Стартовая >> Архив >> Генерация >> Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических реакторов

Предохранительные и защитные устройства - Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических реакторов

Оглавление
Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических реакторов
Введение
Деление тяжелых ядер
Нейтронно-физические характеристики активной зоны ВВЭР-1000
Пусковые режимы работы реактора
Требования к системе управления и защиты ВВЭР
Пуск реактора
Нейтронно-физические характеристики активной зоны при работе
Регулирование и маневренность ВВЭР
Отвод тепла от реактора в нормальных и переходных режимах
Ограничения допустимой мощности реактора, связанные со схемой электроснабжения ГЦН
Останов реактора
Обеспечение отвода тепла после останова реактора
Комплектация тепловыделяющих сборок в активной зоне
Расчет нейтронно-физических характеристик реактора
Расчет распределения энерговыделения в тепловыделяющих сборках
Оптимизация нейтронно-физических характеристик реактора
Свойства двуокиси урана и оболочек твэлов из циркониевого сплава
Контроль герметичности оболочек твэлов на остановленном реакторе
Изучение отработавшего ядерного топлива в защитной камере
Требования к материалам 1-го контура реактора
Особенности водно-химического режима и способы регулирования качества воды 1-го контура
Очистка воды 1-го контура
Переработка и захоронение жидких радиоактивных отходов
Контроль за состоянием материалов оборудования реакторных установок
Безопасность ВВЭР
Радиационная безопасность при нормальной эксплуатации реактора
Обеспечение ядерной безопасности при работах с тепловыделяющими сборками
Наиболее вероятные аварии на реакторе
Оценка возможного выделения энергии при аварии
Предохранительные и защитные устройства
Эксплуатация энергетического блока с ВВЭР-1000
Паротурбинная установка ВВЭР-1000
Система контроля, управления и защиты ВВЭР-1000
Себестоимость электроэнергии, вырабатываемой на АЭС
Режим и показатели работы АЭС в энергосистеме
Способы увеличения глубины выгорания ядерного топлива и длительности кампании реактора
Режим продления кампании реактора
Снижение потерь нейтронов в реакторе
Заключение
Список литературы

Обеспечение безопасности реактора предполагает использование предохранительных и защитных устройств для предотвращения аварии или смягчения ее последствий. Предохранительные устройства обычно предусматриваются проектом как часть конструктивных решений по безопасности реакторной установки.
К предохранительным и защитным устройствам АЭС с ВВЭР могут быть отнесены: герметичная оболочка твэлов; герметичная система 1-го контура реактора; система управления и аварийной защиты; система аварийного охлаждения активной зоны; система надежного обеспечения электроэнергией на собственные нужды; оборудование для безопасной транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива и радиоактивных отходов.
Особое значение придается обеспечению герметичности помещений реактора, входящих в комплекс защитной оболочки 1-го контура ВВЭР. Обычно в качестве защитной оболочки рассматривают герметизируемые строительные конструкции (боксы, шахты и т. д.), рассчитанные на определенное аварийное давление, внутри которых размещена реакторная установка. Давление воздуха внутри помещений может быть равно атмосферному или меньше его.

В более общем виде термин «защитная оболочка» в международной практике употребляется для обозначения всех конструкций, систем и устройств, которые могут быть предусмотрены для достижения с высокой степенью надежности локализации и ослабления радиоактивности, которая в случае аварии на реакторе может проникнуть из 1-го контура в помещения реакторной установки и попасть в окружающую среду. Как правило, защитная оболочка имеет биологическую защиту, чтобы уменьшить прямое радиационное облучение снаружи стен оболочки в случае аварийного попадания значительных количеств радиоактивных веществ в помещения под оболочкой [157].
Защитная оболочка реактора снабжается соответствующей системой вентиляции, которая обеспечивает поддержание средней температуры воздуха внутри помещений, как правило, в пределах 40 — 50 °С путем удаления определенной части выделяющегося тепла при условиях эксплуатации реактора.
Существуют три принципиально различных типа защитных оболочек: 1) защитная оболочка под давлением (или паровая оболочка); 2) защитная оболочка с понижением давления (или оболочка с конденсацией пара); 3) защитная оболочка со сбросом давления через предохранительные клапаны (или вентилируемая оболочка с регулируемым выбросом радиоактивности).
Защитные оболочки под давлением условно делятся на оболочки низкого и высокого давления.
Избыточное давление паровоздушной смеси в защитной оболочке ВВЭР может составлять от нескольких десятых до десятков атмосфер в зависимости от выделившейся при аварии энергии и объема оболочки (рис. 10.5 и 10.6).
Понижение давления пароводяной смеси под оболочкой обеспечивается конденсацией паров вышедшей из реактора воды. Поглощение выделившейся при аварии энергии может быть осуществлено различными способами.
Наиболее часто понижают давление внутри оболочки, а также ограничивают повышение давления принудительным водяным орошением внутреннего пространства оболочки через разбрызгиватели так называемых спринклерных устройств [158].

