Конкурс научно-образовательных проектов "Энергия будущего"
| Вид материала | Конкурс |
Содержание4.1. Cистема управления и защиты в реакторе ВВЭР 4.3. СУЗ реактора CANDU 4.4. СУЗ реактора БН-350 4.6. Компенсирующий стержень 4.7. Стержень - температурный компенсатор 4.8.Стержень аварийной защиты 1. Характеристика реактора ВВЭР–440. Тепловая мощность Слабые места и попытки усовершенствования. Описание систем обеспечения безопасности. Замечания по слабым местам ВВЭР-440. 2. Характеристики реакторов. 2.2. Проект ВВЭР – 1000 (В – 392) 2.3. Проект ВВЭР – 1500 2.4. Проект ВПБЭР-600. Структура систем безопасности 4. Барьеры безопасности 7. Список литературы По назначению По энергетическому спектру ... 3 4.1. Cистема управления и защиты в реакторе ВВЭРРегулирование мощности реакторов и аварийная защита (прекращение цепной реакции) осуществляются твердыми кассетами-поглотителями из бористой стали (ВВЭР-440) и поглотителями из карбида бора (ВВЭР-1000). На энергоблоке с реактором ВВЭР-440 к кассетам-поглотителям снизу присоединены топливные части, аналогичные по конструкции тепловыделяющим сборкам. На энергоблоке с реактором ВВЭР-1000 регулирование производится кластерными пучками, т.е. стержни с поглотителем в количестве 12 штук вводятся непосредственно в тепловыделяющие сборки. Контроль за параметрами первого и второго контуров реакторных установок осуществляется с блочных щитов управления, на которых сосредоточены приборы, измеряющие основные технологические параметры. Контроль и управление энергоблоком с реактором ВВЭР-1000 осуществляются с помощью вычислительной системы. Общее число кассет в активной зоне реактора ВВЭР, включая кассеты СУЗ, равно 349. Расположение кассет в активной зоне осуществляется по треугольной решётке с шагом 147 мм, размер шестигранных кассет « под ключ» - 144 мм. Кассеты СУЗ с помощью приводов, расположенных на крышке реактора, могут перемещаться в активной зоне. Введением в активную зону или выведением из неё кассет СУЗ компенсируется реактивность и регулируется мощность. При помощи этих же кассет осуществляется аварийная защита реактора. Следует отметить, что на реакторах ВВЭР используется довольно большое количество кассет СУЗ. Это обусловлено тем, что 10-15 рабочих кассет (в зависимости от обогащения U235) создают критическую массу, и, кроме того, сама компенсирующая кассета обладает малой эффективностью из-за небольшой длины диффузии в уран-водной решётке. Кассеты СУЗ имеют надставку, хорошо поглощающую нейтроны. На реакторе ВВЭР-365 кассеты СУЗ являются унифицированными и называются кассетами АРК. Они выполняют функции аварийной защиты (А) путём быстрого вывода из активной зоны тепловыделяющей части и ввода поглотителя, регулирования (P), компенсации медленных изменений реактивности (K) путём частичного или полного введения в активную зону реактора делящегося материала. Кассета АРК состоит из тепловыделяющей сборки и поглощающей надставки (см.Приложение № 5. Рис.8). Тепловыделяющие сборки кассеты аналогичны рабочим кассетам. Хвостовики кассет АРК имеют демпфирующее устройство. Поглощающая надставка представляет собой шестигранную трубу 2 из нержавеющей стали с размером «под ключ» 144 мм с вкладышами 3 из бористой стали (2% бора по массе). Надставка с помощью хвостовика 4 соединяется с головкой тепловыделяющей сборки 5. Для прохода воды предусмотрены отверстия 1. Общая длина кассеты АРК в сборе составляет 5700мм, масса -296 кг. 4.2. Cистема управления и защиты в реакторе РБМК В  активной зоне РБМК-1000 имеется 179 каналов СУЗ. Стержни СУЗ предназначены для регулирования радиального поля энерговыделения (PC), автоматического регулирования мощности (АР), быстрой остановки реактора (A3) и регулирования высотного поля энерговыделения (УСП), причем стержни УСП длиной 3050 мм выводятся из активной зоны вниз, а все остальные длиной 5120 мм, вверх. В вертикальные сквозные отверстия, образованные стояками нижней и верхней плит и отверстиями в графитовых колоннах, вставляются 1693 топливных канала и 179 каналов для стержней СУЗ реактора. Каналы представляют собой трубчатую конструкцию, состоящую из центральной, выполненной из циркониевого сплава части на высоте активной зоны и нижней и верхней концевых частей, выполненных из нержавеющей стали. Стержни регулирования перемещаются в вертикальных каналах (каналах СУЗ), пронизывающих графитовую кладку реактора. В каналах СУЗ циркулирует вода для отвода тепла, выделяющегося в стержнях регулирования. С Рис.9. Стержни реактора РБМК тержни регулирования делят на следующие группы: 3 группы автоматических регуляторов (АР), по 4 стержня в каждой группе; укороченные стержни поглотителя (УСП), 21 стержень; ручного регулирования (РР), 89 стержней; перекомпенсации и аварийной защиты (ПКАЗ), 36 стержней; аварийной защиты (АЗ), 21 стержень. Общее количество стержней СУЗ равно 179. Стержень ручного регулирования (Рис.9.) состоит их двух сборок – поглотителя и вытеснителя. Поглотитель собран из пяти звеньев длиной около 1000 мм каждое, шарнирно соединённых между собой. Каждое звено состоит из внутренней и наружной труб, между которыми заложены кольца поглотителя из карбида бора. Конструкция стержней АЗ и ПКАЗ аналогична конструкции стержней РР. Стержень УСП состоит из трёх звеньев поглотителя и пяти звеньев вытеснителя. Конструкция звеньев поглотителя и вытеснителя такая же, как и аналогичных звеньев стержня РР. В нижней части стержня размещён поглотитель, а в верхней - вытеснитель. 