Пути повышения безопасности - АЭС с ВВЭР

Оглавление
АЭС с ВВЭР
Режимы электропотребления
Маневренные возможности энергоблоков - активная зона реактора
Механическая система регулирования реактора
Температурное регулирование  энергоблоков
Конструкционные элементы энергоблоков
Регулировочные возможности турбины
Сравнительная эффективность АЭС в режимах регулирования нагрузки
Развитие и модернизация ВВЭР
Конструкция активной зоны и топливоиспользование ВВЭР
Открытый и замкнутый топливные циклы ВВЭР
Повышение коэффициента воспроизводства
Спектральное регулирование
Тесные топливные решетки
Дожигание топлива
Пути повышения безопасности
Концепции топливной составляющей затрат в ВВЭР
Учет наработки вторичного топлива
Методы поиска наивыгоднейших решений
Аккумулирование тепла на АЭС
Использование слабоперегретого пара
Выбор параметров пикового контура
Регулирование нагрузки снижением мощности
Деформация полей энерговыделения при изменении  мощности
Использование мощностного и температурного эффектов реактивности
Регулировочные возможности турбин
Турбины слабоперегретого пара - регулировочные возможности
Другие пути адаптации АЭС к переменным графикам нагрузок
Оптимизация параметров газовой турбины
Наивыгоднейшие параметры газоводяного подогревателя
Потребители-регуляторы
Внепиковое электротеплоснабжение
Список литературы

Важнейшей задачей при проектировании АЭС является обеспечение их безопасности. Иногда пути реализации повышения технико-экономической эффективности и обеспечения безопасности оказываются противоречивыми. Так, повышение давления и температуры теплоносителя первого контура приводит к термодинамическому совершенству и росту единичной мощности АЭС, но при этом увеличивается и потенциальная опасность тяжелых аварий. Разумеется, что при осуществлении ряда дополнительных мер и усовершенствований можно обеспечить соответствующее повышение безопасности таких решений. Но аналогичного результата можно достигнуть и снижением уровня рассматриваемых параметров.
Учитывая отсутствие в настоящее время длительно апробированного надежного методического аппарата, который позволял бы проводить количественные оценки уровня безопасности АЭС, рассмотрим основные качественные пути его повышения.
Развитие энергетических реакторных установок с ВВЭР однозначно указывает, что удовлетворение дополнительным критериям безопасности приводит к удорожанию единицы установленной мощности и, следовательно, к снижению экономических показателей АЭС.
Представляется весьма полезным выяснить, какими путями может быть достигнут очередной шаг в повышении безопасности реактора нового поколения.
Результаты анализов, выполняемых, как правило, расчетным путем, указывают на то, что из всего перечня проектных режимов могут быть выделены несколько наиболее ответственных, в которых имеют место минимальные запасы до установленных пределов (до кризиса теплообмена при кипении теплоносителя или до температуры плавления топлива) при ограничениях температуры оболочки твэлов и глубины ее окисления.
Эта режимы являются определяющими и обусловливающими максимальный приемлемый уровень тепловых нагрузок твэлов, а значит, в конечном счете и допускаемую мощность активной зоны.
Всесторонние анализы приводят к заключению, что такими режимами являются: обесточивание всех ГЦН; течи теплоносителя из первого контура; течи пара из второго контура.
В реализуемых разработках такие режимы преодолеваются при непременном условии срабатывания аварийной защиты реактора с целью экстренного снижения энерговыделения в твэлах. В этих условиях проектное протекание режима всецело зависит от надежности срабатывания аварийной защиты реактора и систем безопасности. На практике, тем не менее, могут быть случаи, например, зависания более чем одного органа СУЗ, и поэтому последствия аварийных режимов с учетом дополнительных отказов могут заметно различаться. В последних зарубежных проектах наблюдается тенденция рассматривать проектные режимы без снижения мощности реактора непосредственно от воздействия быстрого введения органов СУЗ (ATWS). Приведение реактора в безопасное состояние в указанных условиях должно достигаться дополнительными надежными средствами защиты.
С учетом реальных условий представляется, что абсолютно надежными средствами защиты реактора могут являться только сильные отрицательные обратные связи между мощностью активной зоны и термодинамическими параметрами теплоносителя. Можно представить, каким образом будет выглядеть конструкционное оформление реактора, концепцией которого преследуется цель максимального обеспечения безопасности при работе. Так, например, наиболее надежным средством исключения режима с обесточиванием ГЦН и, значит, исключения необходимости быстрого снижения мощности, обусловленного этим событием, является отказ от самих ГЦН и осуществление теплоотвода от твэлов только за счет естественной циркуляции теплоносителя. Следствием этого отказа будет неизбежное снижение удельных тепловых нагрузок в активной зоне. Но при этом и режимы с течами обоих контуров уже вследствие уменьшения тепловых нагрузок твэлов будут более безопасными. При исключении трубопроводов большого диаметра из интегральной компоновки в таких режимах должна быстрее достигаться стабилизация ситуации в результате сильно выраженного основного свойства установки с ВВЭР: истечение теплоносителя из первого контура приводит однозначно к полному глушению цепной реакции сначала из-за вскипания теплоносителя в активной зоне, а затем или из-за временного обезвоживания ее без перегрева твэлов, или из-за повышения концентрации борной кислоты в теплоносителе. Кроме того, следует рассматривать как благоприятный фактор и снижение давления теплоносителя, принимаемого как номинальное для данной разработки.
