10-11вопрос

СИСТЕМА ОБЕСПЕЧЕНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ

Для безопасности работы АЭС решающее значение имеет безопасность работы реакторной установки, которая требует тщательного контроля оборудования как при его изготовлении, так и во время эксплуатации. Безопасность работы реакторной установки базируется на следующих принципах:

1)обеспечение высокого качества изготовления и монтажа оборудования;

2)обеспечение технологической и схемной невозможности опасных последствий единичных нарушений и повреждений;

3)ограничение последствий возможных аварий.

Контур первичного теплоносителя, сосуды, оборудование и трубопроводы реакторного контура должны быть рассчитаны, сконструированы, изготовлены и введены в эксплуатацию таким образом, чтобы вероятность большого разрыва или значительной течи была предельно малой в течение всего времени работы установки.

Все оборудование контуров теплоносителя должно удовлетворять специальным нормам проектирования, изготовления и эксплуатации сосудов и трубопроводов высокого давления, используемых в атомной энергетике. Проект реакторной установки должен быть выполнен так, чтобы свести к минимуму вероятность быстро прогрессирующего повреждения. Контур теплоносителя должен выдерживать без разрывов (лишь с ограниченным в допустимых пределах поглощением энергии за счет пластической деформации) статические и динамические нагрузки, возникающие в любых его узлах и компонентах при любых возможных непреднамеренных и внезапных выделениях энергии в теплоноситель. Все основные элементы реакторного контура должны иметь специальные устройства и приспособления для проверок, испытаний и наблюдения за их плотностью в течение всего срока эксплуатации установки.

В эксплуатации может возникнуть и режим полного обесточивания станции в результате аварии энергосистемы, в которую входит АЭС. Как известно, на электростанциях существует

расход электроэнергии на собственные нужды, в том числе и в реакторных установках. В

отношении допустимости перерыва в электропитании по условиям безопасности все потребители собственного расхода разделены на четыре группы. Первая группа не допускает перерыва в питании (в том числе и при авариях) более чем на доли секунды. К числу этих потребителей относятся приводы системы управления и защиты, системы питания контрольно-измерительных приборов и автоматики, аварийное освещение. Вторая группа допускает перерыв в питании на десятки секунд, но требует обязательного питания после срабатывания аварийной защиты (A3) реактора. К ней относятся все механизмы, обеспечивающие расхолаживание реактора. Третья группа допускает перерывы питания на время действия автоматики ввода резерва (АВР) и не требует обязательного питания после срабатывания A3 реактора. Четвертая группа — все остальные потребители, не предъявляющие особых требований к электропитанию. Безопасность реактора обеспечивается потребителями электроэнергии первой и второй групп. Для них кроме обычного электроснабжения от сети собственных нужд дополнительно предусматривают систему надежного электропитания переменного тока. Для первой группы потребителей в ее состав входит еще и сеть постоянного тока. В качестве аварийных источников электропитания собственных нужд предусматриваются аккумуляторные батареи и статические преобразователи с постоянного тока на переменный, обеспечивающие потребителей первой группы, и автоматизированные дизель-генераторы, являющиеся одной из важнейших частей системы безопасности реакторных установок. Эти независимые источники питания переменным током с

быстродействующим автоматизированным запуском обеспечивают потребителей второй группы.

В пределах самой АЭС возможны аварии, связанные с разуплотнением в элементах реакторного контура. Система обеспечения безопасности (СОБ) АЭС предусматривает три категории устройств: устройства нормальной эксплуатации, локализующие и защитные устройства, в состав которых входит система аварийного охлаждения активной зоны (САОЗ.

Для реактора РБМК – «система аварийного охлаждения реактора» САОР). Устройства двух последних категорий рассчитываются на предельный случай так называемой максимальной проектной аварии (МПА), под которой понимается местный полный поперечный разрыв трубопровода главного циркуляционного контура. Назначение этих систем — не допустить расплавления активной зоны и распространения радиоактивности за пределы защитных

герметичных помещений АЭС даже при МПА. Эти системы включаются автоматически, частично или полностью в зависимости от значительности аварии.