4.3. СУЗ реактора CANDU Так как перегрузка топлива в данном реакторе производится на ходу путем проталкивания ТВС от одного торца к другому, избыток топлива над критической массой определяется практически температурным и мощностным эффектами и отравлением ксеноном, вследствие чего требуется минимум компенсирующих средств. Компенсировать реактивность в тяжеловодных реакторах можно разными способами: подвижными поглощающими стержнями, размещенными в вертикальных каналах, пронизывающих толщу замедлителя; уровнем тяжелой воды в баке каландра; жидкостными стержнями, представляющими собой вертикальные трубы, заполняемые обычной водой, в которую можно добавить нуклиды, поглощающие нейтроны. Тонкое регулирование осуществляется обычно подвижными поглощающими стержнями. Для быстрого аварийного выключения используются все имеющиеся средства регулирования и компенсации реактивности, а также сброс тяжеловодного замедлителя из бака каландра и впрыск в него, например, борной кислоты. 4.4. СУЗ реактора БН-350 Система управления и защиты реактора БН-350 имеет всего 12 органов – 2 стержня автоматического регулирования (АР), 6 компенсирующих стержней (КС), 3 стержня аварийной защиты (АЗ) и 1 стержень температурной компенсации (ТК). 4.5. ТВС АР ТВС под стержень АР по внешней геометрии и материалу шестигранной трубы подобна ТВС активной зоны. В центральной части ТВС по длине верхней торцевой зоны воспроизводства и активной зоны размещена направляющая гильза для стержня АР. Гильза представляет собой втулку с наружной шестигранной поверхностью. ТВС содержит твэлы активной зоны, твэлы верхней ни нижней торцевых зон воспроизводства. В торцевые зоны воспроизводства загружена обедненная двуокись урана (см. Приложение № 5. рис. 10). Стержень автоматического регулирования состоит из трех звеньев, соединенных между собой шарнирно. Два верхних звена - удлинительная труба с захватной головкой. Нижнее звено, которое является поглощающей частью стержня, выполнено в виде пучка из 7 пэлов, заключенных в чехловую трубу. Поглотитель - брикеты из карбида бора 60% обогащения по B10. 4.6. Компенсирующий стержень КС выполнен комбинированным: с поглощающей и топливной частями. Поглощающая часть набрана из удлиненных твэлов торцевой зоны воспроизводства, топливная часть - из твэлов активной зоны. КС имеет чехловую трубу диаметром 88 мм. Внутри трубы в верхней (поглощающей) части расположены твэлы торцевой зоны воспроизводства, которые дистанционируются между собой и с чехловой трубой проволочными поперечными решетками. Твэлы заполнены по высоте брикетами обедненной двуокиси урана. В нижней части расположены твэлы активной зоны. В твэлы загружены втулки из двуокиси урана, обогащенной на 17% вес. по урану-235. Твэлы дистанционируются между собой проволокой диаметром 0,85 мм. 4.7. Стержень - температурный компенсатор Стержень ТК состоит из захватной головки, наконечника, двух удлинительных труб и двух рабочих звеньев, соединенных при помощи резьбовых шарниров. Рабочие звенья состоят из чехловой трубы, внутри которой помещены 7 поглощающих элементов (пэлов) и 6 вытеснителей. Пэлы верхнего рабочего звена заполнены горячепрессованными блочками карбида бора с обогащением 80% по бору-10. Пэлы герметичные с компенсационным объемом, при изготовлении заполняются гелием. (см. Приложение № 5. рис.11). В нижнем рабочем звене пэлы с такими же оболочками, что и в верхнем, заполнены блочками карбида бора 60% обогащения по B10. Все пэлы нижнего звена в верхней части объединены в общую газовую камеру, из которой выведен узел негерметичности - газовый затвор. Внутренняя полость пэлов при изготовлении заполняется натрием. 4.8.Стержень аварийной защиты Стержень АЗ состоит из головки и четырех звеньев, соединенных шарнирами. Из них одно звено - удлинитель и три звена рабочие с поглощающими элементами. Рабочие звенья состоят из чехловой трубы 73х1 мм, внутри которой размещены 7 пэлов и 6 вытеснителей. Нижнее звено выполнено с негерметичными пэлами, которые заполняются натрием непосредственно в реакторе. Два верхних звена содержат герметичные пэлы, имеющие компенсационные объемы. Пэлы нижнего звена заполнены брикетами карбида бора 60% обогащения по B10. Стержень АЗ перемещается в стальной направляющей гильзе. 