Известно, что в существующих реакторах типа ВВЭР по мере выгорания топлива температурный и плотностной коэффициенты реактивности для теплоносителя изменяются от нуля в начале цикла до значений, обусловливающих надежную саморегулируемость паропроизводящей установки в конце цикла. Причиной такого изменения коэффициентов реактивности является постепенное снижение концентрации борной кислоты в теплоносителе первого контура. При понижении концентрации борной кислоты одинаковые отклонения температуры теплоносителя в разные моменты топливного цикла приводят к различному изменению объемного содержания бора в активной зоне и тем самым к различным эффектам реактивности. Соотношения между соответствующими параметрами хорошо известны из практики.
Задаваясь целью значительно усилить в аварийных режимах внутренние отрицательные связи между мощностью активной зоны и параметрами теплоносителя, следует, вероятно, выдвинуть на первое место не температурные эффекты реактивности (как это принято сейчас), а существенно большие — плотностные. Другими словами, необходимо заменить стабилизацию мощности реактора не только за счет разогрева теплоносителя, а и за счет его вскипания.
Значительное снижение плотности теплоносителя при вскипании будет происходить и при увеличении мощности активной зоны, и при снижении давления в первом контуре. Основой для такого решения могут быть опять же пониженные тепловые нагрузки твэлов, с одной стороны, и более целенаправленный выбор «жесткости» компенсатора давления, с другой. Для быстрого включения аварийной защиты в виде вскипающего в активной зоне теплоносителя требуется максимальное приближение рабочего давления к давлению . насыщения в процессах с повышением мощности и входной температуры теплоносителя, а в процессах со снижением входной температуры теплоносителя (течи пара во втором контуре) опережающее снижение давления в первом контуре, обеспечиваемое пониженной компенсирующей способностью компенсатора давления. При течах первого контура вскипание теплоносителя будет обеспечиваться падением давления.
Приближение рабочего давления к давлению насыщения при выбранной температуре теплоносителя в активной зоне й снижение его плотности, кроме усиления саморегулирования в аварийных режимах, позволят значительно интенсифицировать естественную циркуляцию, а значит, и увеличить отводимую мощность.
Важным фактором, способствующим улучшению теплоотдачи от твэла в таком режиме, является поверхностное кипение, скрывающее, по-видимому, значительные резервы и требующее тщательных исследований.
Расчеты, направленные на выявление допустимого уровня мощности ТВС реактора ВВЭР-1000 в условиях охлаждения, значительно отличающихся от номинальных, показывают, что при естественной циркуляции теплоносителя она может составлять не менее 40%. В этом случае электрическая мощность может быть получена одним турбоагрегатом при существенно более низком исходном давлении пара, чем на входе в турбину К-1000-60. Так, в ЦНД этой турбины поступает пар давлением всего 1,2 МПа, а мощность турбоагрегата составляет 630 МВт. Приняв давление свежего пара, генерируемого в ПГ, около 1,5 МПа как основу для разработки реакторной установки в новой концепции, можно определить некоторые параметры первого контура. Температура насыщения теплоносителя во втором контуре составит 197° С, а средняя температура теплоносителя в активной зоне будет составлять не более 220 — 225° С.
Далее, важно. правильно определить расход теплоносителя через активную зону, поскольку от этого зависят температуры на входе в реактор и выходе из него, а следовательно, и выбираемые давления в первом контуре, обусловливающие в нашем варианте быстрое вскипание теплоносителя в аварийных режимах.
Простые оценки показывают, что снижением рабочего давления в первом контуре можно заметно увеличивать расход теплоносителя при постоянной тепловой мощности активной зоны и неизменной разнице высот нагревателя (активной зоны) и охладителя (ПГ). Поэтому целесообразно выбрать давление над активной зоной равным или очень близким к давлению насыщения при средней температуре теплоносителя на выходе ТВС. Тогда в максимально нагруженных ТВС установится некоторое объемное паросодержание, значительно способствующее развитию естественной циркуляции и выравниванию энерговыделения.
