1.3 Системы безопасности аэс с реактором ввэр-1000
Рассмотренное оборудование и системы 1-го и 2-го контуров АЭС обеспечивают процессы нормальной эксплуатации – т.е. выработку электроэнергии в штатном режиме. Но, т.к. 1-ый контур имеет непосредственный контакт с радиоактивными веществами, то помимо ведения процессов нормальной эксплуатации важно обеспечить защиту персонала и населения от радиационного поражения. К задачам обеспечения безопасности АЭС относят: 1) предотвращение выхода радиоактивных веществ за границы локализующих барьеров; 2) расхолаживание реакторной установки в аварийных и плановых режимах.
1-ый контур является одним из четырех барьеров, предотвращающих (или ограничивающих) распространение радиоактивных веществ в окружающую среду. Этими барьерами также являются: ядерное топливо (таблетки UO2); оболочки твэлов и ТВС (циркониевые стержни); границы 1-го контура (трубопроводы ГЦК); герметичная оболочка энергоблока (защитный купол) (рис. 1.15).
Рис. 1.15 Локализующие барьеры безопасности АЭС
В пределах АЭС возможны аварии, связанные с разуплотнением в элементах 1-го контура (разрыв ГЦК). Назначение систем безопасности - не допустить расплавления активной зоны и распространения радиоактивности за пределы защитных барьеров вследствие утечек теплоносителя. Системы безопасности включаются автоматически, частично или полностью в зависимости от тяжести аварийной ситуации (при нормальной эксплуатации они находятся в дежурстве). По характеру выполняемых функций системы безопасности классифицируются на защитные, локализующие, обеспечивающие и управляющие системы. Защитные системы безопасности предназначены для предотвращения или ограничения повреждений ядерного топлива, оболочек твэлов или ТВС, оборудования и трубопроводов, содержащих радиоактивные вещества. Этими системами должна быть обеспечена надежная остановка реактора и аварийный отвод тепла от него. Локализующие системы безопасности предназначены для предотвращения или ограничения распространения радиоактивных веществ, выделяющихся при авариях, за установленные границы и выхода их в окружающую среду. С этой целью применяются герметичные помещения и защитная оболочка энергоблока. Обеспечивающие системы безопасности предназначены для снабжения других систем безопасности энергией, рабочей средой и создания условий для их функционирования. Управляющие системы безопасности предназначены для приведения в действие других систем безопасности, осуществления контроля и управления ими в процессе выполнения заданных функций.
На рис. 1.16 показана защитная система безопасности – активная и пассивная части системы аварийного охлаждения активной зоны реактора (САОЗ). Важными элементами системы САОЗ являются емкости 13, из которых вода поступает в 1-ый контур в самом начале развития МПА (максимальной проектной аварии), когда другие системы безопасности, вследствие своей инерционности, еще не успели включиться. Основное назначение емкостей 13 – не допустить оголения активной зоны в первые моменты аварии. Они расположены непосредственно у реактора, давление в них несколько меньше, чем в реакторе, а подсоединяют их выше (две емкости) и ниже (две емкости) активной зоны. Если произошел разрыв ГЦК, то теплоноситель начинает вытекать из 1-го контура и давление в контуре падает, что может привести к закипанию воды и росту давления под гермооболочкой. Высокое давление под гермооболочкой реакторного отделения, в крайних ситуациях, приводит к ее повреждению. Как только давление в ГЦК станет ниже давления в емкостях 13 (60 кгс/см2), откроются обратные клапаны и борированная вода из емкостей начнет поступать в реактор, восполняя потери теплоносителя и отбирая от активной зоны выработанное тепло. Емкости 13 относятся к пассивной части САОЗ – т.е. они работают без внешних источников энергии, а лишь под воздействием разности давлений в 1-ом контуре и в самих емкостях. Этим и объясняется их быстродействие – для запуска пассивной части САОЗ достаточно только открытия обратных клапанов. Для запуска активной части САОЗ требуются источники энергии – все насосы и арматура работают от электроприводов, для выхода которых на заданный режим требуется определенное время. Любая из активных систем безопасности имеет трехкратное дублирование, с размещением их в отдельных помещениях, и электропитание от трех независимых источников (рис. 1.16).