5. Выводы: Благодаря особенностям своей конструкции, реактор ВВЭР превосходит по надежности и безопасности остальные типы реакторов. Не менее важны для этих реакторов (как для наиболее эксплуатируемых) коэффициенты реактивности. Если у реактора ВВЭР коэффициенты (паровой, температуры теплоносителя, плотности теплоносителя) отрицательны, то у РБМК все три положительны. Что свидетельствует о повышенной опасности реакторов РБМК. В основу безопасности ВВЭР положено последовательное внедрение свойств внутренней самозащищенности и использование пассивных систем безопасности, обеспечивающих устойчивость реактора к ошибкам персонала и отказам оборудования. Внутренняя безопасность реализована на использование естественных законов природы (гравитация, естественная циркуляция, испарение). Конструкция реактора на тяжелой воде во многом аналогична конструкции ВВЭР. Но тяжелая вода очень дорога в производстве, и потому, вследствие неизбежных утечек ее из трубопроводов, суммарные затраты на эксплуатацию реактора возрастают. Поэтому использование тяжелой воды пока экономически невыгодно. Что касается реактора на быстрых нейтронах, то широкого распространения они не получи, в основном из-за сложности конструкции и проблемы получения достаточно устойчивых материалов для конструкционных деталей. Поэтому, с точки зрения безопасности, наиболее привлекательными остаются реакторы ВВЭР. К тому же, эксплуатация АЭС с установками типа ВВЭР в России составляет:  - Практически без тяжелых аварий АЭС с ВВЭР-440 - 640 реактор·лет; - АЭС с ВВЭР-1000 - 410 реактор·лет. II часть. 1. Характеристика реактора ВВЭР–440. (см. Приложение № 6). Первый водо-водяной реактор типа ВВЭР был пущен в Советском Союзе в 1964 г. на Нововоронежской АЭС (ВВЭР-210). В 1966 г. последовал пуск ВВЭР-70 в Райнсберге (ГДР), а в 1969 г. пуск ВВЭР-365 на Нововоронежской АЭС. Эти реакторы являлись прототипами, на которых накапливался опыт проектирования, строительства и эксплуатации водо-водяных реакторов под давлением. Продолжительность строительства составляла 5-6 лет. Такое развитие привело к созданию первого серийного советского реактора ВВЭР-440. (см. Приложение № 5) Первый такой реактор был пущен на Нововоронежской АЭС (начало строительства в 1966 г., пуск в 1971 г.).
-210 и -365) для эффективного регулирования реактивности использовалось большое число стержней-поглотителей. У ВВЭР-440 регулирование медленных колебаний реактивности производится изменением концентрации борной кислоты в первом циркуляционном контуре; количество стержней регулирования было уменьшено сравнению с их количеством у прототипов. Также как и у западных водо-водяных реакторах под давлением стержней для механического регулирования реактивности реактора недостаточно для полной компенсации запаса реактивности т.е. для поддерживания реактора в подкритическом состоянии. Глубина выгорания ядерного топлива ВВЭР-440 должна достигать 30.000 МВт.сут/т. Ежегодно заменяется приблизительно одна треть топлива на новое. Вблизи реактора находится бассейн для хранения отработанного топлива. АЭС с ВВЭР-440 сооружаются всегда по двухблочной схеме компоновки, т.е. с главным корпусом, объединяющим в одном здании два блока. Слабые места и попытки усовершенствования. Серьезным недостатком ВВЭР-440 является совершенно недостаточная эффективность системы мер по ограничению последствий аварий с потерей теплоносителя. Этот вопрос будет подробно рассмотрен в следующем разделе. Как у всех водо-водяных реакторов под давлением, так и у ВВЭР-440 наиболее ответственным элементом оборудования является корпус реактора: его неисправность недопустима, разрушение корпуса приведет несомненно к катастрофическому высвобождению радиоактивных продуктов. Несмотря на это, такую аварию нельзя исключать даже на современных АЭС. У ВВЭР-70, -210 и -365 и ВВЭР-440 первого поколения нельзя проводить после пуска реактора периодическую проверку состояния корпуса с его наружной стороны, потому что из-за наличия биологической защиты в виде кольцевого водяного бака доступ к ней закрыт ВВЭР-440 более новых вариантов экранированы бетоном; между бетонной стеной и корпусом реактора предусмотрено свободное пространство шириной 720 мм. У ряда ВВЭР-440 первого поколения примеси меди и фосфора в материале сварных швов корпуса реактора выше допустимых значений. Из-за этого охрупчивание материала вследствие воздействия нейтронного потока увеличивается быстрее (приблизительно в три раза), чем рассчитанное. Особую опасность хрупкого разрушения представляет подача в реактор холодной воды из системы аварийного охлаждения. На соответствующих реакторах (в открытой литературе стран-членов СЭВ не указано, на каких конкретно) были в последствие предусмотрены глухие элементы, устанавливаемые с края активной части реактора с целью уменьшения нейтронного потока, воздействующего на материал сварных швов. У девяти ВВЭР-440 первого поколения и у ВВЭР-365 не предусмотрена плакирование внутренней поверхности корпуса реактора для обеспечения защиты от коррозии. Из-за этого усложняется поддерживание водно-химического режима первого контура и контроль за ним. У первых 17-и реакторов