Содержание к диссертации
Введение
Глава 1 Обзор проектных решений по пассивным системам отвода тепла от реактора и из контаимента ... 11
1.1 Водоохлаждаемые реакторы 11
1.2 Улучшенные реакторы с активными системами 11
1.3 Проекты легководных реакторов с пассивными системами 13
1.5 Анализ технических решений и характеристик пассивных систем безопасности 16
1.7 Анализ технических решений по отводу остаточного тепла из герметичного первого контура 19
1.8 Анализ технических решений по отводу тепла из первого контура в авариях с потерей теплоносителя 20
1.9 Обзор технических решений по пассивному отводу остаточного тепла из контаймента 25
Глава 2. Разработка усовершенствованных систем безопасности АЭС С ВВЭР-640 36
2.1 Основные принципы концепции безопасности 36
2.2 Схемные решения систем отвода тепла и подпитки первого контура 42
2.3 Взаимосвязь систем в проекте АЭС с ВВЭР-640 ...52
Глава 3 Исследования в обоснование выбора параметров пассивных систем безопасности АЭС с реактором средней мощности ВВЭР-640 56
3.1 Выбор расчетных кодов и обоснование их применимости для проекта ВВЭР-640 56
3.2 Основные методические положения выбора и обоснования параметров пассивных систем безопасности 73
3.3 Исследования в обоснование выбора параметров системы пассивного отвода тепла от парогенератора 76
3.4 Исследования в обоснование выбора параметров системы аварийного охлаждения активной зоны (САОЗ) 86
Глава 4 Экономические характеристики АЭС нового поколения по сравнению с референтной станцией средней мощности 97
4.1 Общая часть 97
4.2 Технико-экономические показатели по строительной части 97
4.3 Сопоставление объемов оборудования по технологической части 104
4.4 Сопоставление объемов оборудования по электротехнической части 106
4.5 Сопоставление объемов оборудования по гидротехнической части 107
Заключение 108
Список литературы 110
- Анализ технических решений и характеристик пассивных систем безопасности
- Схемные решения систем отвода тепла и подпитки первого контура
- Основные методические положения выбора и обоснования параметров пассивных систем безопасности
- Сопоставление объемов оборудования по технологической части
Введение к работе
В начале 90-х годов многие ведущие компании в области атомной энергетики начали разработки проектов АЭС нового поколения с улучшенными показателями безопасности.
МАГАТЭ систематически выполняет обзоры проектных решений по усовершенствованным легководным и тяжеловодным реакторам нового поколения на международных конференциях, и выпустило ряд документов обобщающих технологию и особенности этих проектов /1-5/. В соответствии с определениями МАГАТЭ выделены три направления развития проектов водоохлаждаемых реакторов:
Улучшенный проект - это предлагаемый проект, который соответствует современным требованиям по безопасности и по экономическим показателям и еще не реализован в виде действующего энергоблока.
В усовершенствованных проектах, как правило, предусматривалось улучшение технико-экономических показателей путем оптимизации тепло-физических и технологических параметров АЭС и повышение надежности выполнения функций безопасности за счет использования как традиционных многоканальных (преимущественно активных) систем безопасности, так и систем нормальной эксплуатации с улучшенными характеристиками на основе отработанных схемных и конструктивных решений. Принципиальным отличием усовершенствованных АЭС от АЭС предыдущего поколения является применение двойных защитных оболочек, рассчитанных на условия тяжелых аварий и внешние воздействия (падение самолета, ударная волна), а также технические средства управления тяжелыми авариями.
Эволюционные проекты основаны на применении как активных, так и пассивных систем для выполнения функций охлаждения активной зоны, отвода тепла к конечному поглотителю и останова реактора. Как правило, пассивные системы рассматриваются только как системы управления запро-ектными авариями. Кроме того, в этих проектах применяются двойные защитные оболочки и меры по управлению тяжелыми авариями, аналогичные усовершенствованным АЭС.
Эволюционный проект требует значительных конструкторских проработок и экспериментально-расчетного обоснования проектных решений перед промышленным применением.
