Рис. 2.24. Схема систем отвода остаточных тепловыделений и охлаждения активной зоны реактора NuScale: 1 – интегральный реактор,
2 – входной экран, 3 –реакторные рециркулирующие клапана, 4 – парогенератор, 5 – защитная оболочка, 6 – бассейн охлаждения защитной оболочки, 7 – отсечной клапан, 8 – форсунки, 9 – баки питательной воды
91
Система состоит из двух каналов и обеспечивает охлаждение активной зоны в режиме нормального останова, аварий с потерей электроснабжения или переходных режимов, которые приводят к потере питательной воды. Каждый канал способен самостоятельно расхолодить реактор, т.е. система имеет 100 % резервирование.
Охлаждение активной зоны происходит через парогенератор. Вода из бассейна охлаждения защитной оболочки поступает в трубный пучок ПГ, где испаряется. Образовавшийся пар через форсунки возвращается в водяной объем бассейна и конденсируется. В момент запуска вода поступает в трубчатку из бака питательной воды, затем система переходит на работу в режиме естественной циркуляции. Для предотвращения обратного тока на линии подачи воды установлены обратные клапаны. Объема бассейна достаточно для охлаждения активной зоны в течение трех суток
[114].
В случае несрабатывания системы отвода остаточных тепловыделений, охлаждение реактора осуществляется с помощью аварийной системы охлаждения АЗ (см. рис. 2.24). Система состоит из двух независимых реакторных вентилирующих клапанов (Reactor Vent Valves – RVV), двух независимых реакторных рециркули-
рующих клапанов (Reactor Recirculation Valves – RRV) и системы охлаждения защитной оболочки (Containment Heat Removal System
– CHRS).
При запуске системы открываются вентилирующие клапаны на корпусе реактора. Пар из первого контура попадает в объем металлической защитной оболочки, рассчитанной на давление 3,1 МПа. Конденсируясь на стенках ЗО и отдавая тепло внешнему бассейну, он образует уровень жидкости, которая через рециркулирующие клапаны попадает обратно в реактор, образуя контур естественной циркуляции.
2.4.1.9 Реактор mPower (США)
Модульный реактор интегрального типа mPower разработан компанией Generation mPower LLC, созданной в результате соглашения между компаниями Babcock & Wilcox и Bechtel. Электрическая мощность реактора 125 МВт (тепловая – 425 МВт). Реактор предполагается разместить в защитной оболочке под землей [115]. Охлаждение реактора при аварии производится с помощью систе-
92
мы отвода остаточного тепла (Decay Heat Removal System – DHRS). Схема системы показана на рис. 2.25 [116].
Система отводит остаточное тепловыделение от активной зоны. Работает при любых давлениях в реакторе. Две независимые петли с теплообменниками, размещенными в корпусе реактора, обеспечивают теплоотвод от активной зоны не менее 72 ч.
Рис. 2.25. Схема отвода остаточного тепла реактора mPower:
1 – интегральный реактор, 2 – теплообменник системы отвода остаточного тепла, 3 – бак с водой за пределами ЗО
2.4.2 Отечественные проекты реакторов
2.4.2.1 Реактор АТЭЦ-200 (ОКБМ)
В Российской Федерации ОКБМ Африкантов (г. Нижний Новгород) создало целый ряд проектов интегральных и блочных реак-
93
торов (в последних основное оборудование первого контура соединено между собой короткими патрубками).
Интегральная реакторная установка АТЭЦ-200 имеет электрическую мощность 240 МВт (тепловую – 700 МВт), активная зона охлаждается с помощью естественной циркуляции. АТЭЦ может использоваться для выработки тепла и электроэнергии [117]. Компенсатор давления образован паро-азотной подушкой под крышкой реактора. Интегральная реакторная установка находится в страховочном корпусе, сверху которого находится защитная оболочка [118].
В реакторе предусмотрено наличие двух систем аварийного расхолаживания (САРХ). Первая система обеспечивает теплоотвод от активной зоны через парогенераторы (две петли). В случае аварийной ситуации тепло от реактора отдается воде в баках запаса воды, а также окружающему воздуху. Схема системы показана на рис. 2.26 [118].
Рис. 2.26. Канал САРХ РУ АТЭЦ-200 через первый и второй контуры: 1 – интегральный реактор, 2 – парогенератор , 3 – теплообменник САРХ, 4 – мембрана, 5 – бассейн отвода тепла, 6 – емкость запаса воды второго контура, 7 – теплообменник канала расхолаживания, 8 – бак запаса воды
теплообменника, 9 – воздушный теплообменник в градирне
94
Второй канал САРХ отводит тепло от первого контура и размещен непосредственно на верхней крышке реактора.
Во время нормальной работы система находится в состоянии ожидания, при этом теплоотвод от первого контура не происходит из-за большой концентрации неконденсирующихся газов у трубчатки конденсатора, который находится в объеме газового компенсатора давления. При аварии, связанной с потерей теплоотвода, при повышении давления разрывается мембрана, и газы уходят из КД и от теплообменника (при этом не требуется вмешательство персонала или работа каких-нибудь активных систем). Теплообмен улучшается, и система начинает конденсировать пар из реактора, отдавая его воде в бассейне, возвращая обратно конденсат. Мембрана имеет дроссель для ограничения расхода среды первого контура. Для недопущения выхода радиоактивности используется теп- лообменник-конденсатор, имеющий трубный пучок с двойными стенками (зазор заполнен гелием). Объем воды в баке – 150 м3, что достаточно для охлаждения реактора в течение 24 ч [119].
2.4.2.2 Реактор ВПБЭР-600 (ОКБМ)
Еще одним проектом интегрального реактора, разработанным в ОКБМ, является реакторная установка ВПБЭР-600 (водяной повышенной безопасности энергетический реактор). Создан на основе принципиальных решений по безопасности РУ АСТ-500 таких, как интегральная компоновка реактора, применение страховочного корпуса, пассивные системы безопасности разного типа действия с глубоким резервированием и самосрабатыванием. Электрическая мощность – 630 МВт (тепловая – 1800 МВт) [120]. Интегральное исполнение характеризуется размещением в одном корпусе активной зоны с рабочими органами СУЗ, теплообменной поверхности парогенератора и парогазового компенсатора давления, функцию которого выполняет верхний объем корпуса реактора над уровнем теплоносителя. Теплосъем с активной зоны осуществляется принудительной циркуляцией теплоносителя с помощью ГЦН, встроенных в днище корпуса реактора. Имеются четыре петли и двенадцать секций ПГ [118].
Пассивные системы аварийного отвода тепла включают в себя два блока теплообменников, образующих системы непрерывного и пассивного отвода тепла, каждый из которых отводит тепло в баки запаса
95