proatom.ru - сайт агентства ПРоАтом
Журналы Атомная стратегия 2022 год
  Агентство  ПРоАтом. 25 лет с атомной отраслью!              
Навигация
· Главная
· Все темы сайта
· Каталог поставщиков
· Контакты
· Наш архив
· Обратная связь
· Опросы
· Поиск по сайту
· Продукты и расценки
· Самое популярное
· Ссылки
· Форум
Журнал
Журнал Атомная стратегия
Подписка на электронную версию
Журнал Атомная стратегия
Атомные Блоги





Подписка
Подписку остановить невозможно! Подробнее...
Задать вопрос
Наши партнеры
PRo-движение
АНОНС
Вышло в свет второе издание двухтомника Б.И.Нигматулина. Подробнее
Новинка!

Вышла в свет книга Вадима Подольного « Архитектура высоконагруженных систем. Системы сбора информации, распределенные системы управления, системы реального времени».
PRo Погоду

Сотрудничество
Редакция приглашает региональных представителей журнала «Атомная стратегия» и сайта proatom.ru. E-mail: pr@proatom.ru Савичев Владимир.
Время и Судьбы

[24/01/2022]     Унифицированный подход к разработке системы обеспечения безопасности

энергоблоков с водяными реакторами

Александр Просвирнов

Представленный в работе подход применим к одноконтурным АЭС с водяным или паровым реактором, а также к двухконтурным АЭС, в первом контуре которых присутствует вода или пар. Наибольший эффект по эффективности систем безопасности (СБ) и экономии материалов на единицу мощности может быть достигнут для модульных энергоблоков интегральной или компактной компоновки с металлическим контайнментом, высота которого превышает диаметр.



В качестве примера можно привести одноконтурный быстрый паровой реактор (БПР-300), водяной кипящий (ВК) и т.д., двухконтурные водо-водяной интегральный реактор (ВВИР-300, аналог IRIS) и ВБЭР-300.

Системы, обеспечивающие безопасность энергоблока, должны обеспечить две противоречащие друг другу функции: передать излишки тепла реактора конечному поглотителю (окружающей среде) и локализовать выход радиоактивных продуктов внутри барьеров безопасности (не допустить их выход в окружающую среду). Традиционный подход, основанный на активных системах безопасности, предусматривает передачу тепла через специальный промежуточный контур с организацией брызгальных бассейнов (см. рис. 1), а для локализации радиоактивных продуктов контайнмент и массу локализирующей арматуры. Вынужденным каналом отвода тепла является и второй контур, используемый для выполнения основной функции выработки электроэнергии. В случае течи из первого контура во второй и срабатыванием БРУ-А нарушаются два барьера безопасности и возможен выход радиоактивности в окружающую среду. Поэтому в будущих проектах этот режим недопустим и требует особого рассмотрения.

Противоречивость вышеописанных двух функций приводит к тому, что внедряя промконтур для отвода тепла от первого контура и контайнмента, мы тем самым увеличиваем опасность проникновения радиоактивных продуктов через барьеры безопасности. Поэтому в проектах с пассивными системами безопасности все проходки через барьеры минимизированы.  Подход, основанный на пассивных принципах отвода тепла, базируется на максимальном использовании барьеров безопасности в качестве передатчиков тепла и исключении дополнительных гидравлических контуров.

Чтобы найти компромисс между двумя функциями необходимо выработать принципы, удовлетворяющие одновременно обеим функциям.

Для создания требуемого перепада температур между внутренней средой контайнмента и окружающей средой используется металлический контайнмент повышенного давления 8 бар. Передача тепла через стенку  металлического контайнмента осуществляется без использования промконтура. Отвод тепла от стенки металлического контайнмента к воздуху осуществляется за счет естественной конвекции через капельное испарение или к воде бассейна вокруг металлического контайнмента за счет создания расчетного давления в контайнменте и превышения температуры стенки контайнмента над температурой окружающей среды. Отвод тепла от активной зоны и контайнмента на начальной фазе аварии, когда темп снижения мощности остаточных энерговыделений высок (примерно до уровня 2% от номинальной мощности и менее) осуществляется за счет борированной воды гидроаккумуляторов полного, высокого и низкого давления и баков запаса воды.

В дальнейшем отвод тепла от активной зоны осуществляется за счет эвакуации пара из первого контура и залива борированной воды из бассейна вокруг корпуса реактора за счет гравитации. Отвод тепла от контайнмента осуществляется за счет теплообменника, охлаждающего воду бассейна вокруг контайнмента, а в случае обесточивания за счет испарения воды бассейна в атмосферу. Запас воды должен позволять отводить остаточные тепловыделения в течение 3-4-х суток без вмешательства оператора в соответствии с требованиями МАГАТЭ, а конструкция бассейна должна позволять пополнять его от внешнего источника в случае тяжелых запроектных аварий.

