РБМК ВВР Задачи по физике ядра Испытания ядерного оружия Атомные батареи Физика ядерного реактора Курсовые по энергетике Термоядерный синтез Термоядерный реактор Атомные реакторы на быстрых нейтронах Развитие энергетики России

Исследования гидродинамики тягового участка производились и с точки зрения оптимизации движущего напора, и для улучшения внутрикорпусной гравитационной сепарации пара. Исключение выноса влаги является условием повышения уровня радиационной безопасности. С учетом опытных данных реактора ВК-50 и зарубежных корпусных кипящих реакторов автором была обоснована приведенная на рис.6 конструкция сепарационных внутрикорпусных устройств реакторов малой мощности. Гравитационная сепарация в объеме корпуса реактора применяется в небольших по мощности реакторах, на которых максимальные удельные паровые нагрузки не превышают 45т/м2×ч. Данные нагрузки ограничены мощностью установки 100-120МВт(э). Для таких реакторов тепловой мощностью до 360 МВт соотношение высоты тягового участка к его диаметру с точки зрения оптимального движущего напора и гравитационной сепарации должно быть не менее 1,5. Для окончательной сепарации пара при верхнем расположении исполнительных механизмов СУЗ рекомендовано устанавливать погруженный под уровень воды дырчатый лист с безбарботажными надставками и осушители жалюзийного типа. Сочетание природных свойств свинцового теплоносителя, мононитридного топлива, физических характеристик быстрого реактора , конструкторских решений активной зоны и контуров охлаждения выводит БРЕСТ на качественно новый уровень естественной безопасности и обеспечивает его устойчивость без срабатывания активных средств аварийной защиты в крайне тяжелых авариях, непреодолимых ни одним из существующих и проектируемых реакторов

Рис. 6. Внутрикорпусные сепарационные устройства кипящего реактора малой мощности:

1. Корпус реактора. 2. Крышка корпуса реактора. 3. Исполнительные механизмы СУЗ.

4. Конденсатор аварийного расхолаживания. 5. Осушители жалюзийного типа.

6. Погруженный под уровень воды дырчатый лист с безбарботажными надставками.

7. Переливные окна. 8. Индивидуальные тяговые трубы. 9. Тяговый участок.

10. Активная зона. 11. ТВС. 12.Рабочие органы СУЗ.

Таким образом, на основе проведенных исследований была обоснована устойчивая работа контура естественной циркуляции, а также выявлены потенциальные возможности повышения эффективности и безопасности корпусного кипящего реактора. Эти возможности были реализованы на ВК-50 и предложены в качестве практических рекомендаций для современных реакторов.

В четвертой главе представлены технологические схемы и алгоритм работы систем при авариях, разработанные автором на основе исследований на реакторе ВК-50.

Была предложена особая конструкция локализующей оболочки корпуса реактора. Размещение всех систем, кроме корпуса реактора, за пределами локализующей системы позволяет значительно уменьшить размеры защитной оболочки. Использование страхующего металлического корпуса типа «контейнмент» позволяет уменьшить капитальные затраты, обеспечить возможность быстрого монтажа и окупаемости энергоблока, гарантировать безопасность реактора при аварии.

В мировой практике металлический контейнмент предусмотрен в проектах энергоблоков малой мощности реакторов с водой под давлением (Nu Scale, США).

Рис.7. Системы безопасности корпусного кипящего реактора малой мощности

1 – пар на турбину, режим «выбег генератора»; 2 – деаэратор;

3 – предохранительный клапан; 4 –система локализации пара после предохранительных клапанов реактора и контейнмента;

5 – установки сжигания водорода и подавления активности УПАК; 6 – спецвентиляция;

7 – конденсатор аварийного расхолаживания; 8 – бак аварийного расхолаживания;

9 – борный бак; 10 – гидроемкости системы аварийной защиты; 11 – сжатый воздух.

С учетом размеров и прочностных характеристик металлической локализующей оболочки автором разработана технология работы систем при нарушениях нормальной эксплуатации реактора.

Действия систем корпусного кипящего реактора при локализации аварий направлены:

на поддержание уровня воды в реакторе для устойчивой работы контура естественной циркуляции,

на расхолаживание реактора и уменьшения утечки теплоносителя в место разрыва за счет ускоренного сброса давления,

на постоянное удаление водорода в атмосферу для обеспечения взрывобезопасности,

на локализацию радиоактивных веществ в пределах реакторной установки.

Показана реализация этих действий при запроектной аварии с разгерметизацией реактора и исчезновением электроснабжения установки.

Подпитка реактора обеспечивается последовательным вводом в работу систем, представленных на рис.7: контур теплоносителя в режиме «выбег генератора», гидроемкости системы аварийной защиты с борным раствором, борный раствор из борного бака, объем воды в деаэраторах при снижении давления в реакторе, пассивный канал стабилизации уровня в реакторе при заполнении внутреннего пространства контейнмента до уровня патрубков.

Оборудование установки в режиме «выбега генератора» позволяет за счет работы систем нормальной эксплуатации:

ускоренно сбросить давление и температуру в реакторе,

максимально сохранить воду в контуре и тем самым значительно уменьшить количество и объемы остальных систем подпитки и расхолаживания реактора,

обеспечить взрывобезопасность установки в первые минуты аварии за счет сброса радиолитического водорода из реактора с паром в конденсатор турбины.