Рис. 1.16 Принципиальная схема систем безопасности АЭС с реактором ВВЭР:
1 - реактор; 2 - ПГ; 3 - ГЦН; 4 - КД; 5 - турбина; 6 - конденсатор; 7 - конденсатный насос; 8 - ПНД; 9 - деаэратор; 10 - питательный насос; 11 - ПВД; 12 - генератор; 13 - гидроаккумулирующая емкость; 14 - бак запаса гидразингидрата; 15 - бак аварийного запаса раствора бора; 16 - бак запаса борного концентрата; 17 - теплообменник САОЗ; 18 - насос высокого давления аварийной подачи раствора бора; 19 - спринклерный насос; 20 - насос аварийного расхолаживания низкого давления; 21 - теплообменники промежуточного контура технической воды; 22 - насос подачи технической воды; 23 – бак приямок, 24 – БРУ, 25 – ПК, 26 – бак с питательной водой, 27 – АПЭН
Весь 1-ый контур, включая парогенераторы, расположен в герметичной железобетонной оболочке, представляющей собой барьер локализации и, кроме того, защиту от падающих предметов. Аварийное охлаждение реактора обеспечивается тремя независимыми защитными системами безопасности, подсоединенными к 1-му контуру. При этом для ликвидации МПА достаточно включения одной из трех систем. Каждая из систем имеет бак аварийного запаса бора 15, теплообменник расхолаживания 17, спринклерные насосы 19, насосы аварийного расхолаживания низкого 20 и высокого 19 давления. В случае нарушения герметичности 1-го контура и малого истечения теплоносителя с расходом до 50 м3/час, включаются насосы высокого давления 18 с подачей раствора бора из бака 16 в 1-ый контур. При невозможности ликвидации малой течи, работа блока может быть продолжена при снижении мощности, или принимаются меры для останова блока с использованием систем расхолаживания. Начальная утечка из 1-го контура менее 50 м3/час не вызывает автоматического отключения ГЦН, поэтому расхолаживание реактора производится при принудительной циркуляции теплоносителя с включенными насосами 18. Утечка более 50 м3/ /час, но менее 300 м3/час вызывает интенсивное понижение уровня в компенсаторе давления, происходит останов реактора и отключение ГЦН, запуск насосов САОЗ – 18 и 20. Насос низкого давления 20 забирает борированную воду из бака 15 и подает ее в 1-ый контур. После исчерпания запаса раствора бора в баке 15, открывается задвижка на трубопроводе, соединяющем насос 20 с баком-приямком 23, и организуется циркуляция по замкнутому контуру: приямок 23 – теплообменник 17 – насос 20 – реактор 1 – приямок 23. Такой режим охлаждения реактора обеспечивается до тех пор, пока не будут созданы условия для ремонтно-восстановительных работ. При низком давлении в 1-ом контуре происходит естественная циркуляция теплоносителя с выключенными ГЦН, которая достигается за счет особого размещения оборудования: реактор (источник теплоты) находится ниже ПГ (охладителей) (рис. 1.17). Нагреваясь в заглушенном реакторе за счет остаточного тепла, теплоноситель становится легче и вытесняется более холодным теплоносителем из холодных ниток к выходным патрубкам. Охлаждаясь в ПГ, трубчатка которых расположена выше реактора, теплоноситель становится тяжелее и вновь опускается в холодные нитки ГЦТ.
При большой течи (более 300 м3/час) со значительным падением давления в реакторе, включаются все элементы схемы (рис. 1.16). Прежде всего, в пространство над и под активной зоной автоматически начинает поступать борированная вода из емкостей 13, давление в которых (60 кгс/см2) поддерживается азотом. Затем автоматически включаются насосы аварийного расхолаживания низкого давления 20, подавая воду в реакторный контур, а также насосы 19 спринклерной системы. При истечении воды из 1-го контура образуется пар (т.к. давление падает и вода начинает кипеть), который может привести к существенному росту давления под гермооболочкой. Конденсация этого пара на струях воды, выходящих из сопл спринклерной установки, предотвращает повышение давления под оболочкой. Образующийся в реакторе пар не только повышает давление под гермооболочкой, но также препятствует естественной циркуляции теплоносителя и создает опасность для оголения активной зоны. Для удаления парогазовой смеси из верхних отметок 1-го контура (верхних точек реактора, компенсатора давления, ПГ) предназначена система аварийного газоудаления, которая сбрасывает образующийся пар в бак-барботер (рис. 1.17). Фактически, система аварийного газоудаления состоит из набора соединительных линий и электроприводных арматур, которые управляются с панелей БЩУ. На рис. 1.18 показаны возможные фазы развития аварии с потерей теплоносителя: при течах теплоносителя и оголении активной зоны, происходит сначала оплавление корпуса реактора с выделением газов и радиоактивных веществ. Однако все эти продукты удерживаются внутри гермооболочки. Если же происходит расплавление фундамента защитной оболочки или же из-за высокого давления под куполом происходит его разрушение, то радиоактивные вещества попадают в окружающую среду. Этого допускать никак нельзя!!!
