Введение к работе
Актуальность темы.
В настоящее время в Российской Федерации ведется строительство головного плавучего энергоблока для атомной теплоэлектростанции малой мощности.
Анализ потребностей в таких энергоисточниках позволяет сделать вывод о том, что они имеют хорошие перспективы применения в России, особенно в районах Крайнего Севера и Дальнего Востока, а также экспортный потенциал.
Источником энергии для плавучего энергоблока является ядерная энергетическая установка, которая по своей природе относится к категории потенциально опасных объектов. Поэтому одной из ключевых проблем при создании плавучих атомных станций является обеспечение безопасности ЯЭУ.
Для плавучих атомных теплоэлектростанций (ПАТЭС) актуальность этих работ дополнительно возрастает, что обусловлено ее размещением в непосредственной близости к потребителям.
В составе ПАТЭС, строительство которой ведется в РФ, используется ПЭБ проекта 20879 с реакторными установками КЛТ-40С «блочной» компоновки разработки ОАО «ОКБМ Африкантов», которые являются усовершенствованным аналогом серийных атомных установок типа КЛТ-40 ледокольного флота России. Эта установка относится к классу водо-водяных реакторов с водой под давлением, которые являются наиболее освоенной в мире реакторной технологией.
Тем не менее, для данного типа реакторов не исключена возможность реализации аварий с потерей теплоносителя первого контура, что обусловлено особенностями конструкции водоводяных реакторов под давлением (высокое давление и температура теплоносителя, наличие трубопроводов, подвергающихся термо-циклическим воздействиям и т.д.).
Аварии типа LOCA являются наиболее опасным классом аварий для водоохлаждаемых реакторов, так как сопровождаются нарушением целостности одного из основных физических барьеров на пути распространения активности (границы давления первого контура) и потенциально опасны с точки зрения сохранения целостности двух других барьеров: оболочки твэла - вследствие нарушения нормального охлаждения активной зоны и защитной оболочки -
вследствие повышения параметров парогазовой среды внутри защитной оболочки при истечении теплоносителя с высоким термодинамическим потенциалом.
При разработке проекта РУ для ПАТЭС ставилась задача модернизации серийной установки ледокольного типа, имеющей длительный опыт безаварийной эксплуатации, с целью повышения надежности, увеличения ресурса, срока службы и улучшения условий технического обслуживания, а также повышения уровня безопасности с учетом современных требований нормативных документов Ростехнадзора для судовых ЯЭУ и атомных станций.
С целью обеспечения высокого уровня безопасности в авариях с потерей теплоносителя, являющихся, как указывалось выше, наиболее опасным классом аварий для водоохлаждаемых реакторов, предложен и реализован в проекте комплекс новых технических решений с необходимым расчетно-экспериментальным обоснованием, который позволяет обеспечить безопасность РУ КЛТ-40С в авариях с потерей теплоносителя первого контура, увеличить резервы времени для действий персонала по управлению запроектными авариями, оптимизировать характеристики САОЗ, снизить массо-габаритные характеристики систем безопасности относительно прототипа - ППУ атомных ледоколов.
Используемые подходы и решения могут применяться для повышения безопасности в авариях с потерей теплоносителя проектируемых или модернизируемых водо-водяных РУ различного назначения.
Цель работы.
Целью исследований является обеспечение безопасности головной ПАТЭС и повышение безопасности серийных ПАТЭС в авариях с потерей теплоносителя первого контура.
Научная новизна
Впервые для установок ледокольного типа предложен и реализован в проекте РУ КЛТ-40С для ПАТЭС комплекс мер по повышению безопасности в авариях с потерей теплоносителя первого контура относительно прототипа -реакторных установок атомных ледоколов, позволивший оптимизировать характеристики САОЗ, снизить массо-габаритные характеристики систем безопасности РУ, увеличить резервы времени для действий персонала по управлению запроектными авариями.