Инновационный проект включает радикальные изменения в концепции или конфигурации систем энергоблока по сравнению с принятой практи-
кой и в большей степени требует доказательств работоспособности на прототипе или демонстрационной станции.
Инновационное направление развития проектов реакторных установок - это создание проектов с системами безопасности, основанными на пассивных принципах действия.
Очевидно, что необходимые для получения лицензии объемы обоснований тем больше, чем выше степень инновационности проекта. Если улучшенные проекты опираются на проверенные «референтные» решения и полностью в этом смысле соответствуют лицензионным требованиям регулирующих органов, то применение в проекте новых решений, таких как построение систем аварийного отвода тепла на пассивных принципах, требуют значительных затрат на проведение экспериментального обоснования их работоспособности. Однако, если, несмотря на указанные проблемы, применение пассивных систем позволяет значительно повысить уровень безопасности АЭС при наименьших капитальных затратах, то намеченная цель достигается.
Работы российских проектных организаций над проектом АЭС средней мощности с реактором ВВЭР-640 в 90-е годы прошлого века показали возможность создания систем аварийного отвода тепла от реакторной установки и контаймента на пассивных принципах.
Актуальность темы
Одним из важных вопросов проектирования систем безопасности является взаимосогласованный выбор параметров систем, при которых обеспечивается требуемая производительность и непрерывность их работы. Это объясняется тем, что на работу систем безопасности как активного, так и пассивного действия оказывают сильное влияние обратные связи по параметрам реакторной установки. Особенно это важно для систем пассивного действия. Таким образом, исследование закономерностей в динамике реакторной установки в аварийных режимах и выбора оптимального сочетания параметров пассивных систем безопасности, при которых обеспечивается достаточная производительность и непрерывность действия совокупности систем является актуальной задачей.
Цель работы - разработка и внедрение важных для практических приложений научно-обоснованных решений для создания усовершенствованных систем аварийного отвода тепла и подпитки первого контура, оптимизация параметров пассивных систем безопасности нового поколения АЭС с ВВЭР на основе выявленных закономерностей в динамике теплофизических про-
цессов в активной зоне реактора, первом и втором контурах реакторной установки в аварийных режимах.
Научная новизна
Впервые для АЭС с ВВЭР обоснован принципиально новый подход к обеспечению теплоотвода от активной зоны реактора в широком спектре аварий с потерей теплоносителя с использованием только пассивных систем безопасности.
Впервые для АЭС с ВВЭР выполнена комплексная оптимизация параметров пассивных систем безопасности.
Разработаны усовершенствованные технологические схемы систем аварийного отвода тепла и продувки-подпитки первого контура РУ ВВЭР. Новизна предложенных технических решений подтверждена авторскими свидетельствами на изобретения.
Практическая ценность работы состоит в уникальности этих исследований и в применении полученных новых знаний при разработке систем безопасности АЭС с ВВЭР. Основные этапы работы выполнялись в рамках проекта АЭС с ВВЭР-640. Этот проект создавался ведущими организациями отечественной атомной энергетики: ОКБ "Гидропресс", РНЦ "Курчатовский Институт", СПбАЭП.
На основе полученных результатов разработан проект пассивных систем безопасности для реакторной установки с ВВЭР-640.
В настоящее время результаты комплексного анализа и оптимизации параметров пассивных систем применяются для АЭС с ВВЭР большой мощности.
Автор защищает
результаты комплексного анализа проектных решений систем безопасности действующих АЭС и АЭС нового поколения;
результаты исследований выполненных при выборе взаимосогласованных параметров и обосновании пассивных систем в проектах АЭС нового поколения с реактором средней мощности
ййШ?л6#0йеские схемы систем.
Достоверность. Результаты получены с использованием общепризнанных принципов моделирования теплофизических процессов в реакторных установках с реакторами типа ВВЭР и апробированных расчетных методик, верифицированных на экспериментальных данных и аттестованных Ростехнад-
зором (ФСЭТАН). Полученные результаты согласуются с современными представлениями о поведении теплогидравлических процессов в реакторных установках с реакторами типа ВВЭР.
