Стартовая >> Архив >> Генерация >> Реакторные установки ВВЭР для АЭС

Разработка систем управления запроектными авариями в проекте РУ В-392 - Реакторные установки ВВЭР для АЭС

Оглавление
Реакторные установки ВВЭР для АЭС
Введение
Первая реакторная установка ВВЭР
Механизмы управления и защиты ВВЭР-1
Парогенераторы ПГВ-1
Трубопроводы и задвижки Ду 500
Научно-исследовательские и экспериментальные работы по ВВЭР-1
Исследовательские работы по топливным сборкам и их материалам ВВЭР-1
Исследовательские работы по механизмам и электрооборудованию СУЗ ВВЭР-1
Исследования механической прочности гибов труб Ду 500, парогенератора ВВЭР-1
Монтаж и наладка 1-го блока НВАЭС
Итоги эксплуатации 1-го блока НВАЭС
Опыт проведения капитальных ремонтных работ на реакторной установке
ВВЭР для АЭС Райнсберг
Реакторная установка ВВЭР-365 (В-3М)
Научно-исследовательские и экспериментальные работы по РУ В-3М
Основные этапы создания реакторных установок ВВЭР-440 и ВВЭР-1000
Реакторная установка ВВЭР-440 (В-179)
Основные технические решения реактора В-179
Биологическая защита реактора и оборудование шахтного объема В-179
Основное оборудование реакторной установки В-179
Система перегрузки активной зоны В-179, обоснование проекта
Работы для обоснования конструктивных решений В-179
Реакторная установка ВВЭР-440 (В-230) для головной АЭС
Установка реактора и оборудование шахтного объема ВВЭР-440 (В-230)
Оборудование первого контура ВВЭР-440 (В-230)
Расчетное обоснование проекта ВВЭР-440 (В-230)
Результаты монтажа, пусконаладки и начальной эксплуатации (В-230)
Реакторная установка ВВЭР-440 (В-213) для АЭС Ловииза
Описание основного оборудования РУ В-213
Расчетное обоснование проекта ВВЭР-440 (В-213) для АЭС Ловииза
Экспериментальное обоснование проекта ВВЭР-440 (В-213) для АЭС Ловииза
Результаты пуско-наладочных работ на 1 и 2 блоках АЭС Ловииза
Дополнительные мероприятия по безопасности на АЭС Ловииза
Реакторная установка ВВЭР-440 (В-270) для АЭС в сейсмическом районе
Обеспечение безопасности АЭС в условиях сейсмичности, пуск и ввод в эксплуатацию
Реакторная установка ВВЭР-440 (В-318) для АЭС Хурагуа
Мероприятия по повышению безопасности АЭС с РУ ВВЭР-440
Оценка основных технических решений РУ ВВЭР-Ф40
Реакторные установки ВВЭР-1000
Основные решения в проекте РУ В-187
Расчетное обоснование проекта РУ В-187
Сравнение реакторной установки ВВЭР-1000 (В-187) с зарубежными аналогами
Результаты пуско-наладочных работ и первого этапа эксплуатации реакторной установки ВВЭР-1000 5 блока НВАЭС
Реакторные установки ВВЭР-1000 (В-302 и В-338) для АЭС малой серии
Реакторная установка ВВЭР-1000 (В-320) для АЭС большой серии
Описание оборудования и систем - реакторная установка ВВЭР-1000 (В-320)
Система компенсации давления - реакторная установка ВВЭР-1000 (В-320)
Системы нормальной эксплуатации, управления и защиты реакторной установки ВВЭР-1000
Системы безопасности реакторной установки ВВЭР-1000
Мероприятия по повышению эксплуатационной надежности и ресурса парогенераторов РУ ВВЭР-1000
Поисковые работы по реакторной установке ВВЭР-500 (В-271)
Поисковые работы по реакторным установкам типа ВВЭР
Поисковые работы по реакторным установкам ВВЭР-2000, ВВЭР-1500, ВВЭР-1100
Новые проекты реакторных установок ВВЭР
Краткое описание основного оборудования РУ В-407
Реакторная установка ВВЭР-1000 (В-392)
Разработка систем управления запроектными авариями в проекте РУ В-392
Реакторная становка ВВЭР-1500
Реакторные установки ВВЭР-1000 для АЭС в Китае, Иране и Индии
Сравнительные характеристики реакторных установок ВВЭР-1000
Обоснование нейтронно-физических характеристик активной зоны ВВЭР-1000
Подходы к обоснованию нейтронно-физических характеристик реактора ВВЭР-1000
Результаты расчета нейтронно-физических характеристик топливных загрузок активной зоны ВВЭР-1000
Обоснование теплогидравлических характеристик реакторной установки ВВЭР
Основные результаты теплогидравлического расчета системы охлаждения реактора ВВЭР
Расчетное обоснование прочности реакторных установок ВВЭР
Современная практика расчетного обоснования прочности, основные критерии и методы
Экспериментально-исследовательское обоснование проектов РУ ВВЭР
Конструкционные материалы основного оборудования и трубопроводов реакторных установок ВВЭР
Конструкционные материалы основного оборудования и трубопроводов первого контура ВВЭР
Обоснование конструкционной прочности - продление срока службы РУ ВВЭР
Современные подходы к обоснованию конструкционной прочности оборудования реакторных установок
Исследования напряжений в оборудовании АЭС и обоснование нормативных подходов
Обоснование прочности конструкций при нестационарных термических воздействиях
Обоснование работоспособности оборудования в условиях коррозионной среды
Конструкционная прочность оборудования в условиях воздействия потока нейтронов
Участники создания реакторных установок ВВЭР
Список литературы

