Выговский Физические и конструкционные особенности ядерных 2011

базе французской корпорации FRAMATOM и немецкой фирмы

«Simmens».

Остановимся несколько подробней на последних разработках

«Westinghouse Electric» – проекте АР-1000 (аналог ВВЭР-1000).

Энергоблок по проекту АР-1000 является двухпетлевым PWR с одной «горячей» и двумя «холодными» нитками на каждой петле

(рис. 2.38).

Рис. 2.38. Схематическое изображение основных элементов ЯЭУ по проекту АР-1000

Реактор АР-1000 аналогичен реактору стандартного трех петлевого PWR фирмы «Westinghouse» с измененным расположением патрубков, улучшенными характеристиками активной зоны (решетки из циркалоя, достигнуто повышенное выгорание топлива), отсутствием Inco-nel-600 (быстро теряет свои прочностные свойства при поглощении нейтронов) в сварных швах корпуса реактора.

В проекте АР-1000 предусмотрено два вертикальных парогенератора и четыре главных циркуляционных насоса (ГЦН) бессальникового типа, подключенных непосредственно к днищу парогенератора. Конструкция и место установки насосов исключают воз-

241

можность течи через их уплотнения, снижают потери давления и предотвращают оголение активной зоны при малых течах теплоносителя 1-го контура.

Подход к обеспечению безопасности АР-1000 основан на использовании пассивных принципов (естественной циркуляции воды, водяного пара и воздуха, действия силы тяжести или энергии сжатого газа, пружины или аккумуляторной батареи). Проект АР-1000 удовлетворяет всем требованиям NRC (Национальный Регулирующий Орган в Атомной Энергетике в США), начиная от принципа единичного отказа и заканчивая новыми требованиями к пассивным АЭС. В том числе проект удовлетворяет требованию о необходимости обеспечения пассивного охлаждения при наиболее неблагоприятной аварии в течение не менее трех суток без использования внешних источников энергии и действий оператора. Результаты проведенных теплогидравлических анализов показывают, что при гильотинном разрыве трубопровода 1-го контура температура оболочек твэл, оцененная с учетом неопределенностей, не превысит значения 1162 °С. При потере расхода теплоносителя обеспечивается 19 %-й запас до кризиса теплообмена, а при разрыве трубопровода питательной воды запас до переохлаждения составляет 78 °С.

Несколько слов о пассивных системах безопасности ЯЭУ по проекту АР-1000. В системах безопасности не используются насосы, вентиляторы, а также дизель-генераторы и другие источники переменного тока. Для запуска ряда пассивных процессов применяются клапаны, причем для срабатывания некоторых из них требуется поступление аварийного сигнала и запасенная энергия (сжатый газ, аккумуляторная батарея или пружина). В конструкции большинства электроприводных клапанов реализован принцип безопасного отказа, т.е. при нормальной эксплуатации они находятся под напряжением и удерживаются в закрытом положении, а при обесточивании привода срабатывают. Пассивная система аварийного охлаждения обеспечивает аварийный впрыск, сброс давления и отвод остаточных тепловыделений в течение длительного периода времени. Для аварийного впрыска используются три источника воды, трубопроводы которых непосредственно подсоеди-

242

нены к патрубкам корпуса реактора, изображенным на рис. 2.38 (рис. 2.39):

•два гидроаккумулятора сферической формы, подобные установленным аккумуляторам на действующих АЭС с PWR, которые содержат борированную воду под давлением сжатого азота и отделены от реактора парой обратных клапанов;

•два бака аварийной подпитки большого объема с холодной борированной водой, изготовленные из нержавеющей стали и выполняющие те же функции, что и высоконапорная система аварийного охлаждения активной зоны на обычных PWR.

Верхняя часть баков соединена с холодной ниткой петли 1-го контура, поэтому баки находятся под давлением 1-го контура. Запуск механизма впрыска, основанного на естественной циркуляции (ЕЦ), осуществляется путем открытия клапана на линии, соединяющей бак с реактором. Бассейн перегрузки, который выполнен из бетона, расположенный на более высоких отметках, чем реакторная установка, находится под атмосферным давлением и содержит большой запас холодной борированной воды, достаточный для затопления помещений защитной оболочки до уровня выше крышки реактора. При нормальной эксплуатации бассейн перегрузки отключен от реакторной установки взрывными и обратными клапанами. Для срабатывания ряда подсистем системы аварийного охлаждения необходим контролируемый относительно медленный сброс давления в 1-м контуре до атмосферного, для чего предусмотрены четыре подсистемы клапанов, на каждом из которых последовательно установлено по два нормально закрытых клапана. Три подсистемы обеспечивают сброс среды из парового пространства компенсатора давления в бассейн перегрузки, первая из них открывается по сигналу о низком уровне в баке аварийной подпитки, а остальные две — с задержкой по времени. Открытие клапанов четвертой подсистемы соединяет горячие нитки петель 1- го контура с атмосферой защитной оболочки и обеспечивает снижение давления в них до низких параметров. После этого возможен залив активной зоны реактора из бассейна перегрузки под действием силы тяжести.

