В начале 90-х годов многие ведущие компании в области атомной энергетики начали разработки проектов АЭС нового поколения с улучшенными показателями безопасности.
МАГАТЭ систематически выполняет обзоры проектных решений по усовершенствованным легководным и тяжеловодным реакторам нового поколения на международных конференциях, и выпустило ряд документов обобщающих технологию и особенности этих проектов /1−5/. В соответствии с определениями МАГАТЭ выделены три направления развития проектов водоохлаждаемых реакторов:
Улучшенный проект — это предлагаемый проект, который соответствует современным требованиям по безопасности и по экономическим показателям и еще не реализован в виде действующего энергоблока.
В усовершенствованных проектах, как правило, предусматривалось улучшение технико-экономических показателей путем оптимизации тепло-физических и технологических параметров АЭС и повышение надежности выполнения функций безопасности за счет использования как традиционных многоканальных (преимущественно активных) систем безопасности, так и систем нормальной эксплуатации с улучшенными характеристиками на основе отработанных схемных и конструктивных решений. Принципиальным отличием усовершенствованных АЭС от АЭС предыдущего поколения является применение двойных защитных оболочек, рассчитанных на условия тяжелых аварий и внешние воздействия (падение самолета, ударная волна), а также технические средства управления тяжелыми авариями.
Эволюционные проекты основаны на применении как активных, так и пассивных систем для выполнения функций охлаждения активной зоны, отвода тепла к конечному поглотителю и останова реактора. Как правило, пассивные системы рассматриваются только как системы управления запро-ектными авариями. Кроме того, в этих проектах применяются двойные защитные оболочки и меры по управлению тяжелыми авариями, аналогичные усовершенствованным АЭС.
Эволюционный проект требует значительных конструкторских проработок и экспериментально-расчетного обоснования проектных решений перед промышленным применением.
Инновационный проект включает радикальные изменения в концепции или конфигурации систем энергоблока по сравнению с принятой практикой и в большей степени требует доказательств работоспособности на прототипе или демонстрационной станции.
Инновационное направление развития проектов реакторных установок — это создание проектов с системами безопасности, основанными на пассивных принципах действия.
Очевидно, что необходимые для получения лицензии объемы обоснований тем больше, чем выше степень инновационности проекта. Если улучшенные проекты опираются на проверенные «референтные» решения и полностью в этом смысле соответствуют лицензионным требованиям регулирующих органов, то применение в проекте новых решений, таких как построение систем аварийного отвода тепла на пассивных принципах, требуют значительных затрат на проведение экспериментального обоснования их работоспособности. Однако, если, несмотря на указанные проблемы, применение пассивных систем позволяет значительно повысить уровень безопасности АЭС при наименьших капитальных затратах, то намеченная цель достигается.
Работы российских проектных организаций над проектом АЭС средней мощности с реактором ВВЭР-640 в 90-е годы прошлого века показали возможность создания систем аварийного отвода тепла от реакторной установки и контаймента на пассивных принципах.
Актуальность темы
.
Одним из важных вопросов проектирования систем безопасности является взаимосогласованный выбор параметров систем, при которых обеспечивается требуемая производительность и непрерывность их работы. Это объясняется тем, что на работу систем безопасности как активного, так и пассивного действия оказывают сильное влияние обратные связи по параметрам реакторной установки. Особенно это важно для систем пассивного действия. Таким образом, исследование закономерностей в динамике реакторной установки в аварийных режимах и выбора оптимального сочетания параметров пассивных систем безопасности, при которых обеспечивается достаточная производительность и непрерывность действия совокупности систем является актуальной задачей.
Цель работы — разработка и внедрение важных для практических приложений научно-обоснованных решений для создания усовершенствованных систем аварийного отвода тепла и подпитки первого контура, оптимизация параметров пассивных систем безопасности нового поколения АЭС с ВВЭР на основе выявленных закономерностей в динамике теплофизических процессов в активной зоне реактора, первом и втором контурах реакторной установки в аварийных режимах.
Научная новизна.
1. Впервые для АЭС с ВВЭР обоснован принципиально новый подход к обеспечению теплоотвода от активной зоны реактора в широком спектре аварий с потерей теплоносителя с использованием только пассивных систем безопасности.
2. Впервые для АЭС с ВВЭР выполнена комплексная оптимизация параметров пассивных систем безопасности.