типа ВВЭР предусмотрены главные циркуляционные насосы с малой инерционной массой. При отказе привода насоса, насос останавливается поэтому очень быстро (за 1,5 – 2 секунды), а продолжительный инерционный выбег, за счет которого могла бы продолжаться циркуляция теплоносителя, не обеспечен. Предусмотрено, чтобы при обесточивании блока основной генератор обеспечивал в течение 100 секунд питание станции за счет своей энергии выбега или при помощи специального генератора, расположенного на одном валу с турбиной. При отказе этой системы, ядерное топливо реактора может достичь очень быстро недопустимо высокой температуры. Новейшие ВВЭР-440 и все ВВЭР-1000 укомплектованы главными циркуляционными насосами с большей инерционной массой. Все усовершенствования касаются внутреннего теплового экрана, установленного внутри корпуса реактора, расположение парогенераторов вокруг реактора (укорочение трубопроводов первого контура) и др.; подробное рассмотрение выходит за рамки настоящей работы. Несмотря на это, системы обеспечения безопасности, предусмотренные на реакторах ВВЭР-440 второго поколения, обладают серьезными недостатками, как это будет показано ниже. Описание систем обеспечения безопасности. К основным системам обеспечения безопасности при крупных потерях теплоносителя относятся:
Система аварийного охлаждения предназначена для компенсации потерь теплоносителя из корпуса реактора и для отвода радиоактивного остаточного тепловыделения активной части реактора. Система снижения давления предназначена для снижения давления, образующегося паром, истекающим из течи первого контура, в помещениях вокруг течи во избежание разрушения этих помещений от избыточного давления. (Спринклерные устройства предназначены кроме того для вымывания радионуклидов из атмосферы здания). Не у всех водо-водяных реакторов под давлением предусмотрена такая система; например, на реакторах с водой под давлением фирмы КВУ такой системы нет. Наконец, помещения, окружающие первый контур, рассчитаны на определенное избыточное давление, образующееся в случае аварии с истечением теплоносителя несмотря на срабатывание системы снижения давления. У реактора ВВЭР-440 и у западных реакторов с водой под давлением таким помещением является герметичная защитная оболочка, возведенная вокруг всего первого контура и рассчитанная в целом на избыточное давление. Системы обеспечения безопасности реакторов ВВЭР-440 первого поколения следует отнести к отсталым системам. Предусмотрена только одна система аварийного охлаждения для подпитки в первый контур, а не три различные системы (с высоким, средним и низким давлением подпитки), как на всех новых реакторах с водой под давлением востока и запада. Боксы, включающие отдельные компоненты первого контура, рассчитаны на максимальное давление 0,2 МПа (2 бар). При повышении давления выше допустимого оно снимается выпуском пара в атмосферу через открывающиеся клапаны избыточного давления. Система аварийного охлаждения и снижения давления реактора ВВЭР-440 второго поколения является в значительной мере более комплексной. Система аварийного охлаждения состоит из трех подсистем. Аварийные подпиточные насосы высокого давления включаются при понижении давления в первом контуре в случае течи еще при высоком давлении (приблизительно 11 МПа). При давлении от 4 до 6 МПа начинают действовать гидроаккумуляторы (пассивные системы), подпитывающие непосредственно в корпус реактора (а не в главные циркуляционные трубопроводы). В спринклерной системе предусмотрено три насоса и три трубопровода и она может быть также переключена на забор из водосборника. Эти спринклерные устройства начинают действовать с задержкой в две минуты после того, как давление в боксах превысит 0,11 МПа (1,1 бар). В другой работе указано время задержки, равное одной минуте. У современных ВВЭР-440 должно быть предусмотрено пассивное спринклерное устройство, срабатывающее в течение первой секунды при больших потерях теплоносителя. Пассивное спринклерное устройство питается из двух баков, установленных выше помещений реактора, с общим запасом воды в 200 м3 Существенным для снижения давления в боксах (помещениях реактора) является система конденсационных камер, через которые пропускается пар, истекающий из течи. Не обеспечены полная защита реакторов от падения самолета, сейсмостойкость и безопасность при других внешних воздействиях. Безопасность против таких воздействий должна обеспечиваться главным образом путем выбора подходящего места установки, исключающего такие воздействия. Замечания по слабым местам ВВЭР-440. Основным недостатком всех ВВЭР-440 является защитная оболочка первого контура. Ее прочность при повышении внутреннего давления мала; даже в случае проектных аварий должны срабатывать системы снижения давления для того, чтобы не разрушалась защитная оболочка. Этот недостаток является характерным также для всех западных кипящих водо-водяных реакторов и советских реакторов типа