Проектные основы систем управления ЗПА

Проектные основы систем управления ЗПА устанавливаются на основе вероятностных анализов оценки обеспечения в проекте рассмотренных выше вероятностных показателей и нормативных требований. При этом в соответствии с нормативными требованиями проводится реалистический (не консервативный) анализ последствий аварий. По результатам анализов устанавливается, требуются ли дополнительные системы или технические средства для управления запроектными авариями.
В число дополнительных систем входят как системы для предотвращения развития запроектных аварий в тяжелые, так и системы для снижения последствий тяжелых запроектных аварий.
В техническом задании на разработку проекта РУ по требованиям Заказчика может предусматриваться изначально разработка специальных систем управления запроектными авариями в дополнение к системам безопасности, проектной основой которых являются проектные аварии.
Эти решения, как правило, принимаются на основе результатов вероятностных анализов безопасности для действующих референтных энергоблоков АЭС с учетом опыта эксплуатации.
По результатам этих анализов производится оценка вероятности аварийных последовательностей и устанавливается их вклад в частоту тяжелого повреждения активной зоны и в частоту предельного аварийного выброса.
Определяющий вклад в частоту плавления активной зоны на АЭС с РУ проекта В-320 вносит полное обесточивание АЭС с потерей систем надежного электроснабжения, включая потерю трех дизель-генераторов.
Потеря дизель-генераторов влияет определяющим образом на выполнение функции охлаждения активной зоны в таких запроектных авариях, как являются полное обесточивание АЭС и наложение полного обесточивания на аварии разрыва трубопроводов первого контура.
Эти запроектные аварии и являются проектной основой для принятия решений по управлению запроектными авариями, которые должны быть дополнительно внедрены, чтобы удовлетворить нормативным требованиям по частоте плавления активной зоны.
Способы реализации решений по управлению ЗПА могут быть различными и определяются концепцией конкретного проекта.
Запроектные аварии без срабатывания аварийной защиты являются проектной основой для дополнительных систем, которые должны выполнить функцию снижения мощности реактора при наложении отказа системы быстрой остановки реактора на проектные исходные события.
Проектирование систем управления запроектными авариями в реалистическом (не консервативном) приближении также является проектной основой проектирования этих систем.
Из данного положения, а также из отсутствия в нормативных документах требований к учету критериев единичного отказа при проектировании систем управления запроектными авариями следует допустимость проектирования этих систем на 100%-ную производительность без резервирования. При этом требуемая надежность срабатывания систем, участвующих в выполнении функций безопасности, должна обеспечиваться по условиям установленных вероятностных показателей безопасности. К проектным основам проектирования может быть отнесена и реализация принципов:

  1. конструктивной разно принципиальности с системами безопасности, выполняющими те же функции безопасности;
  2. защита систем от воздействий возникающих при внутренних и внешних исходных событиях;
  3. защита от ошибочных действий персонала.