3. Разработаны усовершенствованные технологические схемы систем аварийного отвода тепла и продувки-подпитки первого контура РУ ВВЭР. Новизна предложенных технических решений подтверждена авторскими свидетельствами на изобретения.
Практическая ценность работы состоит в уникальности этих исследований и в применении полученных новых знаний при разработке систем безопасности АЭС с ВВЭР. Основные этапы работы выполнялись в рамках проекта АЭС с ВВЭР-640. Этот проект создавался ведущими организациями отечественной атомной энергетики: ОКБ «Гидропресс», РНЦ «Курчатовский Институт», СПбАЭП.
На основе полученных результатов разработан проект пассивных систем безопасности для реакторной установки с ВВЭР-640.
В настоящее время результаты комплексного анализа и оптимизации параметров пассивных систем применяются для АЭС с ВВЭР большой мощности.
Автор защищает.
• результаты комплексного анализа проектных решений систем безопасности действующих АЭС и АЭС нового поколения;
• результаты исследований выполненных при выборе взаимосогласованных параметров и обосновании пассивных систем в проектах АЭС нового поколения с реактором средней мощности.
• ЕШШл&Шйеские схемы систем.
Достоверность. Результаты получены с использованием общепризнанных принципов моделирования теплофизических процессов в реакторных установках с реакторами типа ВВЭР и апробированных расчетных методик, верифицированных на экспериментальных данных и аттестованных Ростехнадзором (ФСЭТАН). Полученные результаты согласуются с современными представлениями о поведении теплогидравлических процессов в реакторных установках с реакторами типа ВВЭР.
Личный вклад автора.
Автор в течение длительного периода принимал непосредственное участие в работах по разработке и обоснованию проектов реакторных установок с реакторами ВВЭР, выполнял расчетные обоснования, анализ опытных и эксплуатационных данных, участвовал в формировании научно-концептуальных положений для новых проектов АЭС с ВВЭР.
Автор лично участвовал на всех этапах работ по проекту АЭС с ВВЭР-640, положенных в основу диссертации.
Апробация работы.
Разработанные усовершенствованные технологические схемы систем получили положительное решение при патентной экспертизе и защищены авторскими свидетельствами.
Технические решения, разработанные на основе полученных результатов, прошли экспертизу Госатомнадзора России и получена лицензия на сооружение головного энергоблока № 1 314 от 31 марта 2004 г.
Основные результаты работы докладывались и обсуждались на национальных и международных научно-технических конференциях семинарах и рабочих встречах, в том числе на: международной конференции «Теплофизи-ческие аспекты безопасности ВВЭР» Обнинск 26−29 мая 1998, 2-ой научно-техническая конференция «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» Подольск 19−23 ноября 2001, 3-ей научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР «Подольск 26−30 мая 2003 г., а также на рабочих встречах в Вене в 2003 г в рамках работ по разработке технических документов МАГ ATE.
Список работ, опубликованных по теме диссертации.
1. Авторское свидетельство SU 1 285 991 AI «Ядерная энергетическая установка», Быков М. А., Бессалов Г. Г., Полуянович Г. М., Государственный комитет по изобретениям и открытиям при ГКНТ СССР 21.12.1984;
2. Авторское свидетельство SU 1 695 766 AI на изобретение «Система продувки-подпитки первого контура энергетического ректора», Быков М. А., Молчанов A.B., Ермолаев В. Ф., Безлепкин В. В., и др., Государственный комитет по изобретениям и открытиям при ГКНТ СССР 29.11.1989;
3. Авторское свидетельство № 1 618 175 «Система аварийного охлаждения активной зоны водо-водяного реактора» Авторы: Быков М. А. Максимов Ю. Н. Полуянович Г. М. и др., 1989 г.