РБМК и для защитных оболочек с ледяной конденсацией пара, которая предусмотрена помимо реактора ВВЭР-440 на АЭС «Ловиза», также, на некоторых водо-водяных реакторах под давлением США и Японии. Неисправности системы снижения давления могут вызвать быстрое разрушение защитной оболочки. Это приводит, в свою очередь, к выбросу большого количества радиоактивных веществ при авариях с расплавлением активной части реактора. При продолжительной устойчивости защитной оболочки радиоактивные вещества, высвобождающиеся при аварии, осаждаются внутри здания; при последующем разрушении защитной оболочки выбросы радиоактивных веществ в атмосферу являются все еще значительными, но относительно меньшими. Очевидно, что резервы безопасности являются даже при полном срабатывании систем снижения давления при проектных авариях малыми; боксы и помещения подвергаются предельным нагрузкам. Особую опасность представляют конечно реакторы первого поколения, не рассчитанные на поперечный разрыв трубопровода максимального диаметра. Реакторы первого поколения характеризуются кроме того принципиально более высоким риском аварии с расплавлением активной части, потому что система аварийного охлаждения существует только частично. У реакторов второго поколения проблематичным является по крайней мере малая избыточность системы аварийного охлаждения в части высокого давления, а также взаимосвязанность этой системы в части низкого давления со спринклерным устройством. На всех реакторах с главными циркуляционными насосами с малой инерционной массой (к ним относятся также некоторые реакторы второго поколения) существует кроме того, например, при полном обесточивании опасность быстрого разогрева активной части реактора в самый начальный период аварии. На современных реакторах востока и запада предусмотрена в большинстве случаев герметичная защитная оболочка на полное избыточное давление, которая должна выдерживать без дополнительных мер по снижению давления проектную аварию, а при аварии с расплавлением активной части разрушаться через несколько часов или дней; на западных реакторах с водой под давлением предусмотрена также большая избыточность системы аварийного охлаждения. Из рассмотрения особо слабых мест реактора ВВЭР-440 не следует, однако, что на других реакторах безопасность обеспечена в достаточной мере. Катастрофические аварии с расплавлением активной части и с выбросом большого количества радиоактивных веществ возможны на всех водо-водяных реакторах под давлением (также как и на всех других работающих в настоящее время реакторах). Как уже было сказано, нет защитной оболочки и системы аварийного охлаждения, рассчитанных на разрыв корпуса реактора. Паровые взрывы могут также, несмотря на наличие защитной оболочки, рассчитанной на полное избыточное давление, вызывать ее быстрое разрушение. Возможен даже полный отказ систем аварийного охлаждения с высокой избыточностью из-за так называемых зависимых отказов нескольких компонентов (отказы типа Common Mode), вызванных ошибками в конструкции и при проектировании одинаковых узлов в различных компонентах избыточной системы, ошибочной настройкой одинаковых измерительных приборов, одинаковым ошибочным положением вентилей или клапанов в различных петлях после проведения ремонтных работ и по другим причинам. Водо-водяные реакторы под давлением разных серий отличаются лишь в нюансах несмотря на то, что опасность быстрого разрушения защитной оболочки реактора ВВЭР-440 является особо острой. 2. Характеристики реакторов. 2.1. ВВЭР – 640 (В - 407) В настоящее время федеральными и местными органами власти приняты решения о строительстве на территории России 8 энергоблоков АЭС с ВВЭР-640 (1 энергоблок – в составе НПЦ АЭ в г. Сосновый бор, 3 энергоблока – Кольская АЭС-2 и 4 энергоблока на Дальневосточной АЭС), причем работы подготовительного периода на Кольской АЭС-2 и в Сосновом Бору уже начаты. Основными отличиями представляемой АЭС от существующих проектов АЭС с реакторами ВВЭР, позволяющими обеспечить указанные выше задачи, являются:
В представленном проекте применяются отработанные технологии, узлы и системы и максимально используется опыт проектирования, изготовления и эксплуатации предыдущих поколений АЭС с ВВЭР. Безопасность АЭС обеспечивается при нормальной эксплуатации в течение всего проектного срока службы, принятого равным 50 лет, при возникновении заданного проектом количества аварийных ситуаций, а также при проектных и запроектных авариях. Применение активных зон с пониженными удельными нагрузками позволяет улучшить топливоиспользование и повысить безопасность АЭС, обеспечивая пассивными системами отвод остаточного тепловыделения от активной зоны и отработанного топлива при аварийных ситуациях в различных режимах эксплуатации, включая перегрузку топлива и ремонтные работы, в принципе без ограничения времени. При нормальной эксплуатации и аварийных ситуациях не должен быть превышен эксплуатационный предел повреждения