Принципы проектирования и особенности реализации систем управления ЗПА для проекта РУ В-392

В проекте РУ В-392 применены три новые системы управления ЗПА, отсутствующие в проекте референтной РУ (проект В-320).
При проектировании систем исходили из необходимости обеспечения пассивного действия систем, т. е. система должна либо полностью состоять из пассивных компонентов, либо использовать активные компоненты в очень ограниченном объеме и только для инициирования последующей пассивной работы. При этом под пассивным понимается компонент, не требующий для своей работы внешнего воздействия. В целом исходили из наличия предпосылок для существенно большей надежности у пассивной системы по сравнению с активной, выполняющей ту же функцию.
На основе вероятностных оценок установлено, что реализация проектной концепции дает возможность достигнуть 5х10-81/реакгор в год по частоте тяжелого повреждения активной зоны, т. е. с запасом удовлетворить современным нормативным требованиям.
Ниже рассматриваются особенности реализации системы быстрого ввода бора (СВВБ), системы пассивного отвода тепла (СПОТ) и дополнительной системы пассивного залива активной зоны (ГЕ-2).

Система быстрого ввода бора (СБВБ)

Система быстрого ввода бора состоит из 4-х каналов по числу петель I контура. Канал системы представляет собой контур байпасирования главного циркуляционного насоса (ГЦН), содержащий емкость концентрированного раствора бора и трубопроводы с быстродействующей арматурой, соединяющие емкость с «холодной ниткой» циркуляционной петли (см. рис. 9.16).
При наличии сигнала на останов реактора и отсутствие снижения мощности арматуры открываются и борный раствор напором ГЦН выталкивается в циркуляционную петлю, а затем в реактор.
Проектной основой системы являются ЗПА, особенностью управления которыми являются неучет срабатывания аварийной защиты реактора. Снижение мощности в этом случае осуществляется вследствие обратных связей по реактивности и ввода в активную зону реактора борного раствора от СБВБ как при работающих, так и при выбегающих ГЦН. Критериями безопасности в этом случае являются непревышение максимального проектного предела по топливу, т.е. непревышение температуры оболочки твэл 1200°С при наличии ограничений на пароциркониевую реакцию.

Рис. 9.16 Принципиальная схема системы быстрого ввода бора

Реализация системы в проекте в 4-х канальном варианте по принципу резервирования каналов 4x25% дает возможность оптимальным образом скомпоновать систему в контейнменте и соответствовать проектным основам, изложенным выше.
Важным аспектом реализации является также обеспечение несрабатывания системы в режиме ожидания, что достигается за счет исключения в нормальных переходных режимах работы РУ перепадов давления на арматуре выше значений, при которых эта арматура может открыться. С этой целью предусматривается трубопровод связи гидроемкости СБВБ с первым контуром.

Система отвода остаточных тепловыделений реактора (СПОТ)

СПОТ представляет собой четыре группы контуров естественной циркуляции, каждый из которых включает парогенератор и воздушный теплообменник.
В теплообменниках СПОТ конденсируется пар, поступающий из парогенераторов, а образующийся конденсат стекает в парогенератор. Охлаждающей средой в теплообменниках СПОТ служит атмосферный воздух, поступающий к поверхностям теплообменника через специальный регулирующий шибер прямого действия. Принципиальная схема системы показана на рис. 9.17.
Проектной основой системы является ЗПА полного обесточивания АЭС с потерей дизель-генераторов надежного электропитания. Проектная мощность системы составляет 2% от номинальной мощности реактора.
Система реализуется в проекте по 4-х канальному варианту по принципу резервирования 4x33%.

Рис. 9.17. Принципиальная схема системы пассивного отвода тепла от парогенератора (СПОТ)

Таким образом, система проектируется с учетом принципа единичного отказа и по существу удовлетворяет требованиям, предъявленным к системам безопасности в полном объеме.
Проектные проработки показывают, что имеется возможность использования этой системы при ЗПА с разрывами трубопроводов: теплоотвод от I контура в этом случае осуществляется при конденсации пара в парогенераторах с возвратом конденсата на охлаждение активной зоны. Это обстоятельство позволяет оптимизировать запасы воды в дополнительной системе пассивного залива активной зоны (ГЕ-2).