4. Заявка № 93−41 194/25/40 830 о выдаче патента на изобретение «Система пассивного отвода тепла ядерного реактора» Государственный комитет по изобретениям и открытиям при ГКНТ СССР 13.08.1992;
5. Общая концепция безопасности АЭС с ВВЭР-640, Быков М. А., Молчанов A.B., Горбаев В. А., Ермолаев В. Ф., Безлепкин В. В., Карасева М. А, Теплоэнергетика 1995, № 12, стр.7−12;
6. Анализ экспериментальных данных по кризису и закризисной теплоотдаче с помощью расчетных кодов ТРАП и RELAP5/MOD3.2., Быков М. А., Щеколдин В. И., Зайцев С. И., Безруков Ю. А., Труды международной конференции «Теплофизические аспекты безопасности ВВЭР». Том 1, Обнинск, 26−29 мая, 1998, стр. 295−303;
7. Моделирование энергораспределения в активной зоне ВВЭР для анализа безопасности, Быков М. А., Пономаренко Г. Л., Подшибякин А. К., Атомная энергия, том 94, вып. 5, май 2003, стр. 339−344;
8. Моделирование аварийных последовательностей в ВАБ для стояночных режимов, Быков М. А., Сиряпин В. Н., Шеин В. П., Горохова М. Ю., 3-я научно-техническая конференция «ОБЕСПЕЧЕНИЕ БЕЗОПАСНОСТИ АЭС С ВВЭР», Подольск, 26−30 мая 2003 г., том 3;
9. Теплогидравлические расчеты для ВАБ 1 уровняБыков М.А., Сиряпин В. Н., Цыганков Е.А.- 2-я научно-техническая конференция «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», 19−23 ноября 2001 г., Подольск, ОКБ «Гидропресс» ;
Ю.Теплогидравлические расчеты для ВАБ первого уровня, Быков М. А., Лисенков Е. А., Левин В. Н., Лепешонкова Т. М., Сиряпин В. Н., 3-я научно-техническая конференция «ОБЕСПЕЧЕНИЕ БЕЗОПАСНОСТИ АЭС С ВВЭР», Подольск, 26−30 мая 2003 г., том 3, стр. 169−175;
11.INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Applicability of Computer Codes for Safety Analysis of New Fuels for WWER Reactors, M. Bykov, J. Misak and others, TECDOC, IAEA, Vienna 2003;
12.INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, computational analysis of fuel behaviour under accident conditions, С. M. Allison, M. Bykov and others, TECDOC, IAEA, Vienna 2003;
ЗАКЛЮЧЕНИЕ
.
1 Выполнен анализ современных тенденций в развитии проектов систем безопасности проектов АЭС с водоохлаждаемыми реакторами корпусного типа.
Показано, что имеют место три основных направления: совершенствование «классических» схем и оптимизация характеристик.
АЭСразработка комбинированных проектов систем безопасности на основе активных и пассивных элементовсоздание проектов нового поколения на основе только пассивных принципов построения систем безопасности.
Показано, что при использовании только пассивных принципов построения систем безопасности, определяющим фактором успеха является взаимосогласованный выбор характеристик систем. Это объясняется тем, что располагаемые движущие силы, обеспечивающие циркуляцию теплоносителя через активную зону и аварийную подачу в первый контур воды, ограничены располагаемыми высотными отметками и разницей температур теплоносителя и конечного поглотителя тепла,.
2. Разработаны усовершенствованные схемные решения по системам АЭС с ВВЭР-640.
3. Выявлены характерные закономерности в динамике изменения локальных параметров в активной зоне реактора и интегральных параметров в первом контуре в определяющих аварийных режимах.
4. В результате выполненных расчетных исследований режима с полным обесточиванием АЭС показано, что при соответствующем соотношении пропускной способности тракта, поверхности теплообменника и высотных отметок СПОТ может работать в режиме саморегулирования. Определены характеристики СПОТ, при которых обеспечивается заданная скорость расхолаживания.
Принципиальная возможность реализации режима саморегулирования СПОТ подтверждена экспериментами на стенде «СПОТ» ЦКТИ.
5. В результате расчетных исследований спектра аварийных режимов с течью теплоносителя первого контура определено оптимальное сочетание характеристик пассивных систем аварийного охлаждения активной зоны.
На основе результатов расчетных исследований выбраны и обоснованы основные схемные решения и параметры пассивных систем безопасности на примере АЭС с реактором средней мощности ВВЭР-640.
Полученные характеристики пассивных систем безопасности обеспечивают выполнение основной проектной функции безопасности САОЗ это защита первого и второго барьеров безопасности, топливной матрицы и оболочки твэл, при проектных авариях с потерей теплоносителя первого контура.
6 Выполненный экономический анализ предложенных и внедренных в проект систем безопасности показал существенный выигрыш по сравнению с известными техническими решениями, благодаря улучшению мас-согабаритных показателей, снижению металлоемкости и соответственно финансовых затрат.