Личный вклад автора
Автор в течение длительного периода принимал непосредственное участие в работах по разработке и обоснованию проектов реакторных установок с реакторами ВВЭР, выполнял расчетные обоснования, анализ опытных и эксплуатационных данных, участвовал в формировании научно-концептуальных положений для новых проектов АЭС с ВВЭР.
Автор лично участвовал на всех этапах работ по проекту АЭС с ВВЭР-640, положенных в основу диссертации.
Апробация работы.
Разработанные усовершенствованные технологические схемы систем получили положительное решение при патентной экспертизе и защищены авторскими свидетельствами
Технические решения, разработанные на основе полученных результатов, прошли экспертизу Госатомнадзора России и получена лицензия на сооружение головного энергоблока № 001314 от 31 марта 2004г.
Основные результаты работы докладывались и обсуждались на национальных и международных научно-технических конференциях семинарах и рабочих встречах, в том числе на: международной конференции "Теплофизи-ческие аспекты безопасности ВВЭР" Обнинск 26-29 мая 1998, 2-ой научно-техническая конференция "Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР" Подольск 19-23 ноября 2001, 3-ей научно-технической конференции " Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР " Подольск 26-30 мая 2003 г., а также на рабочих встречах в Вене в 2003г в рамках работ по разработке технических документов МАГАТЕ.
Список работ, опубликованных по теме диссертации
Авторское свидетельство SU 1285991 А1 «Ядерная энергетическая установка», Быков М. А., Бессалов Г. Г., Полуянович Г. М., Государственный комитет по изобретениям и открытиям при ГКНТ СССР 21.12.1984;
Авторское свидетельство SU 1695766 А1 на изобретение «Система продувки-подпитки первого контура энергетического ректора», Быков М.А., Молчанов А.В., Ермолаев В.Ф., Безлепкин В.В., и др., Государст-
венный комитет по изобретениям и открытиям при ГКНТ СССР 29.11.1989;
Авторское свидетельство №1618175 «Система аварийного охлаждения активной зоны водо-водяного реактора» Авторы: Быков М. А. Максимов Ю. Н. Полуянович Г. М. и др., 1989г.
Заявка № 93-041194/25/040830 о выдаче патента на изобретение «Система пассивного отвода тепла ядерного реактора» Государственный комитет по изобретениям и открытиям при ГКНТ СССР 13.08.1992;
Общая концепция безопасности АЭС с ВВЭР-640, Быков М.А., Молчанов А.В., Горбаев В.А., Ермолаев В.Ф., Безлепкин В.В., Карасева М.А, Теплоэнергетика 1995, №12, стр.7-12;
Анализ экспериментальных данных по кризису и закризисной теплоотдаче с помощью расчетных кодов ТРАП и RELAP5/MOD3.2., Быков М.А., Щеколдин В.И., Зайцев СИ., Безруков Ю.А., Труды международной конференции "Теплофизические аспекты безопасности ВВЭР". Том 1, Обнинск, 26-29 мая, 1998, стр. 295-303;
Моделирование энергораспределения в активной зоне ВВЭР для анализа безопасности, Быков М.А., Пономаренко Г.Л., Подшибякин А.К., Атомная энергия, том 94, вып. 5, май 2003, стр. 339-344;
Моделирование аварийных последовательностей в ВАБ для стояночных режимов, Быков М.А., Сиряпин В.Н., Шеин В.П., Горохова М.Ю., 3-я научно-техническая конференция "ОБЕСПЕЧЕНИЕ БЕЗОПАСНОСТИ АЭС С ВВЭР", Подольск, 26-30 мая 2003 г., том 3;
Теплогидравлические расчеты для ВАБ 1 уровня; Быков М.А., Сиряпин В.Н., Цыганков Е.А.; 2-я научно-техническая конференция "Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР", 19-23 ноября 2001 г., Подольск, ОКБ "Гидропресс";
Ю.Теплогидравлические расчеты для ВАБ первого уровня, Быков М.А., Лисенков Е.А., Левин В.Н., Лепешонкова Т.М., Сиряпин В.Н., 3-я научно-техническая конференция "ОБЕСПЕЧЕНИЕ БЕЗОПАСНОСТИ АЭС С ВВЭР", Подольск, 26-30 мая 2003 г., том 3, стр. 169-175;
ll.INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Applicability of Computer Codes for Safety Analysis of New Fuels for WWER Reactors, M. Bykov, J. Misak and others, TECDOC, IAEA, Vienna 2003;
