Материал: Морозов Скхемные решения и принтсипы работы пассивныкх систем 2015 (1)

ма в корпусе реактора при тяжелой аварии, являлся реактор AP-600 разработки фирмы Westinghouse. Использование концепции удержания расплава в корпусе АЗ для данного реактора было обосновано профессором Теофанусом с помощью применения рискориентированной методологии анализа аварийных ситуаций (RiskOriented Accident Analysis Methodology – ROAAM) [163]. Экспери-

ментальная оценка выявленных с помощью проведенного анализа неопределенностей проводилась в рамках расчетноэкспериментальных программ ACOPO и ULPU. Базируясь на результатах проведенного анализа, вероятность повреждения корпуса реактора АР-600 была принята нулевой при условии выполнения следующих условий [163]:

снижение давления в первом контуре; достаточное погружение корпуса реактора под уровень воды с

обеспечением смачивания нагреваемых поверхностей; изоляция корпуса реактора и рециркуляция воды в ЗО позволя-

ют обеспечить достаточное поступление воды и вентилирование пара из шахты;

состояние внешней поверхности днища (покраска, различные покрытия и т.д.) не препятствует охлаждению корпуса водой.

При разработке концепции потребовалась модификация системы изоляции корпуса, так как ранее спроектированная не позволяла обеспечить организацию контура естественной циркуляции [164]. Кроме того, конструкция изолирующих панелей была усилена, из-за опасности их повреждения при заполнении шахты водой. Конструкция системы изоляции корпуса реактора АР-600 показана на рис. 3.1 [160].

Проектом предусматривалась установка плоских изоляционных панелей, т.е. площадь зазора между панелью и корпусом реактора была переменной. Для подачи воды в зазор предполагалось использование поплавковых клапанов, открывающихся при появлении воды в шахте реактора.

121

муляторов (42 т каждый), двух баков подпитки АЗ (56 т каждый) или из бассейна перегрузки топлива (In-containment Refueling Water Storage Tank – IRWST) (2173 т). При этом пассивное поступление воды из разрыва и гидроаккумуляторов в шахту реактора может рассматриваться только как временная защита корпуса, но не может отменить необходимость заполнения шахты водой из бассейна перегрузки по команде оператора.

Сигналом на открытие запорной арматуры является достижение температурой на выходе из АЗ величины 1090 °С [160]. Подача воды осуществляется пассивно по двум трубопроводам диаметром 152 мм. Пар, образующийся при охлаждении корпуса, выходит в пространство контейнмента и конденсируется на металлических стенках защитной оболочки. Конденсат поступает в бассейн перегрузки, откуда сливается в шахту реактора, обеспечивая замыкание контура циркуляции.

В 1998 г. Комиссия по ядерному регулированию США (Nuclear Regulatory Commission – NRC) сертифицировала результаты исследований для реактора АР-600 [165]. Однако из-за низких экономических показателей данный проект так и не был осуществлен, но на его основе был разработан реактор большей мощности АР-1000, в котором также реализована концепция удержания расплава активной зоны в корпусе.

3.1.1.2 Реактор АР-1000 (США)

При переходе от АР-600 к АР-1000 большинство пассивных систем РУ не изменились [166]. Общая конструкция контейнмента ниже площадки обслуживания в основном осталась такой же. Диаметр корпуса реактора и геометрия днища сохранились такими же, как у АР-600. В то же время, увеличение тепловой мощности реактора с 1940 до 3400 МВт (т) произошло за счет применения 157 ТВС вместо 145 и увеличения их длины с 12 до 14 футов. Это привело к увеличению длины корпуса реактора на 0,5 м. За счет роста числа ТВС произошло уменьшение толщины внутрикорпусных устройств реактора АР-1000.

Обоснование концепции удержания расплава для реактора АР-1000 проводилось в UCSB (University of California at Santa Barbara) на установке ULPU 4 и 5 модификаций под руководством профессора Теофануса [167].

123

В результате проведенного комплекса расчетноэкспериментальных работ была обоснована возможность удержания расплава активной зоны в корпусе реактора в случае тяжелой аварии. Ключевую роль в обеспечении охлаждения наружной поверхности корпуса реактора играет его тепловая изоляция, которая для применения концепции внутрикорпусного удержания должна отличаться от применяемой на существующих АЭС. Принимая важность выполняемых функций для преодоления тяжелой аварии, изоляция реактора АР-1000 получила название система изоляции корпуса реактора (Reactor Vessel Insulation System – RVIS). Разме-

щение изоляции показано на рис. 3.2 [168].

124

Система изоляции корпуса реактора (СИКР) включает в себя изоляцию, расположенную ниже крышки реактора, и при нормальной эксплуатации обеспечивает снижение тепловых потерь от боковой стенки корпуса реактора, днища, а также входных и выходных патрубков. Изоляция корпуса реактора состоит из листов нержавеющей стали (тип 304) толщиной 4,5 дюйма (11,4 см), образующих внешнюю и внутреннюю металлические оболочки, между которыми находятся несколько слоев металлической фольги.

Как и на других АЭС СИКР расположена между корпусом реактора и стенкой шахты. Зазор между изоляцией и стенкой шахты позволяет проходить охлаждающему воздуху, который поступает в нижнюю часть шахты, поднимается вверх, проходит через поддерживающие структуры корпуса реактора и выходит в канал патрубков реактора. Воздушное охлаждение необходимо для ограничения температуры бетона шахты реактора, нейтронной защиты и датчиков нейтронного потока, расположенных вне корпуса.

В случае тяжелой аварии для обеспечения удержания расплава АЗ на днище реактора система изоляции должна обеспечивать выполнение следующих условий [168]:

1.Поддержание определенного размера кольцевого зазора между корпусом реактора и изоляцией как на днище, так и вдоль боковой поверхности корпуса;

2.Обеспечение свободного поступления воды в зазор в зоне центра днища реактора;

3.Обеспечение беспрепятственного выхода пароводяной смеси через верхнюю часть зазора.

Для выполнения первого условия панели изоляции имеют полусферическую форму, повторяя контур днища корпуса реактора, что отличает ее от изоляции, предусмотренной в проекте реактора АР-

600.Проведенные на установке ULPU исследования показали, что такая форма изоляционных панелей позволяет увеличить величину критического теплового потока на днище более чем на 30 % [169].

Для выполнения второго и третьего условий были разработаны специальные устройства, которые ограничивают проход воздуха при нормальной работе и пассивно открываются для прохода воды в зазор при тяжелой аварии (позиции 1, 2 на рис. 3.2).

Входной узел прикреплен к изоляции реактора и к полу шахты реактора. Он имеет четыре отверстия, оснащенных всплывающими

125