твэлов, принятый равным 0.1% твэлов с дефектами типа газовой неплотности и 0.01% с прямым контактом топлива и теплоносителя. При проектных авариях не допускаются повреждения твэлов, приводящие к значительному выходу радиоактивных продуктов из оболочек твэлов, развитию пароциркониевой реакции и выходу топлива за пределы твэлов, препятствующего послеаварийному охлаждению и разборке активной зоны (проектные пределы повреждения топлива). Вероятность значительного повреждения топлива – плавления не превышает 10-7 1/реакторо-год, а вероятность превышения предельного аварийного выброса, приводящего к необходимости эвакуации населения за пределы расстояний, устанавливаемых нормативными требованиями к размещению АЭС, превышает 10-7 1/реакторо-год. Для районов с ограниченными водными ресурсами рассмотрен вариант использования сухих градирен отечественной разработки для охлаждения конденсаторов турбин. Проект предполагает расположение АЭС в различных климатических районах с учетом возможных воздействий природных явлений и внешних воздействий, связанных с деятельностью человека. В частности, рассматривается возможность размещения АЭС в районах с высоким уровнем сейсмичности – уровень МРЗ при использовании традиционных методов строительства принят равным 8 баллам по шкале MSK-64. При размещении платформы реакторного отделения на пневмокордных сейсмоизоляторах, имеющих более чем 20-летний опыт эксплуатации в военной технике, допускается уровень сейсмичности площадки более 8 баллов. Защитная оболочка. Защитная оболочка представляет собой конструкцию из двух концентрически расположенных оболочек, одновременное повреждение которых практически исключается. Внутренняя оболочка предназначена для восприятия нагрузок, возникающих при авариях реакторной установки. Наружная оболочка предназначена для защиты внутренней оболочки от внешних воздействий. В зазоре между внутренней и наружной оболочкой поддерживается небольшое разряжение, и вытяжной воздух проходит через фильтры в венттрубу. Внутренняя оболочка изготавливается из стали. По форме оболочка цилиндрическая с полусферическим куполом (внутренний диаметр - 41 м, полный объем – 60000 м3, проектное давление – 0,5 МПа, проектная температура – 150 0С). Наружная оболочка – бетонная, рассчитана на внешние воздействия: падение самолета, взрывную волну, сейсмические воздействия. 2.2. Проект ВВЭР – 1000 (В – 392) В проекте В-392 предусматривается 4-петлевая реакторная установка ВВЭР-1000 электрической мощностью 1000-1100 МВт с вертикальными парогенераторами. Увеличено число органов регулирования. Предусмотрена система быстрого ввода бора (с использованием пассивных принципов) при отказе основной системы АЗ. Во всех режимах работы мощностной коэффициент реактивности активной зоны реактора всегда отрицателен; предел безопасной эксплуатации с точки зрения повреждения твэлов в новом проекте ужесточен и установлен на один порядок ниже, чем было для серийных блоков с ВВЭР-1000. Важнейшей особенностью нового проекта является наличие системы пассивного отвода тепла, которая действует во всех режимах проектных и запроектных аварий и предназначена для гарантированного отводы тепла от активной зоны реактора при потере активных систем расхолаживания или всех источников электропитания. Предусмотрена система залива активной зоны при авариях с потерей теплоносителя, исключающая обезвоживание активной зоны. В проекте, в качестве основной локализующей системы, принята двойная защитная оболочка. Расчетное избыточное давление внутренней оболочки 0,4 Мпа, проектная температура 150 0С. Допустимая утечка из внутренней оболочки не более 0,3 % объема среды в сутки. Кроме того, в комплекс локализующих систем безопасности входит система аварийного сброса среды из оболочки и очистки выбросов на фильтрах, а также система улавливания и удержания расплавленного топлива. АЭС ВВЭР-1000 с реакторными установками типа И-392:
2.3. Проект ВВЭР – 1500 При разработке проекта учитывалась имеющаяся нормативная база для обеспечения безопасности. Эти требования отечественных норм и правил, а также рекомендации МАГАТЭ. Основные технические решения по реакторной установке ВВЭР-1500:
Отличия ВВЭР-1500 от ВВЭР-1000:
Тепловая мощность реакторной установки ВВЭР-1500 равна 4250 МВт, а масса корпуса реактора достигает 430 т. 2.4. Проект ВПБЭР-600. (см. Приложение № 7). 3. Системы безопасности Для предотвращения или ограничения повреждения реакторной установки и локализации радиоактивных продуктов деления при авариях на АЭС предусматриваются следующие системы безопасности:
