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

тяжелой аварии процессов естественной циркуляции, как это реализовано на более поздних проектах реактора ВВЭР-440 с РУ В- 213. Поэтому разработанное устройство для удержания расплава в корпусе реактора основано на пассивно-активном принципе.

Единственная полностью пассивная система управления тяжелой аварией применена на реакторе ВЭР-440, сооруженном в Финляндии на АЭС «Ловииза».

3.1.2.1 АЭС «Ловииза» с реактором ВВЭР-440

АЭС «Ловииза» (Финляндия) значительно отличается от других реакторных установок ВВЭР-440, построенных по проекту В-213. Для предотвращения выхода радиоактивных веществ в атмосферу в случае аварии, на станции используется металлическая защитная оболочка с ледовым конденсатором свободным объемом 58000 м3, рассчитанная на максимальное рабочее давление 0,17 МПа [175]. Применение данного типа контейнмента было вызвано достаточно большими размерами первого контура РУ ВВЭР-440 с шестью горизонтальными парогенераторами, что привело к отказу от использования железобетонной защитной оболочки, которая была бы в данном случае очень большой и дорогой.

Впервые концепция удержания расплавленной активной зоны в корпусе реактора была, как уже говорилось, предложена именно для АЭС «Ловииза» в 1989 г. [157] Затем была проведена широкая программа расчетных и экспериментальных исследований. Первой задачей экспериментов было определение величин тепловых потоков от расплавленного бассейна кориума и сравнение их с критическими тепловыми потоками для заданной геометрии корпуса реактора, чтобы подтвердить отсутствие кризиса теплообмена при кипении. Второй задачей было определение остаточной толщины стенки корпуса реактора, чтобы выяснить, достаточна ли она для сохранения целостности корпуса [160].

Базирующаяся на основе результатов экспериментов концепция внутрикорпусного удержания расплава для АЭС «Ловииза» была закончена в апреле 1994 г. и передана для рассмотрения в финский регулирующий орган (Finnish Radiation and Nuclear Safety Authority – STUK), который одобрил ее в декабре 1995 г. [179] Система удержания кориума АЭС «Ловииза» показана на рис. 3.4 [180, 181].

131

объем защитной оболочки за счет тающего льда из ледяного конденсатора пассивным способом происходит заполнение шахты реактора. С учетом воды, поступающей из первого контура через разрыв в случае течи, воды из системы САОЗ и тающего льда из ледового конденсатора (835 т) возможность затопления корпуса реактора до высотной отметки поддерживающих структур реализуема для АЭС «Ловииза» в большинстве сценариев.

Одной из наиболее важных задач при проведении модернизации станции явилось изменение конструкции поддерживающей конструкции тепловой и нейтронной защиты нижней части корпуса реактора. Зазор между дном корпуса и донным экраном был слишком узким для прохода охлаждающей воды, особенно если принимать во внимание тепловое расширение корпуса. Неподвижный опорный элемент был заменен на гидравлический цилиндр, который поддерживает тепловую и нейтронную защиту в верхнем положении в режиме нормальной эксплуатации. В случае тяжелой аварии, при превышении температуры на выходе из реактора до 450 °С, давление в цилиндре падает (по команде оператора). Это приводит к снижению донного экрана и образованию пути для прохода охлаждающей воды [182].

Кроме того, в ходе работ по модернизации в верхней части зазора между тепловой защитой и корпусом реактора, по которому выходит пароводяная смесь, были установлены обратные клапаны для обеспечения беспрепятственного выхода ПВС.

Также для предотвращения попадания остатков изоляции и других включений в подъемный канал, образованный в узком зазоре между корпусом реактора и тепловой защитой, на линии подачи воды были установлены фильтрующие устройства. В связи с ограниченным пространством в боксе парогенераторов, фильтры были установлены в шахте реактора.

Так как опускной участок, по которому вода из парогенераторного бокса должна поступать в шахту реактора, имел достаточно небольшое проходное сечение и мог забиться остатками изоляции и другими включениями, то было принято решение использовать дополнительные каналы для подачи воды. Для этого на вентиляционные каналы, предназначенные для охлаждения шахты реактора, были установлены пассивные поплавковые клапаны. Как только уровень воды в боксе парогенераторов поднимется до определен-

133

ного значения при аварии, поплавковый механизм откроет клапаны, что обеспечит дополнительное поступление воды в шахту реактора [182].

Работы по модернизации первого и второго блоков с целью установки системы внутрикорпусного удержания расплава активной зоны были завершены в 2000 и 2002 гг. соответственно [183]. АЭС «Ловииза» стала первой в мире действующей реакторной установкой, на которой была применена концепция удержания расплава в корпусе реактора.

3.1.2.2 Реактор ВВЭР-640

Проект АЭС с ВВЭР-640 (реакторная установка В-407) был разработан СПб АЭП и ОКБ «Гидропресс» в 1990 г. Особенностью проекта является оснащение АЭС набором пассивных систем, обеспечивающих останов, расхолаживание реактора и длительный отвод остаточного тепла и не требующих для своего функционирования вмешательства оператора, а также подачи энергии извне не менее 24 ч [184].

Центральным моментом концепции обеспечения безопасности при тяжелых авариях ВВЭР-640 является удержание расплава кориума в корпусе реактора. Система удержания расплава состоит из взаимосвязанных каналов, обеспечивающих режим теплоотдачи от корпуса реактора путем естественной циркуляции теплоносителя между шахтой и аварийным бассейном. Схема наружного охлаждения корпуса ВВЭР-640 показана на рис. 3.5 [185].

Аварийный бассейн формируется в нижней части защитной оболочки за счет воды из емкостей САОЗ и сконденсировавшегося пара первого контура, вышедшего в разрыв. Уровень в аварийном бассейне находится выше горячих патрубков ГЦТ, поэтому корпус реактора соединен с аварийным бассейном через разрыв на горячей или холодной ветке ГЦК [87]. Кроме того, объемы аварийного и топливного бассейнов соединяются с помощью уравнительной линии, которая открывается по сигналу повышения уровня в аварийном бассейне. Связь корпуса реактора с топливным бассейном осуществляется с использованием арматурного блока разгерметизации (АБР) первого контура.

134