12.INTERNATI0NAL ATOMIC ENERGY AGENCY, computational analysis of fuel behaviour under accident conditions, C. M. Allison, M. Bykov and others, TECDOC, IAEA, Vienna 2003;
Анализ технических решений и характеристик пассивных систем безопасности
Как уже отмечалось выше, пассивные системы не требуют внешних источников энергии и действий персонала для преодоления проектных аварий, как минимум в обоснованный период времени после аварии. Пассивные системы используют для работы только природные силы, такие как сила гравитации и потенциальная энергия сжатого газа. Контайментные структуры, бассейны, или атмосфера обеспечивают теплосъем, необходимый для отвода остаточного тепла. Нет активных компонентов, таких как насосы, вентиляторы, дизели, охладители воды, и т. д. однако, пассивные системы могут требовать активизации некоторых клапанов. Таким образом, пассивные системы не требуют резервирования, обеспечивающих систем безопасности, активных САОЗ и систем охлаждения контаймента, а также соответствующих резервированных источников аварийного электроснабжения. Окружающий воздух является наиболее часто конечным поглотителем; в результате нет потребности в системах, обеспечивающих системы безопасности охлаждающей водой.
Отказ от обеспечивающих систем безопасности позволяет значительно упростить станцию и снизить капитальные затраты. В дополнение, поскольку нет активных систем, требующих частых проверок, типовой период проверок может быть значительно увеличен, например, по требованиям US URD это время составляет 72 часа.
Классическая, активная САОЗ и система охлаждения контаймента обычно заменяется: Охлаждением активной зоны естественной циркуляцией теплоносителя при плотном первом контуре Системой охлаждения и подпитки на основе гравитационных сил при нарушенной целостности первого контура Пассивной системой охлаждения контаймента
Различные системы классифицируются в соответствии с функциями, которые они выполняют. В этой связи, несмотря на то, что есть много комбинаций возможных пассивных систем и их разновидностей, они наиболее часто имеют общие характеристики.
Доступные величины перепадов давления и температуры, которые можно использовать в качестве движущей силы пассивного охлаждения, обычно невелики. Максимальная температура внутри контаймента равна температуре насыщения при давлении нескольких атмосфер, т.е. при давлении в контаймента по ходу развития аварии LOCA. Таким образом, максимальная температура в контаймента может быть на уровне 130-150 С, что соответствует 2.7 - 4.7 бар давления насыщения. Если теплообмен с атмосферным воздухом, температура которого равна, скажем, 40 С, происходит прямо внутри контаймента, то температурный напор равен примерно 90-110 градусам. Однако часто бывает, что температура среды в контайменте, которую необходимо охлаждать, имеет значительно более низкую температуру, например, охлаждение бассей-на-барботера в BWR, или же невозможно организовать циркуляцию охлаждаемой среды вне контаймента, тогда необходимо создавать промежуточную петлю охлаждения, часть которой располагается внутри петлю охлаждения, часть которой располагается внутри контаймента. Следовательно, температурный напор, обеспечивающий теплообмен, может быть уменьшен вдвое.
Если же тепло отводится из контаймента во внешний объем воды (бассейн), тогда реальная разница температур составляет порядка 30- 50 С (это разница температур насыщения, поскольку предполагается, что вода в бассейне кипит при атмосферном давлении). В системах, предполагающих наличие промежуточных петель, снижающих возможность байпассирования контаймента, эта разница должна быть распределена между двумя, а то и большим количеством петель.