Получен комплекс экспериментальных данных по теплогидравлическим процессам в аварийных режимах, моделирующих аварии с потерей теплоносителя РУ ледокольного типа. На этой базе проведена верификация расчетного кода, используемого для обоснования безопасности РУ КЛТ-40С.
Практическая ценность.
С использованием результатов исследований и разработок, выполненных автором, выпущена документация, обосновывающая безопасность ПАТЭС на базе ПЭБ проекта 20870 с реакторными установками КЛТ-40С:
Отчет по обоснованию безопасности (ООБ),
Вероятностный анализ безопасности первого уровня,
Руководство по управлению запроектными авариями.
Получена лицензия на сооружение ПАТЭС на базе ПЭБ проекта 20870 с реакторными установками КЛТ-40С.
Результаты экспериментальных исследований использованы для верификации расчетных программ, обосновывающих безопасность РУ транспортного типа в авариях с потерей теплоносителя первого контура.
Предложены и обоснованы меры по повышению безопасности, которые могут быть реализованы в проектах РУ для серийных ПЭБ.
Достоверность результатов исследований
Используется многолетний опыт обоснований безопасности ППУ атомных ледоколов и других установок транспортного назначения.
Для обоснования используются верифицированные расчетные коды и зарубежные коды улучшенной оценки.
Для получения представительных данных для верификации проведены экспериментальные исследования на моделях блочных реакторов.
На защиту выносятся:
технические решения по повышению уровня безопасности реализованные в проекте РУ для ПАТЭС;
результаты расчетного обоснования безопасности РУ КЛТ-40С в авариях с потерей теплоносителя первого контура
результаты экспериментальных исследований аварий с потерей теплоносителя на модели реакторной установки;
- рекомендации по повышению безопасности РУ для серийных ПАТЭС.
Личный вклад автора.
Автор в течение 20 лет занимался непосредственным проведением и организацией расчетно-методических исследований аварий с потерей теплоносителя для реакторных установок, используемых в составе плавучих АС малой и средней мощности, и обоснованием их безопасности. Результаты расчетных исследований проектных и запроектных аварий, изложенные в диссертации, получены лично соискателем. При проведении экспериментальных исследований автор участвовал в разработке программ испытаний, анализе и обобщении результатов.
В качестве соавтора принимал участие в разработке схемно-конструктивных решений по РУ и системам безопасности, которые реализованы в проектах АС малой и средней мощности, включая строящуюся ПАТЭС на базе ПЭБ проекта 20870 с реакторными установками КЛТ-40С.
Результаты и анализ данных автор отразил в тематических отчетах, публикациях и докладах на научно-технических конференциях.
Апробация результатов работы.
Основные результаты исследований по теме диссертации обсуждались на НТС и научно-технических семинарах ОКБМ, российских научных конференциях, семинарах и экспертизах проекта АТЭС ММ:
- Межотраслевой семинар «Пассивные системы безопасности АЭС», ГНЦ
«РФ - ФЭИ», г. Обнинск, 18-19 декабря 2008 г.
-Межотраслевая научно-практическая конференция «Плавучие АТЭС -обоснование безопасности и экономичности, перспективы использования в России и за рубежом» (ПАТЭС-2008), Н.Новгород, 2008
Школа - семинар ученых и специалистов: Моделирование аварий на ядерных энергетических установках, ИБРАЭ РАН, 2007-2011 гг.
VII Международная молодежная научно-техническая конференция «Будущее технической науки», НГТУ, г. Н. Новгород, 16 мая 2008 г.
Межотраслевая конференция РАН «АС ММ - регионам», г. Москва, 2010 г.
Публикации.
Результаты исследований опубликованы в 12 печатных работах, среди которых 4 журнальных статьи (из них 2 статьи в журналах из Перечня ...ВАК), 8 докладов на российских и международных конференциях. Выпущено 25 научно-технических отчетов.
Структура и объем диссертации.
