Организация пожарной профилактики / Atomniye stantsii. Obespecheniye pozharnoy bezopasnosti 2012

В акт расследования пожара (загорания) комиссией включаются мероприятия, направленные на предотвращение аналогичных пожаров.

По завершении расследования пожара (загорания) не позднее 5 рабочих дней один экземпляр акта расследования пожара (загорания) в печатной версии с приложением всех официальных материалов направляется в МЧС России.

Контрольные вопросы для проверки знаний по разделу 1.4. «Организация учета пожаров и результатов надзорной деятельности АЭС»

1. Порядок учета пожаров и их последствий?

2. Организация статистического учета результатов деятельности по надзору за соблюдением требований пожарной безопасности на атомных станциях?

3. Основные причины возникновения пожаров на АЭС?

4. Порядок расследования пожаров на атомных станциях?

2.Обеспечение пожарной безопасности АЭС с реакторами различных типов

2.1.Типы и особенности ядерных реакторов

2.1.1. Водо-водяной энергетический реактор (ВВЭР) 2.1.2. Реактор большой мощности канальный (РБМК) 2.1.3. Реактор на быстрых нейронах (БН)

2.1.4. Энергетический гетерогенный прямоточный реактор (ЭГП)

Вмире существует пять типов ядерных реакторов. Это водо-водяной знергетический реактор, реактор большой мощности канальный, реактор на тяжелой воде, реактор с шаровой засыпкой и газовым контуром, реактор на быстрых нейтронах. У каждого типа реактора есть особенности конструкции, отличающие его от других, хотя, безусловно, отдельные элементы конструкции могут заимствоваться из других типов. Водо-водяные энергетические реакторы строились в основном на территории бывшего СССР и в Восточной Европе, реакторов большой мощности канальных много в России, странах Западной Европы и Юго-Восточной Азии, реакторы на тяжелой воде в основном строились в Америке.

Внастоящее время на российских АЭС используются:

водо-водяной энергетический реактор (ВВЭР); реактор большой мощности канальный (РБМК); реактор на быстрых нейронах (БН);

энергетический гетерогенный прямоточный реактор (ЭГП).

71

Все используемые типы реакторов на российских атомных электростанциях указаны в таблице 2.1.1.

72

Таблица 2.1.1

Используемые типы реакторов на АЭС России

№	АЭС		Номер энергоблока АЭС и тип реактора
п/п		1		2	3	4		5
1	2	3		4	5	6		7
1	Балаковская АЭС	ВВЭР-1000		ВВЭР-1000	ВВЭР-1000	ВВЭР-1000
2	Белоярская АЭС				БН-600
3	Билибинская АЭС	ЭГП-6		ЭГП-6	ЭГП-6	ЭГП-6
4	Калининская АЭС	ВВЭР-1000		ВВЭР-1000	ВВЭР-1000	ВВЭР-1000
5	КольскаяАЭС	ВВЭР-440		ВВЭР-440	ВВЭР-440	ВВЭР-440
6	Курская АЭС	РБМК-1000		РБМК-1000	РБМК-1000	РБМК-1000
7	Ленинградская	РБМК-1000		РБМК-1000	РБМК-1000	РБМК-1000
	АЭС
8	Нововоронежская				ВВЭР-440	ВВЭР-440		ВВЭР-1000
	АЭС
9	Смоленская АЭС	РБМК-1000		РБМК-1000	РБМК-1000
10	Ростовская АЭС	ВВЭР-1000		ВВЭР-1000
	(Волгодонская)

Далее приведены конструкция и особенности различных типов реакторов.