243

Рис. 2.39. Пассивные системы безопасности АР 1000

В общей сложности для отвода остаточных тепловыделений от активной зоны реактора используется пять процессов ЕЦ:

1)ЕЦ в петлях 1-го контура;

2)ЕЦ через рассмотренные выше баки аварийной подпитки;

3)ЕЦ через пассивную подсистему теплообменника отвода остаточных тепловыделений, который подключен к «холодной» и «горячей» ниткам петли 1-го контура и погружен в бассейн перегрузки. Теплообменник обеспечивает отвод тепла от 1-го контура при переходных процессах, связанных с потерей теплоотвода через 2-й контур или разрывах трубопроводов питательной воды и паропроводов острого пара. Более одного часа тепло отводится за счет нагрева воды в бассейне перегрузки, а затем — ее кипения с выходом пара в объем защитной оболочки (рис. 2.39);

4)ЕЦ в защитной оболочке, когда пар конденсируется на стенках стальной защитной оболочки и возвращается в бассейн перегрузки;

244

5) ЕЦ воздуха, обеспечивающая наружное охлаждение стальной защитной оболочки (рис. 2.40). Для этого во внешней бетонной оболочке сделаны вентиляционные каналы, которые предназначены для доступа воздуха из окружающей среды к стальной защитной оболочке. В начале аварии с течью теплоносителя 1-го контура процесс охлаждения защитной оболочки интенсифицируется путем ее орошения водой из большого водяного бака, расположенного в верхней части бетонной защитной оболочки.

Рис. 2.40. Пассивное охлаждение защитной оболочки

Более привлекательным, на наш взгляд, представляется другой западный аналог: ЯЭУ с реактором EPR, являющаяся совместной разработкой французского концерна FRAMATOM и немецкого концерна SIMMENS

Реактор EPR относится к реакторам типа PWR (водо-водяных реакторов с водой под давлением) мощностью 1628 МВт. Проектный срок службы энергоблока составляет 60 лет.

245

Реакторная установка EPR, имеющая четыре петли, расположена в контайменте с двойной оболочкой. Вокруг контаймента расположены здания систем безопасности и хранилище свежего и отработавшего топлива. Каждый из четырех каналов безопасности и обеспечивающие их работоспособность системы расположены в отдельных четырех зданиях. Разделение на четыре канала выполнено как по механической, так и по электрической части.

Рис. 2.41. Общий вид АЭС с реактором EPR

Проектная тепловая мощность активной зоны реактора типа EPR составляет 4250 МВт. В качестве ядерного топлива в основном используется диоксид урана UO2, однако допускается использовать до 50 % топливных сборок со смешанным оксидным ядерным топливом (МОХ). Основные технические характеристики и режимы работы РУ выбраны для достижения с одной стороны высокого КПД и минимальной стоимости топливного цикла, а с другой стороны, для достижения высокой маневренности и гибкости по отношению к длительности топливного цикла.

Разработка проекта активной зоны реактора выполнена с учетом следующих требований и допущений:

246

•давление в ПГ составляет 78 МПа с учетом консервативных оценок в отношении расхода теплоносителя;

•достигаемая глубина выгорания топлива как минимум

60МВт*сут./кг U;

•длительность топливного цикла составляет 18 мес. (может быть увеличена до 24 мес.), при этом коэффициент готовности должен быть не менее 0,9 (допускается возможность использования двухгодичного топливного цикла – 24 мес. между перегрузками);

•система управления активной зоной обеспечивает необходимую маневренность в соответствии с требованиями энергосистемы: обеспечивается возможность длительной работы в маневренном режиме (скорость изменения мощности 5 % Nном./мин в диапазоне мощностей от 50 до 100 % и 2,5 % Nном./мин в диапазоне мощностей от 20 до 50 %).

Активная зона реактора включает в себя 241 топливную сборку длиной 420 см, расположенных в квадратной решетке 17×17 см. Сборки разных видов топлива (UO2 или MOX) состоят из 264 топливных стержней и 25 направляющих трубок (под поглощающие стержни).

Топливные стержни выполнены из труб из сплава типа M5™ и предполагают как возможность применения топливных таблеток из обогащенного по изотопу 235 диоксида урана, в том числе с выгорающим поглотителем, так и МОХ топливо из обедненного урана с диоксидом плутония.

Исходя из нейтронно-физических характеристик активной зоны, среднее обогащение плутония в сборках МОХ ограничивается значением 7 %. В то же время сборка МОХ может содержать зоны с плутонием различного обогащения (максимальное возможное обогащение 7,44 %).