Дополнительная система пассивного залива активной зоны (ГЕ-2)

Принципиальная схема системы показана на рис. 9.18. Система состоит из 4-х групп гидроемкостей, содержащих по две гидроемкости объемом 120 м3 каждая. Эти емкости соединены с первым контуром специальными клапанами пружинного типа, которые открываются, когда давление в I контуре падает ниже 1,5 МПа. Открытие клапанов создает условия для слива борного раствора под действием гидростатического напора в реактор.

Рис. 9.18 Принципиальная схема системы гидроемкостей

 

Проектной основой системы является ЗПА разрыва главного циркуляционного трубопровода с наложением отказа дизель-генераторов, обеспечивающих электропитание активных систем безопасности. Система должна обеспечивать подачу борного раствора для охлаждения активной зоны в течение 24 часов с начала аварии. Система реализуется в проекте в 4-х канальном варианте с принципом резервирования 4x25%. Реализация этого принципа дает возможность оптимальным образом разместить ГЕ-2 в контейнменте.
Методология обоснования новых систем управления запроектными авариями
Задача методологии — необходимость обосновать надежность выполнения системой управления ЗПА проектной функции при существующих ограничениях, в числе которых определяющую роль применительно к АЭС играют экономические факторы.
Для обоснования надежности выполнения функции, кроме обоснования надежности срабатывания, необходимо обосновать функциональную работоспособность в условиях ЗПА, являющихся проектной основой системы.
Если в отношении традиционных систем безопасности эти вопросы практически решены, то в обоснование предлагаемых новых пассивных систем управления ЗПА проводится комплекс НИОКР, включающий расчетно-теоретические и экспериментальные исследования по ключевым проблемам.
К таким исследованиям по СБВБ относятся:

  1. исследование изменения концентрации борного раствора на выходе из системы при ее срабатывании;
  2. исследования полей температур и концентраций борного раствора на входе в активную зону при срабатывании;
  3. исследования в обоснование поддержания СБВБ в работоспособном состоянии в режимах ожидания и исключения ее ложных срабатываний.

По СПОТ это следующие исследования:

  1. определение тепловой мощности натурных теплообменных модулей в зависимости от параметров внутренней и внешней среды;
  2. исследование устойчивости циркуляции в теплообменных трубках и исследование в обоснование ресурса работы теплообменников;
  3. исследование влияния неконденсирующих газов на теплообмен и способов удаления этих газов.

По дополнительной системе залива активной зоны (ГЕ-2) актуальными являются следующие исследования:

  1. исследования процессов в системе при ее подключении к первому контуру;
  2. исследование расходных характеристик системы при проектных авариях.

Необходимы также комплексные исследования процессов в РУ при одновременной работе СПОТ и ГЕ-2.
Расчетные и экспериментальные исследования дополняют друг друга необходимыми данными, реализуя итерационный процесс обоснования предлагаемых технических решений. Для проведения расчетных исследований в основном используется широко известный расчетный код ТРАП-97 и начинает применяться разрабатываемый в настоящее время код КОРСАР. Экспериментальные исследования проводятся на стендах ОКБ «Гидропресс», ЭНИЦ и ФЭИ.
Большое внимание уделяется изучению влияния масштабного фактора на результаты исследований. Это достигается использованием для исследований установок разного масштаба и детальным математическим моделированием процессов, важных для обоснования проектов.
В проекте АЭС обосновано, что вероятность плавления активной зоны не превышает 10-6 1/реакторо-год, а вероятность превышения предельного аварийного выброса радиоактивных субстанций не превышает 10-7 1/реакторо-год. Таким образом, вероятностные критерии безопасности АЭС нового поколения удовлетворяют требованиям современной нормативно-технической документации.
Результаты разработки проекта АЭС с РУ В-392 обеспечили получение лицензии Госатомнадзора России на начало строительство энергоблока №6 Нововоронежской АЭС (№ГН-02-101-0301 от 12.04.99г.).
Результаты разработки проекта реакторной установки В-392 использованы в проекте РУ ВВЭР-1000 (В-412) для АЭС «Куданкулам» в Индии.



 
« Расчетная обеспеченность работы гидроэлектростанции   Реакторы-размножители на быстрых нейтронах »
электрические сети