2.1.1. Водо-водяной энергетический реактор (ВВЭР)

ВВЭР являются самым распространенным типом реакторов в России (рис.2). Весьма привлекательны дешевизна используемого в них теплоносителя-замедлителя (обычно вода) и относительная безопасность в эксплуатации, несмотря на необходимость использования в этих реакторах обогащенного урана (до 4,5%) в качестве топлива. ВВЭР имеет два контура. Первый контур, реакторный, полностью изолирован от второго, что уменьшает радиоактивные выбросы в атмосферу. Циркуляционные насосы прокачивают воду через реактор и теплообменник (питание циркуляционных насосов происходит от турбины). Вода реакторного контура находится под повышенным давлением (до 16 МПа) и имеет высокую температуру (293 градуса - на выходе, 267 – на входе в реактор), вследствие чего могут возникнуть проблемы с теплоизоляцией. Вода второго контура находится под обычным давлением, так что в теплообменнике она превращается в пар. В теплообменнике-парогенераторе теплоноситель, циркулирующий по первому контуру, отдает тепло воде второго контура. Пар, генерируемый в парогенераторе, по главным паропроводам второго контура поступает на турбины и, отдает часть своей энергии на вращение турбины, после чего поступает в конденсатор. Конденсатор, охлаждаемый водой циркуляционного контура (так сказать, третий контур), обеспечивает сбор и конденсацию

73

отработавшего пара. Конденсат, пройдя систему подогревателей, подается снова в теплообменник.

Энергетическая мощность большинства реакторов ВВЭР в нашей стране – 1000 мегаватт (МВт).

Водо-водяные реакторы имеют уязвимые места, о чём свидетельствует приведенный ниже перечень причин аварийных ситуаций, возможных на водоохлаждаемых реакторах:

потеря герметичности тепловыделяющих элементов приводит к тому, что продукты деления выходят в теплоноситель, при этом повышается радиоактивность первого контура. Для справки: для реакторов типа В-1000 средний уровень разгерметизации по АЭС России составляет 2,5 x 10-5 , а по АЭС Украины 6,8 x 10-5;

воздействие ионизирующего излучения, вследствие чего вода разлагается на кислород и водород. При определенном соотношении эта смесь образует гремучий газ и поэтому на водоохлаждаемой АЭС всегда остается опасность возникновения химического взрыва (Калининская АЭС, 1990 г. разрушение внутрикорпусных устройств реактора);

интенсивное парообразование в первом контуре и, как следствие, паровой взрыв; энергии при этом будет достаточно, чтобы сбросить крышку реактора или разрушить первый контур;

трещины в конструкционных материалах стенок корпуса реактора и трубопроводов, развитие которых может привести к аварии.

не достаточно надежное предотвращение осушения активной зоны при разрыве, какого либо элемента первого контура.

проблема отказа систем САОЗ (система аварийного охлаждения зоны) по общей причине из-за неоднократных переносов сроков реализации мероприятий по замене теплоизоляции оборудования и трубопроводов, расположенных в гермообъеме, и/или по установке защиты приямков (фильтров) на входе насосов аварийного охлаждения активной зоны для АЭС с ВВЭР.

На сегодня, имеются проблемы, связанные с обеспечением безопасности на АЭС с ВВЭР-1000, основными из которых являются:

проблема выработки ресурса оборудования систем, важных для безопасности;

большое количество мероприятий по повышению безопасности, сроки выполнения которых переносятся;

недостаточен прогресс работ по обоснованию возможности продления срока службы блоков АЭС первого поколения;

проблема обращения с радиоактивными отходами, медленные темпы внедрения современных технологий их переработки;

74

проблема обращения с отработавшим ядерным топливом, связанная с хранением и низких темпов вывоза его с АЭС;

превышение времени падения и застревание ОР СУЗ; разрывы мембраны предохранительного устройства СПП; отказы насосов аварийного и планового расхолаживания; нарушения водно-химического режима.

На четырех атомных электростанциях России с ВВЭР-1000 эксплуатируется 8 энергоблоков.

Технические характеристики реакторов ВВЭР различной мощности приведены в таблице 2.1.1.1.

Таблица 2.1.1.1.