Небольшое значение температурного напора, имеющегося в распоряжении, является главной трудностью в проектировании пассивных систем. Без принудительной циркуляции (т.е. наличия насосов) скорость теплоносителя в различных теплообменниках остается весьма ограниченной. Величина теплового потока также мала в теплообменниках, функционирующих без фазовых переходов (естественная циркуляция без конденсации или испарения).
Таким образом, поверхность теплообмена и размер всей системы становятся очень большими, неэкономичными и громоздкими в обслуживании. Теплообмен при наличии фазовых переходов (кипение или конденсация теплоносителя) бывает обычно необходим для достижения разумных размеров теплообменной поверхности и теплообменников в целом.
Для оценки необходимых размеров теплообменников для отвода остаточного тепла из контаймента достаточно вычислить порядок соответствующих коэффициентов теплоотдачи. Ниже в таблице 1 приведена приблизительная оценка снизу этих коэффициентов для реактора с номинальной электрической мощностью -2000 МВт и с уровнем остаточного тепловыделения 1 % от номинала (-40 МВт).
Схемные решения систем отвода тепла и подпитки первого контура
Система гидроемкостей САОЗ предназначена для подачи охлаждающей борированной воды в сборную камеру реактора и поддержания объема теплоносителя в 1 контуре в режимах течей и длительном обесточивании. В процессе разработки проекта реакторной установки В-407 предложены различные схемные решения по пассивной системе аварийного охлаждения активной зоны Один из вариантов представлен на рисунке 2.2 и опубликован в /23/ Предлагаемая система работает следующим образом. В режимах нормальной эксплуатации емкости 9 и 11 заполнены раствором борной кислоты и отсечены от первого контура обратными клапанами 8. через теплообменник 13 циркулирует теплоноситель первого контура, причем расход теплоносителя и поверхность теплообмена выбираются таким образом, что жидкость в емкости нагревается до температуры насыщения. Давление в емкостях 9 определяется давлением насыщения в емкостях 11 и устанавливается путем изменения расхода через теплообменники 13 с помощью регулирующих клапанов 15. При аварийном разуплотнении первого контура давление в нем падает. При значении давления в первом контуре меньше давления в системе емкостей обратные клапаны открываются, и емкости 9 соединяются с первым контуром. По мере снижения давления жидкость в емкостях 11 выкипает и пар заполняет свободное пространство в емкостях 9. Объем емкостей 11 выбирается таким образом, что пара, образующегося в них, хватает на полное вытеснение раствора борной кислоты из емкостей 9 с учетом конденсации пара. «Классическая» структура системы гидроемкостей САОЗ, принятая в проектах РУ с ВВЭР, представлена на рисунке 2.4, выполнена из четырех независимых друг от друга каналов с резервированием 4 х 50 % (рис. 2.3). Гидроемкости САОЗ подключены через трубопроводы к верхней камере смешения реактора.
На трубопроводах последовательно установлены: две запорные быстродействующие арматуры, предназначенные для быстрого отключения гидроемкости при её опорожнении во время аварии, чтобы не допустить попадания азота из ёмкости в реактор, а также для отключения гидроёмкости при плановом расхолаживании. В процессе нормальной эксплуатации обе задвижки открыты; два обратных клапана предназначенных для отсечения гидроемкости САОЗ от реактора при нормальной эксплуатации реакторной установки. Система баков САОЗ предназначена для залива активной зоны реактора с целью длительного отвода остаточных тепловыделений. Рисунок 2.4. Технологическая схема системы баков САОЗ Структура системы баков САОЗ (рисунок 2.4) выполнена из четырех независимых друг от друга каналов с резервированием 4 х 50 %. Баки САОЗ подключены к опускному участку напорной камеры реактора в сечении "холодных" ниток ГЦТ. На трубопроводе, соединяющем баки САОЗ с реактором, последовательно установлены: запорная арматура, обеспечивающая отключение бака при расхолаживании реакторного блока; два обратных клапана предназначенных для отсечения баков САОЗ от реактора при нормальной эксплуатации реакторной установки. Подача воды от баков в первый контур обеспечивается гидростатическим напором за счет расположения баков в верхней части реакторной установки (рисунок 2.5) 2ZZZZJ Подсистема баков САОЗ функционирует при авариях с разуплотнением первого контура и при длительном обесто-чивании. После подключения баков САОЗ к реактору отвод остаточных тепловыделений активной зоны обеспечивается проливом воды из баков через активную зону под действием гравитационных сил.