(см. Приложение № 8). Концепция безопасности АЭС построена на активных системах безопасности, имеющих как нормальное электропитание, так и аварийное - от дизель-генераторов. В качестве дополнительных технических средств по управлению тяжелыми авариями в проекте предусмотрены следующие системы: устройство удержания расплава в бетонной шахте реактора; система подавления водорода в защитной оболочке. Контеймент (см. Приложение № 9). Структура систем безопасности Системы безопасности состоят из четырех полностью независимых каналов. Мощность, быстрота действия и другие характеристики каждого канала выбраны исходя из условий обеспечения ядерной и радиационной безопасности при любых исходных событиях, рассматриваемых в проекте. За счет расположения каналов систем безопасности в отдельных помещениях достигнута высокая степень физического разделения каналов. Каналы безопасности отделены один от другого огнестойкими физическими барьерами по всей границе канала, включая коммуникации между зданиями. Прямые связи между разными каналами безопасности не допускаются. Предусматривается физическая защита каналов безопасности от несанкционированного доступа персонала 4. Барьеры безопасности:
(Подробно см. Приложение № 10). 5. Выводы: Таким образом, реактор ВВЭР прошел длительный путь модернизаций. Обладает свойствами внутренней самозащищенности с использованием пассивных систем безопасности, устойчив к ошибкам персонала. И является реактором повышенной ядерной и экологической безопасности. А также наиболее подготовлен даже в случае запроектной аварии. Поэтому, я с уверенностью могу сказать, что ВВЭР отвечает требованиям, предъявляемым к реакторам нового поколения. 6. Заключение: В данной работе я достиг своей главной цели. А на основе собранного материала могу сказать, что в настоящее время реактор типа ВВЭР является наиболее надежным и безопасным. Но как бы мне не хотелось, я не смогу ограничиться только вопросом о системах безопасности ядерных реакторов. Одной из главных проблем является выбор наиболее приемлемых условий для расположения будущей АЭС. Кроме того, что город Северск располагает необходимой инфраструктурой, он также обладает уникальным геологическим строением местности и приемлемыми климатическими условиями. Немаловажен уже накопленный опыт работы на АЭС (около 200 реактор лет, практически без серьезных аварий). Из всего сказанного выше следует, что можно достичь максимальной безопасности АЭС, так как все необходимое для этого уже имеется. 7. Список литературы
Атомиздат, 1979 г.
Атомиздат, 1973 г.
Приложение № 1. Классификация ядерных реакторов и их основные типы. В зависимости от характерных признаков реакторы можно классифицировать /2/ по назначению, энергетическому спектру нейтронов, виду замедлителя, по теплоносителю, конструкционному оформлению и др. 1. По назначению реакторы подразделяются на энергетические, исследовательские, транспортные, промышленные, многоцелевые. В зависимости от назначения на первый план выдвигаются те или иные требования, определяющие конструкционное оформление реактора, его характеристики и режим работы. Так, непременным условием для транспортных реакторов должны быть компактность и маневренность. Исследовательские реакторы, предназначенные для материаловедческих исследований, должны быть высокопоточными. Промышленные реакторы, предназначенные для наработки плутония, производства радиоактивных изотопов, опреснения морской воды, относятся, как правило, к классу низкотемпературных и работают в форсированном режиме. Требования к энергетическим реакторам определяются, прежде всего, экономичностью термодинамического цикла и в связи с этим - стремлением к повышению его параметров. Двух- и многоцелевые реакторы, например, для выработки электроэнергии и опреснения морской воды, должны сочетать в себе требования той и другой направленности. 2. По энергетическому спектру нейтронов различают реакторы на тепловых, быстрых и промежуточных нейтронах. Наиболее освоены в настоящее время реакторы на тепловых нейтронах. Они требуют наименьшей удельной загрузки ядерного топлива по делящемуся изотопу. С увеличением энергии нейтронов требуется более высокообогащенное топливо, вследствие чего, несмотря на более высокую удельную загрузку по делящемуся изотопу, критические размеры активной зоны уменьшаются и увеличивается ее удельная энергонапряженность. Эти качества присущи реакторам на быстрых нейтронах, которые в настоящее время находятся в стадии промышленного освоения. Перспектива развития этих реакторов определяется возможностью расширенного воспроизводства ядерного топлива благодаря высокому КВ (коэффициент воспроизводства), который может достигать в них значений, заметно превышающих единицу. Реакторы на промежуточных нейтронах используются только в специальных исследовательских установках. 