Технические характеристики реакторов ВВЭР

Характеристика	ВВЭР-210	ВВЭР-365	ВВЭР-440	ВВЭР-1000	ВВЭР-1200
Тепловая мощность	760	1320	1375	3000	3200
реактора, МВт
К. п. д., %	27,6	27,6	32,0	33,0	>35,0
Давление пара перед	29,0	29,0	44,0	60,0	-
турбиной, кг/см²
Давление в первом контуре,	100	105	125	160,0	-
кг/см²
Температура воды, °C:
на входе в реактор	250	250	269	289	298,6
на выходе из реактора	269	275	300	322	329,7
Диаметр активной зоны, м	2,88	2,88	2,88	3,12	-
Высота активной зоны, м	2,50	2,50	2,50	3,50	-
Диаметр ТВЭЛа, мм	10,2	9,1	9,1	9,1	-
Число ТВЭЛов в кассете	90	126	126	312	-
Загрузка урана, т	38	40	42	66	-
Среднее обогащение	2,0	3,0	3,5	3,3—4,4	4,71-4,85
урана, %
Среднее выгорание топлива,	13,0	27,0	28,6	40	>50
МВт-сут/кг

75

Рис. 2. Устройство реактора ВВЭР-1000

1 — привод СУЗ; 2 — крышка реактора; 3 — корпус реактора; 4 — блок защитных труб (БЗТ); 5 — шахта; 6 — выгородка активной зоны; 7 — топливные сборки (ТВС),

регулирующие стержни.

2.1.2. Реактор большой мощности канальный (РБМК)

РБМК построен по несколько иному принципу, чем ВВЭР (рис. 3). Прежде всего, в его активной зоне происходит кипение – из реактора поступает пароводная смесь, которая, проходя через сепараторы, делится на воду, возвращающуюся на вход реактора, и пар, который идет непосредственно на турбину. Электричество, вырабатываемое турбиной, тратится, как и в реакторе ВВЭР, также на работу циркуляционных насосов. Основные технические характеристики РБМК следующие. Активная зона реактора – вертикальный цилиндр диаметром 1,8 метров и высотой 7 метров. По периферии активной зоны, а также сверху и снизу расположен боковой отражатель – сплошная

76

графитовая кладка толщиной 0,65 метра. Собственно активная зона собрана из графитовых шестигранных колонн (всего их 2488), собранных из блоков сечением 250х250мм. По центру каждого блока сквозь всю колонну проходят сквозные отверстия диаметром 114мм для размещения технологических каналов и стержней СУЗ.

Электрическая мощность РБМК – 1000 Мвт. АЭС с реакторами РБМК составляют заметную долю в атомной энергетике. Так, ими оснащены Ленинградская, Курская, Смоленская АЭС.

Важным направлением исследований и разработок по повышению безопасности АЭС с реакторами РБМК является совершенствование систем защиты реакторного пространства и локализации аварий. Выполненные модернизационные работы позволили существенно уменьшить эксплуатационные и аварийные выбросы радиоактивности за пределы АЭС и заметно снизить вероятность тяжелой аварии.

Разработанная и введенная в эксплуатацию модернизированная система управления защитой, комплексная система контроля управления защитой (КСУЗ) имеет две независимые и диверсифицированные системы остановки, два независимых комплекта аппаратуры аварийной защиты и управления (аналоговый и цифровой), включая два независимых набора нейтронных и технологических датчиков, новую информационно-вычислительную систему.

Технические характеристики реакторов РБМК различной мощности приведены в таблице 2.1.2.1.