Рис. 10.5. Изменение давления в ВВЭР-440 при аварийном обрыве главного циркуляционного трубопровода и утечке теплоносителя из 1-го контура (а) и температуры оболочки твэла ВВЭР-440 при аварийном обрыве главного циркуляционного трубопровода и утечке теплоносителя (б) (q—средняя мощность TBC)


Рис. 10.6. Зависимость равновесного давления под защитной оболочкой ВВЭР-440 от ее объема при аварийной утечке теплоносителя 1-го контура

Вода на орошение внутреннего пространства подается из баков, располагаемых снаружи или внутри оболочки. Разбрызгиваемую воду смешивают с конденсатом и собирают в бак, затем ее охлаждают в теплообменнике и снова подают на орошение внутреннего пространства оболочки. Этот вариант понижения давления в помещениях защитной оболочки реализован на III и IV блоках НВАЭС [7]. Аналогичным образом система понижения аварийного давления выполнена и в защитной оболочке ВВЭР-1000. В реакторной установке ВВЭР-1000 в системе аварийного охлаждения активной зоны кроме широко распространенных систем высоконапорной и низконапорной аварийной подпитки 1-го контура предусмотрены гидроаккумуляторы с аварийным запасом борированной воды, обеспечивающие впрыск этой воды при аварийном падении давления в системе первого контура [10]. Иногда понижение давления обеспечивают, размещая во внутреннем пространстве защитной оболочки вещества, поглощающие тепловую энергию при контакте с горячей пароводяной или паровоздушной смесью. В качестве одного из таких веществ применяют лед. Хранится он в специальном устройстве — ледяном конденсаторе внутри защитной оболочки.
Конденсация пара, выделившегося при аварии, происходит при контакте пара со льдом. Лед, поглощая тепловую энергию, превращается в воду. Этот способ реализован в защитной оболочке ВВЭР-440 АЭС «Ловиса» (Финляндия) объемом 53 600 м3, где размещен ледяной конденсатор с 835 т льда с бором при температуре от — 7 до —12 °С. Применение ледяного конденсатора при аварийном выделении тепловой энергии снижает расчетное избыточное давление на оболочку с 4 до 0,75 кгс/см2 [159].
Для понижения давления пароводяной смеси, образующейся во внутреннем пространстве защитной оболочки, в качестве поглощающих тепловую энергию могут применяться хорошо растворимые в воде неорганические вещества, имеющие кристаллическую структуру при атмосферном давлении и температуре выше 0 °С и поглощающие тепловую энергию при образовании водных растворов, например нитраты щелочных металлов. Эти вещества, представляющие собой своеобразный сухой конденсатор, целесообразно размещать в непосредственной близости от оборудования и трубопроводов реакторной установки, так как в этом случае будет наиболее эффективным растворение вышеуказанных веществ утекающим горячим теплоносителем и, следовательно, поглощение тепловой энергии [160].

При наличии в системе защитной оболочки спринклерных устройств неорганические вещества, поглощающие тепло при растворении в воде, внутри помещений защитной оболочки целесообразно размещать также на пути движения капель и струй воды, подаваемой из спринклерных устройств, или смешивать эти вещества с водой, подаваемой в защитную оболочку на орошение внутреннего пространства. При наличии в защитной оболочке камеры понижения давления, через воду которой барботируется образовавшийся при аварии пар, целесообразно эти кристаллические вещества добавлять и в воду камеры понижения давления. Возможно также введение их в теплоноситель ядерного реактора.
В некоторых случаях используют защитные системы смешанного типа, или так называемые многослойные оболочки. Многослойной называется любая защитная система, в которой вокруг системы 1-го контура реактора создаются две или более оболочки. В этом случае внутренняя оболочка обычно представляет собой оболочку под давлением или оболочку с понижением давления, а в качестве наружной используется оболочка со сбросом давления или оболочка, в которой внутренний объем непрерывно вентилируется, выходящие газы очищаются и затем сбрасываются в вытяжную трубу. Примером многослойной оболочки может служить защитная система ВВЭР-440 финской АЭС «Ловиса». Внутренняя оболочка, выполненная из стали, представляет собой защитную оболочку с понижением давления с помощью ледяного конденсатора; наружная оболочка диаметром 44 и высотой 64 м выполнена из бетона [159].
Многослойные оболочки ввиду большой их надежности весьма перспективны для энергетических реакторов, располагаемых в густонаселенных районах.
К конструкции защитной оболочки предъявляют различные требования, в том числе и определяемые выбором местоположения АЭС, поэтому защитные конструкции могут иметь самую различную форму и изготовляться из различных материалов. Строительные конструкции защитной оболочки могут быть из стали, бетона, железобетона или предварительно напряженного железобетона.
К числу защитных устройств можно отнести также систему подачи химических реагентов для связывания выделившихся радиоактивных продуктов деления, в частности систему подачи соединений натрия, например гидрата окиси натрия NaOH или тиосульфата натрия Na2S2О3 х 5Н2О, в воду спринклерных систем защитной оболочки. Добавление соединений натрия повышает щелочность разбрызгиваемого потока, что обеспечивает эффективное связывание и удаление радиоактивного иода из атмосферы внутри защитной оболочки.
Для выполнения функций обеспечения безопасности предохранительные и защитные устройства, включая системы их энергопитания, должны удовлетворять специфическим требованиям, важнейшими из которых являются: высокий уровень надежности; возможность осмотра и испытания; резервирование и независимость цепей, линий и элементов систем.            

Перечисленные особенности и технические требования к предохранительным и защитным устройствам, предусматриваемые обычно проектом АЭС, направлены на обеспечение безопасности при любом возможном нарушении устройств нормальной эксплуатации. Вместе с тем действие локализирующих устройств (механических конструкций, систем понижения давления) будет эффективным, только если в результате аварии не произошло оплавление активной зоны [161]. В связи с этим в некоторых проектах ВВЭР предусматривают дополнительные меры на случай отказа или неэффективной работы систем аварийного охлаждения активной зоны, в частности установку под корпусом реактора специальных тиглей с легкоплавкими материалами, обеспечивающих защиту основания защитной оболочки от разрушения при проплавлении корпуса реактора и тем самым надежную локализацию аварии [162].



 
« Экспериментальные ВЭУ большой мощности управления ERDA-NASA   Эксплуатация генераторов »
электрические сети