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

заслонками, прикрепленными петлями изнутри. Общая площадь входных отверстий около 0,56 м2, что эквивалентно трубе диаметром 0,845 м. Каждая заслонка представляет собой оболочку из нержавеющей стали, заполненную плавучим гидрофобным материалом.

Вес заслонок удерживает их закрытыми при работе на мощности, тем самым препятствуя свободному теплообмену между воздухом в кольцевом зазоре и шахте реактора. При заполнении шахты водой наполнитель заслонок обеспечивает их пассивное открытие.

Образовавшийся при охлаждении корпуса пар и пароводяная смесь выходит из верхней части кольцевого зазора по четырем прямоугольным каналам площадью 0,28 м2 каждый [170]. На входе в каждый канал расположена паровая заслонка (позиция 3 на рис. 3.2).

Паровые заслонки расположены вдоль корпуса реактора между нейтронной защитой и панелями тепловой изоляции. Открытие заслонок происходит за счет энергии набегающего потока пароводяной смеси. Открывшись, они удерживаются в таком положении за счет силы тяжести.

Как и в реакторе АР-600, вода для заполнения шахты реактора поступает из бассейна перегрузки IRWST благодаря действиям оператора [163]. По сигналу достижения температурой на выходе из АЗ величины 649 °С открывается арматура на линии рециркуляции между бассейном перегрузки и приямком контейнмента. За счет разности высотных отметок вода из бассейна перегрузки поступает по двум трубопроводам диаметром 203 мм сначала в приямок парогенераторного отсека, а уже оттуда начинает заполнять шахту реактора. Для успешного охлаждения корпуса реактора вода должна достичь отметки, на которой осуществляется выход пара, в течение 70 мин после начала заполнения.

При повышении уровня воды в шахте всплывающие заслонки на нижней части изоляции открываются, позволяя воде попасть в кольцевой зазор. Уровень воды в зазоре повышается, обеспечивая охлаждение сначала днища, а затем и боковых стенок корпуса реактора.

Образующийся пар поднимается вверх в составе пароводяной смеси, которая открывает паровые клапаны в верхней части зазора

126

и поступает в пространство канала патрубков. Образовавшийся пар поступает в объем ЗО, конденсируется на металлической поверхности оболочки. Конденсат вновь стекает в нижнюю часть контейнмента, завершая цикл.

3.1.1.3 Реактор KERENA (ЕС)

Разработка кипящего реактора KERENA (ранее SWR-1000) электрической мощностью 1250 МВт (нетто) началась в 1992 г. компанией AREVA NP в тесном сотрудничестве с немецкими энергетическими компаниями и при поддержке компаний из других европейских стран [53].

Для управления тяжелой аварией в проекте реактора KERENA предусматривается использование концепции удержания расплава в корпусе реактора. Схема внешнего охлаждения корпуса реактора KERENA показана на рис. 3.3 [171].

Вода в шахту реактора подается из бассейна залива активной зоны общим объемом 3184 м3 за счет гидростатического напора [171]. Сигналом на открытие арматуры является снижение уровня теплоносителя в реакторе ниже 5,8 м, а также повышение температуры на выходе из активной зоны [172]. Высотная отметка размещения бассейна позволяет подать в шахту реактора 1480 м3 воды, обеспечив тем самым уровень в шахте реактора около 12 м. Общее время залива – менее 30 мин, меньше чем время до начала расплавления активной зоны.

127

вается в бассейн залива активной зоны, поступая опять в шахту реактора, замыкая тем самым контур охлаждения. Объема воды в бассейне, размещенном за пределами ЗО, достаточно на 72 ч работы системы охлаждения защитной оболочки.

Патрубки для ввода стержней управления и датчиков внутриреакторного контроля, приваренные к днищу корпуса реактора, поддерживаются снизу специальной стальной плитой массой около 70 т [171]. Эта плита удержит патрубки даже в случае полного расплавления сварных швов, которыми они приварены к корпусу реактора [55]. Данная плита может служить как вторичная ловушка расплава, хотя это уже и выходит за пределы концепции управления тяжелой аварией реактора KERENA.