77

Таблица 2.1.2.1

Технические характеристики реакторов РБМК

	Характеристика	РБМК-1000	РБМК-1500	РБМКП-2400	МКЭР-1500
				(проект)	(проект)
	Тепловая мощность реактора, МВт	3200	4800	5400	4250
	Электрическая мощность блока, МВт	1000	1500	2000	1500
	К. п. д. блока, %	31,3	31,3	37,0	35,2
	Давление пара перед турбиной, атм	65	65	65	65?
	Температура пара перед турбиной, °C	280	280	450
	Размеры активной зоны, м:
	высота	7	7	7,05	7
	диаметр (ширина×длина)	11,8	11,8	7,05×25,38	14
	Загрузка урана, т	192	189	220
	Обогащение, % 235U
	испарительный канал	2,6-3,0	2,6-2,8	1,8	2-3,2
	перегревательный канал	—	—	2,2	—
	Число каналов:
	испарительных	1693-1661[3	1661	1920	1824
		]
	перегревательных	—	—	960	—
	Среднее выгорание, МВт·сут/кг:
	в испарительном канале	22,5	25,4	20,2	30-45
	в перегревательном канале	—	—	18,9	—
	Размеры
	оболочки ТВЭЛа (диаметр×толщина),
	мм:
	испарительный канал	13,5×0,9	13,5×0,9	13,5×0.9	-
	перегревательный канал	—	—	10×0,3	—
	Материал оболочек ТВЭЛов:
	испарительный канал	Zr + 2,5 % N	Zr + 2,5 % N	Zr + 2,5 % Nb	-
		b	b
	перегревательный канал	—	—	Нерж. сталь	—

78

Рис. 3. Схема энергоблока АЭС с реактором типа РБМК

2.1.3. Реактор на быстрых нейронах (БН)

Ядерный реактор БН-600 (рис. 4) выполнен с "интегральной" компоновкой оборудования, при которой активная зона и оборудование первого контура (главные циркуляционные насосы и промежуточные теплообменники) размещены в корпусе реактора.

Схема АЭС с реактором БН-600 представлена на рис. 5.

Реактор размещен в бетонной шахте диаметром15 м. Конструкционный материал реактора - нержавеющая сталь марки Х18Н9. В центре верхней части реактора смонтировано поворотное устройство, состоящее из большой и малой поворотных пробок, эксцентричных друг относительно друга, на малой поворотной пробке смонтирована колонна СУЗ, несущая исполнительные механизмы систем управления и защиты, перегрузки ТВС, контроля активной зоны.

Для компенсации температурных удлинений насосов первого контура и промежуточных теплообменников относительно корпуса реактора использованы компенсаторы приваренные к горловине корпуса реактора. Корпус реактора заключен в страховочный кожух, исключающий возможность вытекания натрия из реактора даже при разрывах его корпуса. Пространство, заключённое между ними, используется при разогреве корпуса газом перед заполнением его натрием. Внутрикорпусная нейтронная защита, размещённая на

79

опорном поясе, состоит из цилиндрических стальных экранов, стальных болванок и труб с графитовым заполнителем.

Отдельные проблемы при эксплуатации БН-600 носят общий характер для любых натриевых установок. Одной из них является принципиальная возможность межконтурной неплотности парогенераторов натрий-вода. Для ее решения принята концепция секционного парогенератора (отключается только секция с межконтурной неплотностью, парогенератор остается в работе), обоснованы и применены системы обнаружения течи и защиты от последствий течи натрия. За время эксплуатации было выявлено 12 межконтурных неплотностей.

Другой серьезной проблемой, влияющей на безопасность БН-600, являются течи натрия.

Основными причинами течей натрия являлись для трубопроводов – недостаточная компенсация и дефекты изготовления, для арматуры – конструктивное несовершенство, для системы приемки натрия – фланцевые соединения.

Технические характеристики реактора БН приведены в таблице 2.1.3.1.

Таблица 2.1.3.1.

Технические характеристики реактора БН-600

Тепловая мощность, МВт	1470
Размеры корпуса реактора, м:
диаметр	12,8
высота	12,6
Общая масса реактора в сборе, без натрия, т	3900
Объем натрия, м3:
в первом контуре	820
во втором контуре	960
Размеры активной зоны (диаметр х высота), м	2,06 х 0,75
Количество ТВС активной зоны	369
Количество ТВЭЛов в ТВС активной зоны	127
Наружный диаметр ТВЭЛа активной зоны, мм	6,9
Количество ТВС зоны воспроизводства	379
Количество ТВЭЛов в ТВС зоны воспроизводства	37
Наружный диаметр ТВЭЛа зоны	14,2
воспроизводства, мм
Температура натрия первого контура, °С:
на входе в активную зону	380
на выходе из активной зоны	550
Температура натрия второго контура, °С:
на входе в теплообменник	320

80