Рис. 1.17 Компоновка оборудования 1-го контура АЭС с ВВЭР-1000
Рис. 1.18 Четыре фазы развития аварии с потерей теплоносителя
Вытекшая вода 1-го контура, собирающаяся на полу в баках приямках 23, через теплообменники расхолаживания 17, теми же насосами 19 и 20 снова закачивается в 1-ый контур и в спринклерную установку, т.е. циркулирует до полного расхолаживания реактора. В воду спринклерной системы может подаваться гидразин из бака 14 для связывания йода. Для охлаждения воды теплообменников 17 используются брызгальные бассейны. Вода в теплообменники 17 из брызгальных бассейнов подается с помощью насосов подачи технической воды 22. Электропитание всех насосов предусмотрено от трансформатора собственных нужд, но имеется и резервное питание от энергосистемы. Каждая система на случай обесточивания АЭС имеет свой дизель-генератор, а электропитание потребителей первой категории до запуска дизель-генератора обеспечивается от электроаккумуляторной батареи.
Даже если при разрыве ГЦК защитные системы безопасности 1-го контура выполняют свою работу и не допускают оголения активной зоны, то все равно возможен рост температуры теплоносителя и расплавление корпуса реактора. Такая ситуация может возникнуть, если реакторная теплота не будет передаваться во 2-ой контур через теплообменную поверхность парогенераторов (т.е. если через ПГ не будет циркуляции питательной воды). Поэтому важное значение для аварийного расхолаживания реакторной установки имеет система подачи питательной воды к парогенераторам. При невозможности нормальной подпитки парогенераторов охлажденной питательной водой, например, из-за разрыва трубопровода конденсатного тракта, предусмотрена подача воды от аварийной системы. В этом случае, вырабатываемый при нагреве питательной воды пар будет подаваться не на турбину, а на БРУ-А (т.е. сбрасываться в атмосферу). Система аварийной питательной воды включается автоматически по понижению уровня воды в любом из ПГ при температуре более 150 0С. При обесточивании блока система осуществляет подачу воды в парогенераторы в течение 6-7 часов для отвода остаточных тепловыделений на первом этапе аварии. Система аварийной подпитки ПГ, как и любая защитная система безопасности, является многоканальной и состоит из трех независимых каналов, каждый из которых обеспечивает расхолаживание энергоблока. Каждый канал системы включает (рис. 1.19): бак запаса химобессоленной воды объемом 500 м3, аварийный питательный электронасос АПЭН, трубопроводы, арматуру и КИП. Объем бака выбран таким, чтобы хранящегося в нем запаса воды было достаточно для расхолаживания реакторной установки через БРУ-А до давления в 1-ом контуре 15 кгс/см2, когда можно включить активную часть САОЗ низкого давления и проводить расхолаживание с помощью нее. Каждый аварийный насос подключен к своему баку с водой. Для работы насоса из смежных баков, все три бака объединены трубопроводами. Аварийные насосы АПЭН2 и АПЭН3 включены в схему так, что каждый из насосов снабжает водой по два парогенератора. Насос АПЭН1 подает воду ко всем четырем парогенераторам.
Рис. 1.19 Система аварийной подпитки парогенераторов
Кроме рассмотренных выше защитных систем безопасности (пассивная часть САОЗ, активная часть САОЗ низкого и высокого давлений, система аварийной подпитки, система аварийного газоудаления) имеется ряд других: система управления и защиты реактора (СУЗ), система пассивного отвода тепла от активной зоны (СПОТ), системы защиты 1-го и 2-го контуров от превышения давления и т.д. К локализующим системам безопасности, помимо спринклерной системы, относят системы сброса давления и очистки аварийных выбросов, сжигания водорода, улавливания расплава активной зоны (некоторые из перечисленных систем не используют на РоАЭС). Для приведения в действие защитных и локализующих систем безопасности используют управляющие и обеспечивающие системы безопасности. Например, обеспечивающие системы снабжают электричеством какие-либо регуляторы, подают масло на насосы или воздух на пневмоклапаны, вентилируют помещения. Управляющие системы безопасности реализуют логику защит (блокировок) и организуют управление подконтрольными процессами, влияющими на безопасность. В части 1 мы не будем подробно останавливаться на данных системах АЭС, а рассмотрим их в других разделах учебного пособия.