Охлаждающая вода, проходя через активную зону, заполняет нижнюю часть герметичного объе ма таким образом, что в конечной стадии аварии реакторная установка оказывается залитой водой до уровня не ниже входных патрубков реактора. 2.2.2 Система аварийного разуплотнения первого контура Система разуплотнения первого контура предназначена для обеспечения подключения к реактору баков САОЗ и организации длительного отвода остаточных тепловыделений на конечной стадии аварии за счет естественной циркуляции охлаждающей воды, находящейся в нижней части герметичного объема (в аварийном бассейне), через активную зону.
Основные методические положения выбора и обоснования параметров пассивных систем безопасности
Основная проектная функция безопасности САОЗ - это защита первого и второго барьеров безопасности, топливной матрицы и оболочки твэл, при проектных авариях с потерей теплоносителя первого контура. Основная задача выбора параметров систем безопасности заключается в обеспечении непрерывности выполнения функции безопасности совокупностью систем безопасности. Эта цель достигается путем выбора определяющих параметров пассивной САОЗ РУ с реактором ВВЭР-640, при которых обеспечивается достаточный объем теплоносителя и отвод тепла от первого контура. Задача выбора параметров САОЗ решается путем исследования динамики изменения локальных и интегральных параметров в реакторе и циркуляционном контуре реакторной установки при различном сочетании гидравлических характеристик соединительных трубопроводов систем, начального давления, объемов воды и газа в ГЕ и высотных отметок расположения баков. Эффективность выполнения системой функции безопасности обеспечивается также путем выявления характерных закономерностей в определяющем спектре аварий и выборе, на основе этого анализа, наиболее оптимального способа подачи охлаждающей среды в активную зону, т. е. оптимального выбора мест врезки соединительных трубопроводов в первый контур и корпус реактора. Выполнение функций безопасности должно быть обеспечено с учетом принципа единичного отказа. С этой целью в расчетных исследованиях принято, что один канал в каждой подсистеме (емкости, баки, СПОТ, клапаны АБР) находится в ремонте, во втором канале имеется необнаруженный отказ. Таким образом, в расчетах учитывается работа двух из четырех имеющихся на АЭС каналов в каждой подсистеме. Определяющими авариями при выборе параметров системы аварийного охлаждения активной зоны являются режимы с потерей теплоносителя первого контура. Как было отмечено в разделе 1.8 главы 1 в зависимости от размера течи аварийные режимы с потерей теплоносителя первого контура можно разделить на аварии типа «большая течь» и «малая течь». Иногда выделяют также класс аварий «средняя течь». Для группы «малые течи» определяющим условием работоспособности САОЗ является правильный выбор параметров СПОТ ПГ. СПОТ ПГ должен обеспечивать надежный теплоотвод и снижение давления в первом контуре во всем диапазоне малых течей, а в пределе размер течи стремится к нулю. Таким образом, в качестве определяющего режима может быть выбран режим полного обесточивания АЭС при плотном первом контуре. Если в этом случае СПОТ ПГ обеспечит надежный теплоотвод от первого контура через ПГ и снижение или, по крайней мере, стабилизацию давления в первом контуре, то в случае течи теплоносителя давление в первом контуре будет гарантированно снижаться. С увеличением расхода в течь уменьшается период «зависания» давления в первом контуре на значении близком к давлению в ПГ. Это объясняется тем, что, выносимая с истекающим теплоносителем энергия становится больше суммарной энергии подводимой к теплоносителю в 1 контуре. При средних течах снижение давления в 1 контуре и выполнение функции безопасности «Поддержание запаса теплоносителя в активной зоне» обеспечивается гидроемкостями САОЗ без теплоотвода через 2 контур и без работы дополнительных систем, однако для подключения баков требуется работа СПОТ ПГ и открытие клапанов АБР. К группе аварий с «большой» течью можно отнести исходные события, в результате которых происходит такая потеря теплоносителя, при которой реализуется быстрое снижение давления в первом контуре и срабатывание клапанов АБР. При этом