Потоки теплоносителя из ТВС с различным энерговыделением (недогретого при энерговыделении в ТВС ниже среднего и содержащего пар при энерговыделении в них выше среднего), смешиваясь над активной зоной, будут поступать в ПГ со средней температурой, равной температуре насыщения.
Стремление избежать основных недостатков ВВЭР, являющихся потенциальными источниками аварийных режимов (высокого давления, наличия трубопроводов достаточно большого диаметра в составе первого контура, необходимости надежной и интенсивной циркуляции с использованием мощных ГЦН), приводит к заключению, что решение проблемы повышения безопасности следует искать в создании реакторной установки с интегральной компоновкой (исключением трубопроводов), естественной циркуляцией теплоносителя (исключением ГЦН и опасности их отключения) при пониженном давлении в корпусе — контуре.
Достаточно интенсивная естественная циркуляция теплоносителя возможна при совершенно определенном требовании: размещении охладителя (ПГ) существенно выше активной зоны, а при интегральной компоновке — соответственно только в верхнем объеме корпуса реактора.
Известно, что на всех отечественных ВВЭР в пространстве над активной зоной и на крышке реактора размещена конструкция, обеспечивающая функционирование органов СУЗ. Для размещения в этом пространстве ПГ необходимо, по-видимому, коренное изменение конструкции органов СУЗ. С другой стороны, благодаря значительному саморегулированию активной зоны число органов СУЗ может быть сокращено. Если же отказ от органов СУЗ, что само по себе является также важным фактором сокращения числа аварийных ситуаций (исключаются режимы неуправляемого извлечения рабочей группы органов СУЗ и мгновенное выстреливание одиночного органа СУЗ из активной зоны под действием «внутреннего давления» при разрушении привода), Оказывается невозможным, следует пересмотреть современную однозначную концепцию их размещения только в верхней части аппарата. При пересмотре, по-видимому, целесообразно исходить из того, что, например, размещение органов СУЗ в нижней части корпуса реактора (что, в частности, реализуется в некоторых зарубежных проектах) оправдывается в нашем случае необходимостью и при верхнем размещении СУЗ непременно учитывать режимы с течами самого корпуса, поскольку в перспективе обеспечение безопасности и при таких авариях также должно входить в круг рассматриваемых проблем.
Таким образом, концепция недопустимости иметь вварные патрубки на корпусе реактора ниже верхней отметки активной зоны становится менее обязательной. Вместо нее в основу может быть положено как основное условие обеспечение уровня воды над активной зоной и после истечения ее из корпуса реактора в бетонную шахту. В этом случае наличие большого количества воды над активной зоной, обусловленное интегральной компоновкой первого контура и значительными размерами ПГ, может быть благоприятным фактором для надежного залива активной зоны.
Интегральная конструкция первого контура должна размещаться в герметичной (до установленной высоты) бетонной шахте, способной выдерживать и достаточно высокие механические нагрузки при быстрых процессах, вызванных разгерметизацией корпуса, и сохранять необходимый для полного залива активной зоны уровень воды. Последующие проработки должны показать целесообразность и возможность постоянного заполнения нижней части шахтного объема раствором борной кислоты.
Размещение органов СУЗ под активной зоной и вызванная этим решением принципиальная возможность истечения теплоносителя из корпуса при разгерметизации их приводов и после снижения давления в корпусе не будут изменять общую концепцию реакторной установки (возможность течей теплоносителя из первого контура). Но, вместе с тем, нижнее размещение приводов СУЗ или их полное исключение позволяют оптимальным образом организовать надежную естественную циркуляцию теплоносителя в первом контуре, а значит, обеспечить получение достаточно большой тепловой мощности реактора.
Повышая надежность и безопасность АЭС с реакторами типа ВВЭР, следует основываться на защите твэлов от повреждения не за счет срабатывания активных устройств, а на использовании самоглушения активной зоны, пассивных элементов и предельного упрощения конструкции.
Подводя итоги, выделим наиболее вероятные, на наш взгляд, принципиальные мероприятия, направленные на повышение безопасности ВВЭР:
снижение тепловых нагрузок твэлов и параметров теплоносителя;
переход на естественную циркуляцию теплоносителя в первом контуре;
повышение запасов прочности конструкции исходя из отклонения параметров в режимах с максимальными неблагоприятными событиями без учета срабатывания аварийной защиты реактора;
максимальное сокращение первого контура путем перехода на интегральную компоновку; заводское изготовление оборудования всего первого контура;
обеспечение сильной отрицательной обратной связи между мощностью активной зоны и теплогидравлическими параметрами теплоносителя за счет использования плотностных эффектов реактивности и самоглушения реактора при неизбежных возмущениях извне;
обеспечение наиболее надежного длительного отвода из активной зоны остаточного тепловыделения.


 
« Атомные электрические станции и их оборудование   Бетон в защите ядерных установок »
электрические сети