Все пассивные элементы, не имеющие движущих частей, например, без задвижек, обратных клапанов, пневомклапанов и т.д., должны иметь не менее 2-х каналов резервирования. Участки с активными элементами должны быть продублированы. Иными словами допускается иметь 2 канала одинаковых ГЕ на 1 энергоблок, однако участки трубопроводов подачи борированной воды в корпус реактора с обратными клапанами, например, должны быть продублированы, то есть их количество должно быть 4 на энергоблок.

Для энергоблоков мощностью до 400 МВт может быть принята концепция удержания расплава активной зоны внутри корпуса с отводом тепла через корпус в бассейн вокруг корпуса реактора.

Рис. 1 Барьеры безопасности на примере энергоблока АЭС с ВВЭР

Упрощенная схема СБ представлена на рис. 2. Пространство внутри металлического контайнмента (рис. 2 поз. 2) разделено на две зоны: периферийная (рис.2 поз. 4) и центральная (рис.2), между которыми установлены струйные насосы (рис.2 поз. 9). По периферийной зоне организуется круговое движение пароводяной смеси за счет перепада давлений между зонами при аварии с течью теплоносителя первого контура. На линии сброса пара из КД установлено устройство принудительного снижения давления в первом контуре (рис.2 поз. 8) с подачей пара на струйный насос между зонами (рис.2 поз. 9), с захватом охлаждающей воды из баков запаса борированной воды и паро-воздушной смеси центральной зоны в струйном насосе и перекачкой смеси в периферийную зону с организацией кругового спирального движения смеси в периферийной зоне. Для глушения реакции и залива активной зоны борированной водой в режиме c отказом аварийной защиты (АЗ) ATWS (Anticipated transient without scram) используются гидроемкости полного давления в первом контуре с подачей воды за счет  гравитации. Подход позволяет отказаться от активных систем подачи охлаждающей воды высокого и низкого давления, а использовать только силы гравитации, газовые аккумуляторы, естественную конвекцию и запас энергии первого контура.

Заполнение бассейна вокруг корпуса осуществляется через  сифон из нижних периферийных баков запаса борированной воды при превышении уровня в этих баках верхней точки сифона. Повышение уровня в бассейне осуществляется за счет конденсации на стенках контайнмента и в струйном смешивающем насосе эвакуируемого из  первого контура пара. При течах первого контура вода первого контура также будет стекать в бассейн вокруг корпуса реактора.

Отвод тепла конечному поглотителю осуществляется через бассейн вокруг контайнмента (рис.2 поз. 3) либо через теплообменник (рис.2 поз. 13), либо выпариванием воды бассейна, при этом запас воды в нем должен быть достаточен для отвода остаточных тепловыделений в течение 3-4-х суток без вмешательства оператора, в течение которых должно быть восстановлено проектное электропитание, либо доставлен мобильный источник питания, либо дополнительный источник воды для залива в бассейн вокруг контайнмента.

Бассейн вокруг контайнмента должен иметь соединение с атмосферой для эвакуации тепла от контайнмента и залива воды от внешних источников, как изложено в требованиях МАГАТЭ по управлению тяжелыми авариями.

Рис. 2 Схема систем безопасности: 1-верхний периферийный бак запаса борированной воды, 2-металлический контайнмент, 3-бассейн вокруг контайнмента, 4-кольцевая периферийная зона конденсации пара на стенке контайнмента, 5 – нижний бак запаса борированной воды, 6 – корпус реактора, 7- клапан срабатывания гидроемкостей (ГЕ) полного давления, 8- клапан сброса пара 1 контура в периферийную зону конденсации, 9- пароструйный аппарат (ПСА), 10- сифон верхнего бака, 11- ГЕ низкого давления 23 бара, 12- сифон нижнего бака, 13- теплообменник бассейна вокруг контайнмента. 14- ГЕ полного давления, 15 –ГЕ высокого давления 60 бар.

В случае аварии с течью теплоносителя первого контура создается перепад давления между центральной зоной, куда происходит истечение  и периферийной (рис.2 поз. 4). Так как зоны соединены между собой пароструйным аппаратом (ПСА) (рис.2 поз. 9) поток паровоздушной смеси через ПСА захватывает воду из верхнего бака запаса борированной воды (рис.2 поз. 1), смешивается с паром частично его конденсируя и организует круговое движение по периферийной зоне (рис. 2 поз. 4), в которой оставшийся пар конденсируется на стенке контайнмента. Кроме этого открывается клапан сброса пара из КД (рис.2 поз.8) для снижения давления в первом контуре и его выравнивания с давлением в контайнменте. Конденсат периферийной зоны по винтовой траектории стекает в нижний бак запаса борированной воды. Как только уровень в этом баке превысит верхнюю точку сифона (рис. 2 поз. 12) начнется залив бассейна вокруг корпуса реактора, продолжающийся до выравнивания уровня в нем с уровнем в нижнем периферийном баке запаса борированной воды.