не требуется работа дополнительных систем отвода тепла. Предложенные выше определения групп исходных событий «малые» «средние» и «большие» течи теплоносителя первого контура получены на основе анализа результатов расчетных исследований 191, выполненных в рамках работ по обоснованию ВАБ первого уровня. Эти работы выполнялись для АЭС с классической конфигурацией систем безопасности, основанных на активных принципах. Однако, анализ этих результатов позволяет выявить характерные закономерности и сделать следующие обобщенные выводы, которые применимы к АЭС с пассивными системами безопасности: на первой стадии аварии при «больших течах» САОЗ существенного влияния на процесс оказать не может. Результат определяется конструкционными особенностями и режимом работы активной зоны. При «средних» течах функция безопасности «Поддержание запаса теплоносителя в активной зоне» обеспечивается САОЗ, при этом не требуется теплоотвод от второго контура. При «малых течах» функция безопасности «Поддержание запаса теплоносителя в активной зоне» обеспечивается САОЗ, при этом требуется теплоотвод от второго контура; на второй стадии аварии на температурный режим в активной зоне влияет подача воды от емкостей высокого давления. В случае «малых течей» существенное значение имеет также работа СПОТ; режим расхолаживания активной зоны на третьей стадии аварии определяется работой баков атмосферного давления. При «малых» и «средних» течах момент включения в работу этих баков и клапанов АБР определяется работой СПОТ; на четвертой стадии аварии режим расхолаживания через клапаны АБР определяется пропускной способностью клапанов и линий, соединяющих реактор с бассейном выдержки топлива и процессом отвода тепла от герметичной оболочки РУ. На последнем этапе положительное влияние может оказать также работа системы СПОТ. Таким образом, для выбора параметров САОЗ необходимо решить следующие задачи: 1. определить требования к производительности СПОТ применительно к аварии типа «малая течь» при бесконечно малом размере течи. Предельным и определяющим режимом в этом случае является режим полного обесточивания АЭС. Если в этом режиме СПОТ ПГ обеспечит уверенное снижение давления в первом контуре, при дополнительном отводе энергии через течь снижение давления в первом контуре будет гарантировано; 2. определить объем и высотные отметки для размещения баков атмосферного давления, исходя из возможностей компоновки блока и необходимого объема для заполнения аварийного бассейна обеспечивающего длительный теплоотвод от реактора; 3. определить параметры емкостей высокого давления (начальное давление, объем воды и газа) таким образом, чтобы обеспечить переход от емкостей высокого давления к бакам без перерыва в подаче воды в первый контур; 4. определить уставки срабатывания клапанов АБР и гидравлические характеристики линий, соединяющих реактор с бассейном выдержки топлива для обеспечения длительного расхолаживания активной зоны.
Сопоставление объемов оборудования по технологической части
Представленные сопоставления объемов технологического оборудования по обоим альтернативным вариантам выполнено только для реакторного отделения (таблица 4.4.) и вспомогательного отделения (таблица 4.5.). В таблице 4.4 выполнено сопоставление объемов оборудования на основе сравнения основных технологических систем реакторного отделения проектов АЭС ВВЭР-640 и АЭС с ВВЭР-440/500. Примечание: За 100% приняты соответствующие показатели для проекта АЭС ВВЭР 440/500 В данное сравнение не вошли сопоставления вспомогательных систем реакторного отделения, таких как: система сжигания водорода, система технического водоснабжения, система отбора проб, система подачи дезактивирующих растворов, система разводки сжатого воздуха, система подачи азота, система продувки импульсных линий и т.п. Такой подход определяет определенный консерватизм полученных результатов, так как в силу специфики АЭС ВВЭР-640 перечисленные системы ВВЭР-640 будут иметь меньшее количество оборудования, поскольку ВВЭР-640 имеет четырех-петлевую компоновку, а ВВЭР-440/500 - шести-петлевую. В сопоставлении учтены системы АЭС с ВВЭР-440/500, которые принципиально отсутствуют на АЭС ВВЭР-640, например, система маслоснабже-нияГЦН.
