Предисловие
В последние годы у нас в стране и за рубежом разработаны проекты ядерных энергетических установок (ЯЭУ) нового поколения с различными теплоносителями. Основным их отличием является наличие пассивных систем безопасности, предназначенных для охлаждения активной зоны реактора в случае аварий без участия персонала атомных станций и применения активных систем безопасности, которые требуют для своей работы внешних источников энергии.
Конструкции пассивных систем достаточно разнообразны, однако учебные пособия, в которых рассматривались бы особенности схемных решений, примененных в системах пассивного залива активной зоны, системах пассивного отвода тепла и системах управления тяжелыми авариями, практически отсутствуют.
Вместе с тем, информация о пассивных системах безопасности реакторных установок востребована студентами НИЯУ МИФИ, которые обучаются по образовательным программам, связанным с ядерной энергетикой, особенно при выполнении комплексного курсового проекта по разработке ЯЭУ.
При подготовке настоящего учебного пособия авторами использовались последние материалы, содержащиеся в документах МАГАТЭ, журнальных статьях, докладах на конференциях по работе пассивных систем охлаждения активных зон ядерных реакторов и управления тяжелыми авариями. Рассматриваются действующие, сооружаемые и проектируемые в различных странах реакторные установки, в результате чего формируется представление об общем состоянии и уровне разработок пассивных систем безопасности. Рассмотрены основные проекты атомных станций, информация о которых доступна в открытой печати по состоянию на декабрь 2013 года. В этом смысле учебное пособие содержит достаточно новую информацию и существенно дополняет лекционный материал, который ограничен из-за дефицита времени, подробным описанием и классификацией пассивных систем обеспечения безопасности ЯЭУ.
Учебное пособие подготовлено коллективом специалистов ГНЦ РФ ФЭИ и преподавателей НИЯУ МИФИ.
6
Авторы выражают глубокую благодарность рецензентам В.М. Махину и профессору Ю.С. Юрьеву за сделанные замечания и ценные советы.
Авторы также благодарны А.С. Сошкиной и А.Р. Сахипгарееву за помощь в подготовке данного учебного пособия.
7
|
|
Список основных сокращений |
АЗ |
– |
активная зона |
АТО |
– |
автономный теплообменник |
АЭС |
– |
атомная электростанция |
БЩУ |
– |
блочный щит управления |
ВВЭР |
– |
водо-водяной энергетический реактор |
ВТО |
– |
воздушный теплообменник |
ГЕ |
– |
гидроемкость |
ГЦК |
– |
главный циркуляционный контур |
ГЦН |
– |
главный циркуляционный насос |
ЕЦ |
– |
естественная циркуляция |
ЖМ |
– |
жертвенный материал |
ЗО |
– |
защитная оболочка |
ЗПА |
– |
запроектная авария |
КД |
– |
компенсатор давления (объема) |
МПА |
– |
максимальная проектная авария |
ПВС |
– |
пароводяная смесь |
ПГ |
– |
парогенератор |
ПТО |
– |
промежуточный теплообменник |
РБМК |
– реактор большой мощности канальный |
|
РУ |
– |
реакторная установка |
САОЗ |
– система аварийного охлаждения активной зоны |
|
САОТ |
– система аварийного отвода тепла |
|
САРХ |
– |
система аварийного расхолаживания |
СПЗАЗ |
– система пассивного залива активной зоны |
|
СПОТ |
– система пассивного отвода тепла |
|
СУЗ |
– система управления и защиты |
|
ТВС |
– |
тепловыделяющая сборка |
УЛР |
– |
устройство локализации расплава |
ЯЭУ |
– |
ядерные энергетические установки |
ABWR |
– |
Advanced Boiling Water Reactor – усовершенство- |
|
|
ванный кипящий реактор |
ACC |
– |
accumulator – гидроаккумулятор |
ADS |
– |
Automatic Depressurization System – система авто- |
|
|
матического снижения давления в контуре |
8
ALWR |
– Advanced Light Water Reactor – усовершенствован- |
|||||
|
|
ный легководяной реактор |
|
|
||
BWR |
– Boiling Water Reactor – кипящий реактор |
|
||||
CANDU |
– |
Canada |
Deuterium |
Uranium |
– |
канадский |
|
|
тяжеловодный водо-водяной ядерный реактор |
||||
IC |
– Isolation Condenser – отсечной конденсатор |
|||||
PCCS |
– |
Passive Containment Cooling System – система пас- |
||||
|
|
сивного охлаждения защитной оболочки |
|
|||
PHWR |
– |
Pressurized Heavy Water Reactor – тяжеловодный |
||||
|
|
реактор |
|
|
|
|
PWR |
– |
Pressurized Water Reactor – реактор с водой под |
||||
|
|
давлением |
|
|
|
|
9
Введение
Концепция систем безопасности атомных станций менялась по мере развития атомной энергетики. В первых проектах АЭС, появившихся в 1950–1960 гг. и относящихся к «Поколению I» (АЭС «Шиппингпорт», «Дрезден» и т.д.), безопасность обеспечивалась за счет применения ограниченного числа активных систем. Реакторные установки второго поколения, разработанные в 1970–1980 гг. (PWR, BWR, ВВЭР, РБМК, CANDU), предусматривали использование более широкого комплекса как активных, так и пассивных систем безопасности, созданных с применением принципов резервирования, независимости и разделения. Реакторы, относящиеся к третьему поколению (System 80+, ABWR и т.д.), разработанные в конце 80-х – начале 90-х гг. ХХ в., обладают лучшими показателями надежности и безопасности, обеспечивая снижение и без того низких выбросов радиоактивности в окружающую среду. Проекты АЭС, относящиеся к «Поколению III+», сооружение которых ведется в настоящее время (АЭС-2006, АР-1000 и т.д.), отличаются новыми подходами к обеспечению безопасности.
Развиваемая в новых проектах реакторных установок концепция безопасности, сохраняя те принципы обеспечения безопасности, эффективность которых уже доказана на практике, в качестве основного выдвигает принцип последовательного и комплексного использования свойств самозащищенности ядерных реакторов. Это качество достигается за счет использования совокупности благоприятных физических свойств, присущих топливу (например, обратная связь по температуре топлива), теплоносителю (например, естественная циркуляция теплоносителя) и другим компонентам, а также особенностей конструкции активной зоны и контуров охлаждения. Использование естественных процессов позволяет упростить и повысить безопасность реакторной установки и путем использования преимущественно пассивных устройств (элементов), действие которых основано на использовании естественных физических факторов (силы гравитации, гидродинамические силы, изменение агрегатного состояния и др.) и для применения которых не требуются разветвленные управляющие и обеспечивающие системы. Эти требования к использованию пассивных систем обеспечения безопасности реакторных установок зафиксированы в норма-
10