Одновременно с открытием клапана сброса пара из КД (рис.2 поз.8) открывается клапан на линии подвода пара к ГЕ полного давления (рис.2 поз.7) и борированная вода из этих ГЕ под действием гравитации поступает на вход активной зоны. По мере снижения давления в корпусе реактора срабатывают последовательно ГЕ высокого давления 60 бар (рис. 2 поз.15) и ГЕ низкого давления 23 бар (рис. 2 поз.11). Это гарантирует превышение уровня воды в корпусе реактора выше верха активной зоны до момента выравнивания давлений в корпусе и контайнменте. При опустошении всех ГЕ, выравнивании давлений в корпусе и контайнменте и заполнении бассейна вокруг корпуса реактора выше патрубков подачи борированной воды от ГЕ в корпус реактора открываются клапаны, соединяющие бассейн вокруг корпуса и линию подвода от ГЕ. За счет гравитации будет поддерживаться примерно одинаковый уровень воды в корпусе реактора и в бассейне вокруг корпуса. В режиме длительного расхолаживания образующийся внутри корпуса пар будет эвакуироваться через КД в периферийную зону, конденсироваться и возвращаться через бассейн вокруг корпуса реактора во внутрикорпусное пространство.

При аварии с полным обесточением АЭС действие автоматической защиты и систем безопасности инициирует открытие клапана сброса пара из КД в периферийную зону, аналогично действиям при течи теплоносителя. Далее все процессы аналогичны аварии с течью теплоносителя, описанной выше.

При аварии с разрывом паропровода или трубопровода питательной воды аварийный трубопровод отсекается от контуров, а процесс расхолаживания проводится штатными системами нормальной эксплуатации, а при наступлении обесточения, как описано выше для случая течи первого контура.

В случае аварии с течью теплоносителя из первого контура во второй паропровод аварийного ПГ должен изолироваться до и после проходки через стенку контайнмента, а среда из аварийного ПГ должна отводиться с предварительным борированием в периферийную зону аналогично сбросу пара из КД.

Заключение

Унифицированный подход к архитектуре СБ позволяет унифицировать алгоритм действий в аварийной ситуации. Основным фактором безопасности остается глушение ядерной реакции в активной зоне и поддержание уровня воды в корпусе гарантированно выше верха активной зоны. Это достигается за счет унифицированного подхода снижения давления в корпусе реактора за счет эвакуации пара из КД или из-под крышки  реактора, последовательного срабатывания ГЕ полного давления, высокого давления 60 бар и низкого давления 23 бар, а также поступления воды в корпус из бассейна вокруг корпуса реактора.

Использование стенки металлического контайнмента и бассейна вокруг контайнмента в качестве тепообменника отвода тепла конечному поглотителю позволяет значительно упростить схему отвода тепла и позволяет выполнить требование МАГАТЭ о внешних источниках воды для случаев тяжелых аварий.

Использование полностью пассивных схем позволяет отказаться от активных систем подачи охлаждающей воды высокого и низкого давления, а использовать только силы гравитации, газовые аккумуляторы, естественную конвекцию и запас энергии первого контура. В настоящее время имеется тенденция механистического переноса  подходов проектирования систем безопасности мощных ВВЭР-1000(1200) к блокам малой мощности без  учета масштабного фактора. Это может привести к увеличению удельных капитальных затрат до неприемлемых величин.

Доклад по теме статьи был представлен на МНТК-2012, опубликованы тезисы доклада в сборнике МНТК-2012 [1].

 

Литература

  1. Восьмая международная научно-техническая конференция «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики» Тезисы докладов, Москва, 23–25 мая 2012 г .,http://mntk.rosenergoatom.ru/mediafiles/u/files/SbornikTezisovMNTK2012.pdf
 

 
Связанные ссылки
· Больше про Безопасность и чрезвычайные ситуации
· Новость от Proatom


Самая читаемая статья: Безопасность и чрезвычайные ситуации:
О предупреждении аварий на сложном объекте

Рейтинг статьи
Средняя оценка работы автора: 3.33
Ответов: 3


Проголосуйте, пожалуйста, за работу автора:

Отлично
Очень хорошо
Хорошо
Нормально
Плохо

опции

 Напечатать текущую страницу Напечатать текущую страницу

"Авторизация" | Создать Акаунт | 9 Комментарии | Поиск в дискуссии
Спасибо за проявленный интерес

Re: Унифицированный подход к разработке системы обеспечения безопасности (Всего: 0)
от Гость на 24/01/2022
Как-то не серьёзно. Ни одной формулы. Единственная ссылка на не ВАКовскую публикацию 10-ЛЕТНЕЙ ДАВНОСТИ.
Выступление на междусобойчике, даже не международном. Ну, выдвинули идеи. Если бы было что стоящее, тогда за десять-то лет можно было развить в серию публикаций в рецензируемых журналах: как ВАКовских так и международных на английском.