Полученные результаты показывают о существенном, в среднем в два раза, сокращении количества оборудования на АЭС ВВЭР-640 по сравнению с АЭС с ВВЭР-440/500. В таблице 4.5 выполнено сопоставление объемов оборудования на основе сравнения технологических систем вспомогательных отделений АЭС ВВЭР-640 и АЭС ВВЭР-440/500. Примечание: За 100% приняты соответствующие показатели для проекта АЭС ВВЭР 440/500. Соответствующие оценочные данные по количеству основного электротехнического оборудования приведены в таблице 4.6. Сравнительный анализ компоновок блока АР-600 с соответствующими действующими АЭС в США показывает значительное сокращение оборудования и объемов зданий. Так количество арматуры сокращено на 50% , трубопроводов систем безопасности на 80% , контрольных кабелей на 70%, насосов на 35% и объем сейсмически защищенных зданий сокращен на 45%. Таким образом, тенденция сокращения материальных затрат при строительстве АЭС нового поколения с пассивными системами безопасности за счет уменьшения оборудования систем безопасности характерна для отечественных и зарубежных проектов. 1 Выполнен анализ современных тенденций в развитии проектов систем безопасности проектов АЭС с водоохлаждаемыми реакторами корпусного типа.
Показано, что имеют место три основных направления: совершенствование «классических» схем и оптимизация характеристик АЭС; разработка комбинированных проектов систем безопасности на основе активных и пассивных элементов; создание проектов нового поколения на основе только пассивных принципов построения систем безопасности. Показано, что при использовании только пассивных принципов построения систем безопасности, определяющим фактором успеха является взаимосогласованный выбор характеристик систем. Это объясняется тем, что располагаемые движущие силы, обеспечивающие циркуляцию теплоносителя через активную зону и аварийную подачу в первый контур воды, ограничены располагаемыми высотными отметками и разницей температур теплоносителя и конечного поглотителя тепла, 2. Разработаны усовершенствованные схемные решения по системам АЭС с ВВЭР-640. 3. Выявлены характерные закономерности в динамике изменения локальных параметров в активной зоне реактора и интегральных параметров в первом контуре в определяющих аварийных режимах. 4. В результате выполненных расчетных исследований режима с полным обесточиванием АЭС показано, что при соответствующем соотношении пропускной способности тракта, поверхности теплообменника и высотных отметок СПОТ может работать в режиме саморегулирования. Определены характеристики СПОТ, при которых обеспечивается заданная скорость расхолаживания. Принципиальная возможность реализации режима саморегулирования СПОТ подтверждена экспериментами на стенде «СПОТ» ЦКТИ. 5. В результате расчетных исследований спектра аварийных режи мов с течью теплоносителя первого контура определено оптимальное сочета ние характеристик пассивных систем аварийного охлаждения активной зоны. На основе результатов расчетных исследований выбраны и обоснованы основные схемные решения и параметры пассивных систем безопасности на примере АЭС с реактором средней мощности ВВЭР-640. Полученные характеристики пассивных систем безопасности обеспечивают выполнение основной проектной функции безопасности САОЗ это защита первого и второго барьеров безопасности, топливной матрицы и оболочки твэл, при проектных авариях с потерей теплоносителя первого контура. 6 Выполненный экономический анализ предложенных и внедренных в проект систем безопасности показал существенный выигрыш по сравнению с известными техническими решениями, благодаря улучшению мас-согабаритных показателей, снижению металлоемкости и соответственно финансовых затрат.