Отвод остаточного тепловыделения после режима «выбег генератора» осуществляется с помощью прямоточного парогенерирующего устройства, расположенного под крышкой реактора. Такая система расхолаживания имеет следующие преимущества:

конденсат пара сливается непосредственно в активную зону реактора без применения подпиточных насосов,

запас воды в бассейне аварийного расхолаживания обеспечивает снятие остаточного энерговыделения до подключения электропитания от внешних источников,

теплообменник и присоединенные к нему трубопроводы находятся в режиме ожидания включения как сухотрубы, что обеспечивает взрывобезопасность системы;

снятие остаточного тепловыделения активной зоны реактора производится за счет нагрева воды бассейна аварийного расхолаживания и её испарения без применения других вспомогательных систем.

Локализация радиоактивности в пределах реакторной установки при аварии осуществляется:

применением в качестве локализующей оболочки реактора металлического корпуса малых размеров, рассчитанного на максимальное внутреннее давление при запроектной аварии;

отведением радиоактивных газов из реактора и контейнмента на систему очистки (УПАК).

Взрывобезопасность оборудования реакторной установки обеспечивается постоянным отведением газов из области конденсации пара в реакторе и контейнменте.

После завершения режима «выбег генератора» осуществляется автоматический перевод парогазовой смеси из реактора на установку сжигания водорода. Установка постоянно подключена к контейнменту и находится в режиме «горячего» резерва. 

Создание постоянного всережимного обмена воздуха во внутреннем объеме контейнмента обеспечивает предварительный прогрев катализатора. Тем самым соблюдается необходимое условие стабильной работы установки каталитического сжигания водорода. С учетом опыта эксплуатации систем утилизации водорода на ВК-50 и методик определения концентрации «гремучей смеси» в насыщенном паре реактора автором определен минимальный расход обменного воздуха (до 70м3/час), при котором обеспечивается взрывобезопасность при аварии с разгерметизацией корпуса реактора мощностью до 360 МВт.

После сжигания водорода отведение вентилируемого воздуха из контейнмента производится через установку подавления активности (УПАК на рис.7). Установка УПАК по принципу действия аналогична установке, очищающей радиоактивные выбросы после эжекторов турбины. Предусмотрена возможность работы УПАК без холодильных машин при отключении электроснабжения.

Вопросы взрывобезопасности и радиационной безопасности неразрывно связаны друг с другом при аварийных режимах с ускоренным сбросом давления через предохранительные клапаны реактора. В дополнение к постоянной продувке реактора на случай пароциркониевой реакции автором предложена система локализации пара после предохранительных клапанов с отведением выбрасываемой среды за пределы локализующей оболочки. Аналог такой системы был сооружен и опробован в работе на установке ВК-50. Система обеспечивает и взрывобезопасность реакторной установки, и утилизацию радиоактивных газов.

Принципиальная технологическая схема модернизированной системы локализации выбросов пара от предохранительных клапанов представлена на рис.8:

- первая ступень отвода радиоактивных изотопов с влагой (РПК – радиоактивных продуктов коррозии) производится в жалюзийном сепараторе;

- вторая ступень отвода с влагой РПК осуществляется сбросом пара после сепараторов в бассейн с водой – в пассивный конденсатор пара (ПКП),

- производится двухступенчатая абсорбция радионуклидов 131I в щелочном растворе в процессе промывки пара в жалюзийном сепараторе и ПКП; на случай потери всех источников электропитания подача щелочи осуществляется на пассивных принципах – выдавливанием раствора из гидроемкости сжатым воздухом,

- организован отвод водорода с зеркала испарения бассейна в атмосферу с предварительной задержкой короткоживущих изотопов и превращением газов (Kr и Xe) в гидроокиси дочерних продуктов распада, осаждаемых на трубе выдержки,

- аэрозольные и углесодержащие фильтры на выходе из трубы выдержки окончательно улавливают радиоактивные вещества.

  Рис.8. Система локализации пара после предохранительных клапанов:

1 – реактор, 2 – защитная (локализующая) оболочка, 3 – предохранительные клапаны реактора; 4 – сепаратор жалюзийного типа; 5 – гидроемкость с щелочным раствором; 6 – насос подачи щелочного раствора, 7 – бассейн – пассивный конденсатор пара; 8 – вытяжной зонт,

9 – воздушный теплообменник; 10 – сброс в атмосферу через трубу выдержки (задержки и фильтрации) и углесодержащие фильтры; 11 – емкость для воды с РПК.

Таким образом, обеспечение безопасности корпусных кипящих реакторов с естественной циркуляцией теплоносителя рекомендовано производить на основе исследованных и экспериментально опробованных на реакторе ВК-50 технологий.

Системы  безопасности в разработанных технологических схемах корпусных кипящих реакторов отличаются только параметрами, связанными с мощностью реактора: объемами теплоносителя в защитных и обеспечивающих системах безопасности, площадью теплообмена КАР, объемом БАР, расходом обменного воздуха через контейнмент и габаритами самого контейнмента.

В качестве примера для реактора мощностью 360МВт представлен тепловой расчет поверхностного теплообменника КАР (F=25м2). Расчет произведен с использованием опытных данных по теплопередаче в условиях конденсации насыщенного пара, полученных на реакторе ВК-50.

Также с учетом опытных и расчетных данных по уровню остаточного тепловыделения реактора ВК-50 определен минимально необходимый объем воды БАР (130т) для реактора мощностью 360МВт. БАР с учетом испарения воды в нем обеспечивает снятие остаточного энерговыделения в течение не менее 24 часов – достаточного времени для подключения электропитания или подпитки БАР от внешних источников.


На главную