[ Ответить на это ]


Re: Унифицированный подход к разработке системы обеспечения безопасности (Всего: 0)
от Гость на 24/01/2022
Ну и кто читает эти ваковские журналы? Или международные на английском? Там единицы посетителей-читателей. Да и то, в основном случайные или те, кому для диплома нужно текст передрать. 


[
Ответить на это ]


Re: Унифицированный подход к разработке системы обеспечения безопасности (Всего: 0)
от Гость на 24/01/2022
Вообще-то, МНТК - международная конференция


[
Ответить на это ]


Re: Унифицированный подход к разработке системы обеспечения безопасности (Всего: 0)
от Гость на 25/01/2022
В далёком 1970-м году я поступал в аспирантуру с рефератом, где анализировались многочисленные и разнообразные проекты систем безопасности. Из них реализованы: защитная оболочка, барботёр типа Фукусимы, ледовый конденсатор и барботажно-вакуумная система А.М.Букринского. Последняя была отечественной и инновационной, но использована только на одном типе РУ. Данную статью - да в то бы время...Б.Гордон


[
Ответить на это ]


Re: Унифицированный подход к разработке системы обеспечения безопасности (Всего: 0)
от Гость на 25/01/2022
Уважаемый Александр Просвирнов! 
А не слабо придумать конструкцию активную зону РУ, которая в принципе не может расплавиться, и РУ, которая будет в разы дешевле ВВЭРов. В МЭИ этому учили?Виноградов Андрей.


[ Ответить на это ]


Re: Унифицированный подход к разработке системы обеспечения безопасности (Всего: 0)
от Гость на 25/01/2022
В МЭИ учили нормальных студентов, которые дошли до 5-6 курсов. 
Недоумки, которые по недоразумению называют себя Главными конструкторами,  отсеивались еще на младших курсах.


[
Ответить на это ]


Re: Унифицированный подход к разработке системы обеспечения безопасности (Всего: 0)
от Гость на 25/01/2022
Для Виноградова... ТАКУЮ ВОДО-ВОДЯНУЮ РУ придумал в 2003 году Афанасьев Владимир Степанович - гидроволновая установка называется... На входе 60 градусов... На выходе пар 90 гр.... А вот локально 30000 градусов... Работала, однако... без урана... Не плавилась... Включил... Выключил... Ни тебе ксенонового отравления , ни тебе положительной реактивности...  Переработал ЖРО... Отмыл ... и можно на этой же установке опреснять морскую воду, к примеру... Можно и электроэнергию вырабатывать... В десятки раз дешевле ВВЭРов ===== Черепанов Алексей Иванович


[
Ответить на это ]


Re: Унифицированный подход к разработке системы обеспечения безопасности (Всего: 0)
от Гость на 13/02/2022
Что касается модульной реакторной установки водо-водяного реактора, например, РИТМ-200. Совершенно дебильное решение: в стальной кокон воткнули 1500 тон металла! О чем думали, как эту махину перевозить? И к.п.д. низкий 25%, и железа на "большой хвост шлейфа углеродного", и утилизацию ОЯТ из этой большой бочки не сделать, и стоимость всего запредельная. Полный дебелизм развивать это направление от НИКИЭТ (Шельф) и от ОКБМ (РИТМ). Виноградов А.А.


[
Ответить на это ]


Re: Унифицированный подход к разработке системы обеспечения безопасности (Всего: 0)
от Гость на 28/01/2022
Одни пустые слова, ни одного расчета с результатами.


[ Ответить на это ]






Информационное агентство «ПРоАтом», Санкт-Петербург. Тел.:+7(921)9589004
E-mail: info@proatom.ru, webmaster@proatom.ru. Разрешение на перепечатку.
За содержание публикуемых в журнале информационных и рекламных материалов ответственность несут авторы. Редакция предоставляет возможность высказаться по существу, однако имеет свое представление о проблемах, которое не всегда совпадает с мнением авторов Открытие страницы: 0.05 секунды
Рейтинг@Mail.ru