Еще одним отличием ловушки расплава проекта «АЭС-2006» от предыдущих проектов является то, что в корпусе УЛР и в фермеконсоли установлены клапаны пассивной подачи воды с термомеханическим элементом (КПВ), обеспечивающие отказ от активных управляющих воздействий на исполнительные механизмы после разрушения активной зоны [210]. Эти клапаны имеют рабочие элементы, обеспечивающие срабатывание на открытие при достижении заданной температуры. Клапаны первой группы, установленные в корпусе УЛР, сообщаются с объемом воды, расположенным
впространстве между корпусом УЛР и бетонной шахтой, т.е. с объемом воды в баке-приямке. Клапаны второй группы, установленные в ферме-консоли, сообщаются с объемом воды в шахтах ревизии ВКУ. Из двух групп клапанов КПВ первыми срабатывают клапаны, установленные в корпусе УЛР. Клапаны, установленные
вферме-консоли, являются вспомогательными и срабатывают только при задержке понижения температуры над поверхностью кориума после срабатывания клапанов первой группы. Применение КПВ позволило отказаться от мониторинга теплового состояния УЛР.
При угрозе возникновения ЗПА на начальной стадии аварии оператор открывает задвижки на трубопроводах подачи воды в УЛР. В результате клапаны КПВ, расположенные в ферме-консоли, находятся под гидростатическим давлением воды в режиме ожидания и срабатывают автономно без вмешательства оператора по достижению заданной температуры. Кроме того, применение клапанов КПВ позволяет реализовать в конструкции УЛР «АЭС-2006» принцип саморегулирования при охлаждении кориума в корпусе УЛР: срабатывают только те клапаны КПВ и там, где температура достигла заданной величины, тем самым обеспечивая равномерное охлаждение расплава.
Также, в ловушке «АЭС-2006» предусмотрено водяное или паровое охлаждение основных элементов. Т.е. в зависимости от уровня воды вокруг корпуса УЛР, ферма-консоль может быть частично погружена в воду. Это позволяет снизить температуру фермы-консоли и нижней плиты в момент, когда расплав уже поступил в корпус УЛР. Если уровень воды в шахте реактора расположен ниже фермыконсоли, то ее охлаждение осуществляется с помощью пара, который проходит через отверстия в ферме-консоли, омывая ее внутреннюю
156
часть. После чего часть пара выходит через внутреннюю обечайку во внутренний объем УЛР. Это обеспечивает дополнительное снижение температуры газовой среды над поверхностью кориума. Кроме того, для уменьшения нагрева излучением основания фермы-консоли со стороны зеркала расплава внутренний диаметр фермы-консоли был увеличен.
Принятый комплекс мер по изменению конструкции УЛР «АЭС-2006» позволил:
обеспечить работу УЛР на пассивных принципах; снизить оперативную нагрузку на персонал БЩУ; упростить плановое обслуживание УЛР;
увеличить устойчивость фермы-консоли к неблагоприятным воздействиям во время протекания ЗПА;
сократить сроки монтажа УЛР на площадке.
Контрольные вопросы и задания
1.Какие мероприятия включает в себя управление тяжелыми авариями?
2.Какие концепции применяются для удержания расплава АЗ в
ЗО?
3.Выполнение каких условий необходимо для удержания расплава в корпусе реактора?
4.Какие проектные решения были приняты для исключения повреждения корпуса реактора AP-600?
5.Отличия систем удержания расплава АЗ в корпусе АР-1000
иАР-600.
6.Особенности удержания расплава АЗ в корпусе реактора KE-
RENA.
7.Какие свойства реактора ВВЭР-440 позволяют обеспечить внедрение концепции удержания расплава АЗ в корпусе реактора при аварии?
8.Благодаря каким мерам удалось обеспечить удержание расплава АЗ в корпусе реактора ВВЭР-440 на АЭС «Ловииза»?
9.Набор каких пассивных систем безопасности реактора ВВЭР640 позволяет охлаждать корпус реактора и удерживать внутри него расплав АЗ?
157
10.Для каких реакторов необходимо использовать системы по удержанию расплава в шахте реактора?
11.Каковы основные характеристики системы стабилизации расплава активной зоны реактора EPR?
12.Перечислите основные характеристики ловушек для расплава АЗ кипящих реакторов ESBWR и EU-ABWR.
13.Каков принцип работы устройства локализации расплава РУ
ВВЭР?
14.Сформулируйте отличия УЛР реакторов ВВЭР-1000 и ВВЭР-
1200.