Температура плавления необлученного UO2 составляет 2800 °C, а необлученного топлива типа МОХ – 2737 °C.

Для аварийного останова реактора используются до 89 регулирующих стрежней.

Контроль активной зоны реализуется по трем направлениям:

•контроль температуры теплоносителя,

•контроль аксиального распределения энерговыделений,

247

• контроль положения регулирующих стержней с учетом обеспечения эффективности аварийной защиты.

Что касается продвижения разработок ЯЭУ с реакторами типа ВВЭР (PWR) различных корпораций на внешнем рынке, то можно привести диаграмму по распространенности реакторов на внешнем рынке, из которой можно увидеть, что отечественные разработки вполне конкурентно способны по сравнению с ведущими в атомной энергетике фирмами (рис. 2.42).

27								Обсуждаемые
25								Планируемые
								Лицензируемые
23
								Заказанные
21
								Строящиеся
18								Эксплуатирующиеся
15
12
9
6
3
0
	ВВЭР			APWR EPR ABWR*
1000			1000

Тип реактора

Рис. 2.42. Планируемые и строящиеся энергоблоки (по оси Y отложено количество востребованных энергоблоков) в зависимости от типа реактора

248

Заключение

В данной главе рассмотрены конструкционные особенности ЯЭУ с ВВЭР и то, как они обеспечивают безопасность АЭС. Уже на стадии проекта в конструкцию реакторного оборудования закладываются технические решения, определяющие конструктивно защитные системы, обеспечивающие целостность оборудования и минимизацию его повреждения при различных авариях и отказах оборудования. Защитными системами могут выступать и некоторые системы нормальной эксплуатации, которые при авариях выполняют в полной мере роль систем безопасности. Рассмотрена эволюция систем безопасности от первых энергоблоков с ВВЭР1000 до настоящего времени (В-187, В-302,В-338, В-320, В-392, В- 428, В-412, В-446). Рассмотрены принципы работы систем безопасности и пути их совершенствования. Приведена концепция существенного повышения уровня безопасности ЯЭУ с ВВЭР-1000. В этой главе были освещены результаты многолетнего развития и совершенствования конструкции ЯЭУ с ВВЭР-1000 и состоялось знакомство с техническими решениями, направленными как на повышение экономичности ЯЭУ с ВВЭР-1000, так и повышение уровня безопасности оборудования АЭС.

Тем не менее к настоящему моменту еще нет ни одного энергоблока с ВВЭР-1000, в котором было бы реализовано одно из важнейших мероприятий, предназначенных для предотвращения экологической катастрофы в случае расплавления активной зоны: организация под реактором ловушки для расплавленного топлива. Ловушка для расплавленного топлива представляет собой бетонный «мешок под реактором», в который установлена металлическая ванна из тугоплавкого материала, температура плавления которого заметно выше температуры плавления урана. Эта ванна располагается на тех же тугоплавких перфорированных трубах,

249

положенных на бетонное днище, и заполняется свинцом, легкоплавким материалом, при попадании в который расплавленный уран будет плавать и кипеть. Для залива топливной ловушки водой под защитной оболочкой установлены баки с водой. Подача воды из них в бетонный мешок основана на пассивных принципах. Тепло от энерговыделения в топливе снимается естественной конвекцией воздуха и холодного пара под защитной оболочкой. Для усиления конвекции за пределами защитной оболочки располагается тяговая труба, соединенная с помещением, где находится реакторное оборудование На рис. 2.43 показана схема герметической оболочки, в которой предусмотрено устройство для охлаждения расплавленного урана.

Конечно, стоимость строительства такой АЭС возрастет, особенно за счет капитальной составляющей. Поэтому в настоящих проектах ЯЭУ с ВВЭР усилия направлены на недопущение расплавления активной зоны или максимального снижения вероятности такого события. Вероятней всего для энергоблоков с повышенной мощностью, в которых экономичность ЯЭУ существенно взрастет, вернуться к проекту с топливной ловушкой.

После знакомства с основными системами безопасности и с тем, как они функционируют, в следующей главе перейдем к изучению аварийных ситуаций, в которых принципы самозащищенности не достаточны для сохранения целостности основных барьеров безопасности и требуется действие активных и пассивных систем безопасности.

После знакомства с основными системами безопасности и с тем как они функционируют, в следующей главе перейдем к изучению аварийных ситуаций, в которых принципы самозащищенности не достаточны для сохранения целостности основных барьеров безопасности и требуется действие активных и пассивных систем безопасности. В III главе дано описание проектных аварий и режимов с частичными нарушениями нормальной эксплуатации, расчет которых обязательно проводится Главным конструктором РУ для обоснования технической безопасности конкретного блока АЭС с ВВЭР.

250