Неизбежно некоторое конструктивное различие систем локализации и ликвидации аварий для реакторов ВВЭР и PБMK, поэтому ниже эти системы рассмотрены раздельно для ВВЭР и РБМК. Однако есть и общие для обоих типов реакторов положения: используют гидроаккумулирующие емкости, из которых вода поступает в реакторный контур в самом начале развития МПА; для реактора ВВЭР они расположены непосредственно у реактора, давление в них несколько меньше, чем в I реакторе, а подсоединяют их выше (две емкости) и ниже (две емкости) активной зоны. Для реактора РБМК гидроаккумулирующие емкости имеют давление несколько большее, чем в реакторе, и подсоединены они к РГК (раздаточному групповому коллектору).

Устройства ликвидации аварий проектируют трехкратными по отношению к необходимому объему для ликвидации МПА. Каждая из трех таких систем располагается в отдельном помещении и не имеет связей с двумя другими; у каждой системы свой дизельгенератор на случай совпадения МПА с обесточиванием АЭС.

Всостав устройств входят насосы высокого давления, имеющие своим назначением подпитку реакторного контура для компенсации малых утечек, и насосы низкого давления с теплообменниками, охлаждаемыми технической водой, которые включаются, если течь значительна. Для конденсации пара, образующегося в результате снижения давления при разрыве трубопровода контура, и тем самым предотвращения повышения давления внутри защитных герметичных помещений сверх расчетного для них, каждая из трех систем имеет дополнительно

спринклерную (разбрызгивающую) установку со своим спринклерным насосом.

На рис. представлены системы локализации аварий и аварийного охлаждения реактора ВВЭР-1000. Весь реакторный контур, включая парогенераторы, расположен в герметичной железобетонной оболочке, представляющей собой барьер локализации и, кроме того, защиту от падающих предметов. Аварийное охлаждение реактора обеспечивается тремя независимыми системами, подсоединенными к реакторному контуру. При этом для ликвидации даже МПА достаточно включения одной из трех систем, т. е. резервирование составляет 200%. Каждая из систем имеет бак аварийного запаса раствора бора 15, теплообменник расхолаживания 17, спринклерные насосы 19, насосы аварийного расхолаживания низкого давления 20.

Вслучае нарушения герметичности реакторного контура и небольшого истечения теплоносителя включаются насосы высокого давления 18 с подачей раствора бора в контур. После обнаружения течи и невозможности ее ликвидации аварийная петля может быть отключена запорной задвижкой и работа блока продолжена со сниженной мощностью. При отсутствии

При большой течи (в том числен развивающейся до МПА) с падением давления в реакторе включаются все элементы схемы (рис. ). Прежде всего в пространство над и под активной зоной автоматически начинает поступать вода из.гидроаккумулирующих емкостей 13, давление в которых (6 МПа) поддерживается азотом. Каждая из них имеет объем 60 м3 (в том числе 50 м3 заняты водой). Затем автоматически включаются насосы аварийного расхолаживания низкого давления 20, подавая воду в реакторный контур, а также насосы 19 спринклерной системы. При истечении воды из реакторного контура образуется пар, который может привести к существенному росту давления под оболочкой. Конденсация этого пара на струях воды, выходящих из сопл спринклерной установки, предотвращает повышение давления под защитной оболочкой. Вода, собирающаяся на полу в приямках герметичной оболочки, через теплообменники расхолаживания 17 теми же насосами 19 и 20 снова закачивается в контур и в спринклерную установку, т. е. продолжает циркулировать до полного расхолаживания реактора. В воду спринклерной системы может подаваться гидразин из бака 14 для связывания йода. Для охлаждения воды теплообменников 17 используются брызгальные бассейны (см. гл. ).