3.1.2 Отечественные проекты реакторов

Разработанный в СССР реактор ВВЭР-440 является наиболее подходящим аппаратом для внедрения концепции удержания расплава активной зоны в корпусе реактора в случае тяжелой аварии. Причиной этого являются следующие, присущие только ему уникальные свойства [173, 174]:

средняя мощность и низкая энергонапряженность активной зоны приводят к достаточно небольшой величине остаточных энерговыделений;

большой корпус реактора, содержащий значительное количество металлоконструкций ниже активной зоны, что приводит к снижению величины удельного теплового потока от расплава АЗ на стенку корпуса;

наличие шести горизонтальных парогенераторов приводит к большому объему воды во втором контуре (330 т), что позволяет достаточно долго охлаждать активную зону за счет естественной циркуляции с испарением этой воды. Это позволяет отсрочить время плавления АЗ при тяжелой аварии и обеспечивает низкую величину остаточных энерговыделений при опускании кориума на днище реактора;

отсутствие отверстий для приводов СУЗ в нижней части корпуса облегчает удержание расплава активной зоны. В то время как на большинстве реакторов с водой под давлением (PWR), построен-

ных по проектам Westinghouse и Babcock and Wilcox, а также во

129

всех действующих кипящих реакторах (BWR) СУЗы вводятся снизу;

небольшой объем шахты реактора (для проекта с РУ В-213) по сравнению с кипящими реакторами (примерно в 70 раз меньше, чем в контайнменте Mark-I – первый блок АЭС «Фукусима»).

Система внешнего охлаждения корпуса с целью удержания расплава активной зоны уже внедрена или внедряется на большинстве энергоблоков с реактором ВВЭР-440, эксплуатируемых в европейских странах [175–177]. Однако работа системы заливы шахты реактора на стандартных энергоблоках с реактором ВВЭР-440 (РУ В-213) базируется на действиях оператора. По его команде происходит открытие арматуры на дренажной линии из конденсаторабарботера, и вода из коридора, соединяющего бокс парогенераторов и башню конденсатора-барботера, поступает в шахту реактора, затем по зазору между корпусом реактора и тепловой защитой поднимается вверх до уровня патрубков реактора, где образующийся пар выходит обратно в боксы и конденсируется за счет работы спринклерной системы. Объем воды в тарелках конденсаторабарботера – 1300 м3. Всего для охлаждения корпуса реактора доступно около 2000 м3 воды, включая объем воды в первом контуре, в гидроаккумуляторах и баках САОЗ [178].

Кроме того, концепцию удержания расплава АЗ в корпусе реактора планируется внедрить на энергоблоках Кольской и Нововоронежской АЭС [156]. Концерном «Росэнергоатом» разработан проект устройства наружного охлаждения корпуса реактора (УНОР) для модернизации 1 и 2 блоков Кольской АЭС (реакторы ВВЭР-440 с РУ В-230), а также 3 и 4 блоков Нововоронежской АЭС (реакторы ВВЭР-440 с РУ В-179) [156].

Особенность РУ ВВЭР-440 первого поколения (РУ В-179, В-230, В-270) в том, что максимальной аварией, заложенной в проект, являлась авария с разрывом трубопровода Ду32 [5]. Следовательно, в проекте отсутствует барботажно-вакуумная система, содержащая большой запас воды, необходимый для преодоления аварии с разрывом трубопровода ГЦК. Кроме того, при данной конструкции защитной оболочки нельзя обеспечить сбор воды на полу бокса ПГ из-за отсутствия возможности образования верхнего бьефа со стабильным уровнем. Все это приводит к невозможности использования для наружного охлаждения корпуса реактора в случае

130