158
Выводы
Обеспечение безопасности АЭС по мере развития ядерной энергетики во все большей степени базируется на принципах глубоко эшелонированной защиты. Допускается, что несмотря на все принятые превентивные проектные меры, включая системы безопасности, авария может произойти в результате технических отказов и/или ошибок персонала. Совокупность технологических систем и систем безопасности образует сложную разветвленную многоуровневую иерархическую структуру с высокой степенью функционального и энергетического дублирования.
Для обеспечения безопасности АЭС ведется проектирование и разработка мероприятий по управлению авариями с целью:
предотвращения развития аварии и ослабления ее последствий; защиты контейнмента от разрушения и поддержания его рабо-
тоспособности; возвращения АЭС в контролируемое состояние, при котором
прекращается цепная реакция деления, обеспечивается постоянное охлаждение топлива и удержание радиоактивных веществ в установленных границах.
В упрощенном виде эти цели могут быть представлены кратко следующим образом: главной задачей является не допустить плавление (тяжелое повреждение) активной зоны, а в случае, если это произойдет, – локализовать и захолодить кориум, содержащий основное количество долгоживущих продуктов деления, надежно изолировав его в пределах герметичной оболочки реакторного здания.
Проведенный анализ показал, что в большинстве современных проектов реакторных установок выполнение перечисленных задач происходит с помощью пассивных систем безопасности, которые дополняют существующие активные системы. Несмотря на то, что стоимость пассивных систем безопасности в новых проектах отечественных и зарубежных АЭС составляет порядка 40 % стоимости самого энергоблока, их применение в разрабатываемых и сооружаемых АЭС является оправданным, так как радиоэкологические и социально-экономические последствия аварий с повреждением активной зоны могут быть весьма значительными. Это наглядно показали аварии, произошедшие на Чернобыльской АЭС и АЭС «Фукусима».
159
Список литературы
1.Постановление Госатомнадзора РФ от 14.11.1997 № 9 «Об утверждении и введении в действие нормативного документа ПНАЭ Г-01-011-97 «Общие положения обеспечения безопасности атомных станций. ОПБ-88/97».
2.GEN4. Annual report, 2013.
3.Малышев А.Б. Анализ совершенствования решений по обеспечению безопасности АЭС с реакторами водо-водяного типа // Сб. трудов АЭП. Вып. 2. 2001. – С. 3-17.
4.Nigmatulin B.I., Fedorov V.G., Sidorov A.S. Evolution of reactor plants with VVER-type reactors and basic principles of safety systems and normal systems application in accidents with core damage // Proceedings of ICONE 5:5th International Conference on Nuclear Engineering, 26-30 May 1997, Nice, France, ICONE-2101.
5.Драгунов Ю.Г., Денисов В.П. Реакторные установки ВВЭР для атомной энергетики. – М.: ИздАТ, 2002.
6.Самойлов О.Б., Усынин Г.Б., Бахметьев А.М. Безопасность ядерных энергетических установок. – М.: Энергоатомиздат, 1989.
7.Westinghouse Worldview. – January 2001. – №1. – P.8-11.
8.Coryell E.W., Harvego E.A., Siefken L.J. The development and application of SCDAP-3D© // Proceedings of ICONE 10:10th International Conference on Nuclear Engineering, April 14-18, 2002, Arlington, VA, ICONE-22638.
9.Mull T., Burwitz P., Umminger K. Impact of secondary injection conditions on PWR thermal hydraulics – experimental investigations in the PKL – test facility // Proceedings of ICONE 8, 8th International Conference on Nuclear Engineering, April 2-6, 2000, Baltimore, MD USA, ICONE-8134.
10.CNSC Training Courses: Fundamentals of Power Reactors, Module Two - Nuclear Reactor Systems, Emergency Core Cooling System, January 1996.
11.Draft Regulatory Guide, Safety Analysis of CANDU Nuclear Power Plants, C-006 (Rev. 1) (E), September 1999.
12.Mukhopadhyay D., Behera G.H., Banopadhyay S.K., et al. Thermalhydraulic Analysis of Small Break LOCA for Indian PHWRs with RELAP-COBRA
//Proceedings of ICONE 8, 8th International Conference on Nuclear Engineering, April 2-6, 2000, Baltimore, MD USA, ICONE-8185.
13.Heavy Water Reactors: Status and projected development // Technical Report Series No. 407. – Vienna: International Atomic Energy Agency, 2002.
14.Tower S.N., Schulz T.L., Vijuk R.P. Passive and simplified system features for the advanced Westinghouse 600 MWe PWR // Nuclear Engineering and Design.
– 1988. – V.109. – P.147-154.
15.Chang C.J., Lee C.H., Hong W.T., et al. Study of the performance of the passive core cooling system on IIST SBLOCA experiments // Proceedings of ICONE
160