Из рисунка видно, что независимость трех каналов системы безопасности является сквозной, т. е. каждый канал имеет полный комплект оборудования и арматуры, без какого-либо контакта между собой. Электропитание всех насосов каждого из каналов предусмотрено от трансформатора собственных нужд через шины 25, но имеется и резервное питание от энергосистемы. Каждый канал на случай обесточквания АЭС имеет свой дизель-генератор 24, а электропитание потребителей первой категории до запуска дизель-генератора обеспечивается от электроаккумуляторной батареи 26. При наличии трех систем безопасности мощность каждого дизель-генератора расчитывается на 100% нагрузки одной системы безопасности и должна

обеспечивать аварийное расхолаживание реактора при любом типе аварии. В режиме полной потери напряжения срабатывает A3 реактора и подается импульс на запуск дизель-генераторов, которые через 20—40 с обеспечивают током потребителей первой и второй групп от сети надежного электропитания переменного тока. От этой же сети автоматически запускаются аварийные насосы технической воды. Мощность каждого дизеля для АЭС с ВВЭР-1000 составляет

5,5 МВт.

В зарубежной практике для ликвидации МПА нашел некоторое распространение ледовый конденсатор (рис. ). Лед имеет высокую скрытую теплоту плавления, он может быть борирован, что важно для последующей эксплуатации. Лед должен быть размещен в теплообменнике с проходами для воздуха и пара.

Работа ледового конденсатора заключается в следующем. Если разрывается трубопровод первого контура, то вода и освобождающийся из нее пар вытесняет воздух из области первого контура в ледяной конденсатор, а из него — в специальный отсек в нижней части. Пар, поступающий вслед за воздухом в ледяной конденсатор, конденсируется и не вытекает из него. По мере поступления новых порций пара все больше воздуха будет выходить в нижнюю камеру, повышая в ней давление только за счет сжатия воздуха. Поэтому оно невелико и составляет до 0,06 МПа сверг атмосферного. Это облегчает защитную оболочку. Холодильная система для рефрижерации воздуха расположена вне защитной оболочки. Большого распространения такая система не получила из-за значительного расхода электроэнергии и сложности специального обслуживания. В современных проектах ледовые конденсаторы больше не применяются.

Рис . Защитная оболочка с ледяным конденсатором для реактора,

охлаждаемого водой под давлением:

/ — ледовый конденсатор; 2 — компенсатор объема; 3— парогенератор;4 — ГЦН; 5 — реактор

Рис. . Принципиальная схема системы безопасности АЭС с реактором ВВЭР-1000:

/ — реактор; 2— парогенератор; 3—ГЦН; 4— компенсатор объема; 5 — турбина; 6 — конденсатор; 7 — конденсатный насос; 8 — группа ПНД; 9 — деаэратор; 10 — питательный насос; // — группа ПВД; 12 — генератор; 13— гидроаккумулирующая емкость; 14 — бак запаса гидразингидрата; 15 — бак аварийного запаса раствора бора; 16 — бак запаса борного концентрата; /7 — теплообменник САОЗ; 18 — насос высокого давления аварийной подачи раствора бора; 19 — спринклерный насос; 20— насос аварийного расхолаживания низкого давления; 21 — теплообменники промежуточного контура технической воды; 22 — насос подачи технической воды; 23 — шины электропитания первой категории; 24 — дизель-генератор; 25 — шины электропитания второй категории; 26 — аккумуляторная батарея.

Описанные СОБ для ВВЭР в настоящее время являются стандартными. Упомянем, что в ряде ранее осуществленных проектов АЭС для приема пара, образующегося при разрыве трубопровода реакторного контура, как для ВВЭР, так и для РБМК предусматривались отдельно стоящие здания с развитыми барботажными устройствами, а для приема пара от РБМК при закрытии стопорного

клапана турбины устанавливалось несколько технологических конденсаторов. В новых проектах АЭС с ВВЭР предусматриваются небольшие барботажные устройства непосредственно в пределах герметичной оболочки.