3 . По виду замедлителя реакторы на тепловых нейтронах различаются на легководные, тяжеловодные, графитовые. Наиболее компактны реакторы с обычной водой в качестве замедлителя. Графитовые реакторы в расчёте на единицу мощности имеют наибольшие размеры. Несколько меньшими размерами обладают тяжеловодные реакторы. Это обусловлено замедляющими свойствами замедлителя и связано с пробегом нейтронов при замедлении. Наилучшей замедляющей способностью обладает обычная вода, наихудшей - графит. Примерно в обратном порядке можно расставить указанные замедлители в отношении коэффициента замедления, исключая тяжёлую воду, обладающую наивысшим коэффициентом замедления. Именно в тяжеловодных реакторах можно получить критическую массу на природном уране с большим запасом реактивности. C заметно большими ограничениями можно сконструировать реактор на природном уране с графитовым замедлителем. При использовании легководного замедлителя требуется только обогащённый уран, так как вода не только хорошо замедляет нейтроны, но и заметно поглощает их. В качестве замедлителя можно использовать бериллий. Но из-за его высокой стоимости и токсичности он применяется только в специальных реакторах и чаще в качестве отражателя. 4. По теплоносителю реакторы классифицируются на водоохлаждаемые, газоохлаждаемые, жидкометаллические. Наиболее распространенный теплоноситель - обычная вода. Тяжелая вода из-за ее высокой стоимости используется редко и только в реакторах, в которых она может быть и замедлителем. Заметное распространение получил газовый теплоноситель. Это единственно возможный теплоноситель в высокотемпературных реакторах. Расплавленные металлы получили применение в реакторах на быстрых нейтронах. 5. По структуре активной зоны реакторы подразделяются на гетерогенные и гомогенные. В гетерогенных реакторах топливо, замедлитель и теплоноситель пространственно разделены. ТВС расположены в них обычно в виде правильной решётки. В гомогенных реакторах используется однородная смесь топлива, замедлителя и теплоносителя в виде раствора, тонкой взвеси или расплавов. Поэтому размножающие свойства таких реакторов одинаковы во всём объёме активной зоны. В гетерогенных реакторах вследствие неоднородности распределения материалов имеют место локальные неравномерности поля нейтронов. Практически все работающие в настоящее время реакторы относятся к гетерогенным. 6. По конструкционному исполнению реакторы подразделяются на корпусные и канальные. В корпусных реакторах давление теплоносителя несет корпус, в канальных - каждый отдельный канал. Это определяется возможностью непосредственного контакта теплоносителя и замедлителя. Там, где это невозможно, теплоноситель протекает в специальных каналах, в которых размещаются ТВС (тепловыделяющие сборки). Стенки каналов рассчитываются на полное давление теплоносителя и предотвращают контакт его с замедлителем. 7. Реакторы с водным теплоносителем различаются на кипящие и с водой под давлением (без кипения). Это, прежде всего, относится к реакторам, охлаждаемым обычной водой, - как корпусным, так и канальным. Большинство корпусных реакторов - это реакторы с водой под давлением, канальные реакторы - преимущественно кипящие. 8. По топливу классификация реакторов весьма разнообразна: по обогащению (на природном и обогащенном уране), по агрегатному состоянию топлива (на металлическом природном уране, керамическом топливе, расплавах), по воспроизводящему материалу (с уран- плутониевым или ториевым циклом). Наибольшее распространение пока получили реакторы с твердым керамическим топливом и уран- плутониевым циклом.
Табл. 2. Параметры этих реакторов ВВЭР, РБМК, CANDU Приложение № 3. Рис.1 Схема реактора ВВЭР   Рис.2. Строение активной зоны реактора ВВЭР Рис.3. Схема реактора РБМК  Рис.4. Активная зона реактора РБМК  Р ис.4. Активная зона реактора РБМК Рис.5. Схема реактора CANDU  Рис.6. Схема реактора РБН  Приложение № 4. Реактор с шаровой засыпкой. В реакторе с шаровой засыпкой активная зона имеет форму шара, в который засыпаны тепловыделяющие элементы, также шарообразные. Каждый элемент представляет из себя графитовую сферу, в которую вкраплены частицы оксида урана. Через реактор прокачивается газ - чаще всего используется углекислота СО2. Газ подается в активную зону под давлением и впоследствии поступает на теплообменник. Регулирование реактора осуществляется стержнями из поглотителя, вставляемыми в активную зону. Р  ис.7. Схема реактора с шаровой засыпкой. Экстренное глушение реактора осуществляется путем выстреливания в активную зону клина из поглотителя (рядом с реактором устраивают некое подобие короткой пушки, которая в экстраординарной ситуации выстреливает в реактор через его корпус клинообразный кусок поглотителя, при этом реактор сразу останавливается). Реактор с шаровой засыпкой выгодно отличается тем, что в нем принципиально не может произойти взрыв гремучего газа, и в случае разгона реактора самым неприятным последствием будет лишь расплавление тепловыделяющих элементов и невозможность дальнейшей эксплуатации реактора. Взрыва такого реактора при его разгоне произойти не может в принципе. С другой стороны, в случае попадания воды в активную зону (например, из второго контура в случае прорыва трубы в теплообменнике) разрушение реактора и выброс радиоактивного газа-теплоносителя неизбежно. Реакторы с шаровой засыпкой в незначительном количестве строились в Восточной Европе и Америке. Приложение № 5. Рис.8. Кассета АРК реактора ВВЭР  |