содержание   ..  50  51  52  53  54  55  56  57  58  59  60  ..

3.4.

Реакторы атомных станций теплоснабжения

Исследования, проведенные в нашей стране и за рубежом, показали, что наиболее полно отвечают требованиям, предъявляемым к атомным источникам теплоснабжение, водо-водяные реакторы.

Низкое давление теплоносителя в основном контуре, примерно на порядок ниже для современных энергетических водо-водяных реакторов, значительно снижает потенциальную энергию теплоносителя^ предопределяет спокойный характер протекания аварийных процессов, связанных с разгерметизацией контура. Невысокая температура теплоносителя и умеренная теплонапряженность активной зоны дозволяют существенно поднять эксплуатационную надежность твэлов.

Разработана несколько проектов ACT с водоохлаждаемыми реакторами под . давлением, предназначенными для теплоснабжения городов.

Основные характеристики шведско-финского проекта подземной ACT Secure, французской ACT Thermos и советской АСТ-500 приведены в табл. 3.4.

Таблица 3.4. Основные характеристики ACT

В отечественном проекте АСТ-500 в основном контуре принята естественная циркуляция теплоносителя, что позволило скомпоновать весь главный циркуляционный контур внутри единого корпуса с выводом из него только небольших трубопроводов промежуточного контура. Естественная циркуляция теплоносителя существенно повышает надежность охлаждения активной зоны, исключает из рассмотрения аварийные ситуации, связанные с отказом циркуляционных насосов, в том числе при аварийном обесточивании станции.

Давление в реакторе АСТ-500 обеспечивается и поддерживается встроенной в корпус реактора паровой системой компенсации давления за счет частичного кипения теплоносителя в верхней части активной зоны.

Рис. 3.21. Компоновка (а) и принципиальная схема (б) реактора ACT Secure:
1 — устройство, предотвращающее вытекание воды из активной зоны; 2 — нижний газовый затвор: 3 — активная зона; 4 — трубы Вентури; 5 — верхний газовый затвор; 6 — борированная вода; 7 — устройство для отвода остаточного тепла; 8 — градирня; 9 — бетонный корпус; 10 — теплообменник; 11 — ГЦН

Особое внимание при компоновке реакторов ACT (рис. 3.21) должно быть уделено обеспечению надежного охлаждения актив-ной зоны при различных аварийных ситуациях с разгерметизацией первого контура вплоть до повреждений, приводящих к разгерметизации корпуса реактора. Решающим, фактором является сохранение уровня воды выше активной зоны, что может быть обеспечено размещением основного корпуса реактора внутри страховочного корпуса или в герметичной железобетонной шахте, рассчитанных на давление теплоносителя первого контура и внешнее воздействие. Необходимо также расположение всех систем, связанных с первым контуром, в изолированных помещениях, рассчитанных на внутреннее давление теплоносителя и внешнее воздействие.

Металлический корпус реактора Secure размещен в нижней части бассейна с холодной водой (40 °С) объемом 1200 м3, содержащей 0,1 % бора. Бассейн представляет собой цилиндр из предварительно напряженного бетона, закрытый сверху бетонной крышкой (рис. 3.22). Внутри бассейна поддерживается давление около 0,68 МПа. Контур теплоносителя с насосами и теплообменниками расположен снаружи бассейна на крышке защитной оболочки и доступен для обслуживающего персонала. Активная зона Secure охлаждается водой под давлением, минимальный запас по недогреву до температуры насыщения на выходе из активной зоны около 25 °С.

При нормальной эксплуатации циркуляция осуществляется

двумя циркуляционными насосами. При аварийных ситуациях в активной зоне автоматически образуется контур естественной циркуляции, соединяющий активную зону с бассейном холодной борирован-ной воды. В нормальном режиме контур естественной циркуляции блокирован газовым затвором над активной зоной, стабильность которого обеспечивается перепадом давлений в активной зоне.

 

Рис. 3.22. Реактор ACT Secure:1 — устройство, предотвращающее
вытекание горячей воды; 2 — активная зона; 3 — трубки для бори-рованных стальных шариков; 4 — стальной корпус реактора; 5 — верхний газовый затвор; 6 — предварительно напряженная арматура; 7 — крышка из предварительно напряженного бетона; 8 — емкость для борированных стальных шариков; 9 — корпус из предварительно напряженного бетона; 10 — труба Вентури для ограничения расхода теплоносителя

Пуск реактора из холодного состояния осуществляется после включения главных циркуляционных насосов и образования газовых затворов между теплоносителем первого контура и борированной водой бассейна путем разогрева теплоносителя с помощью специальных электронагревателей. Нормальная горячая остановка реактора осуществляется путем увеличения концентрадий бора в теплоносителе. При этом сохраняются нормальный расход теплоносителя и газовые затворы, что обеспечивает готовность реактора к быстрому повторному пуску (рис. 3.23, а). Быстрое снижение мощности (рис. 3.23, б) осуществляется выключением" главных циркуляционных насосов. При этом нарушаются газовые затворы и открывается доступ борирован-ной воды снизу в активную зону. Отвод остаточного тепловыделения осуществляется естественной циркуляцией борированной воды через активную зону, вспомогательный контур и градирню. При различных аварийных ситуациях снижение мощности осуществляется автоматически за счет вскипания теплоносителя в дрос-

сельном устройстве (трубе Вентури), ограничивающем расход через активную зону (рис. 3.23, в).

Перегрузка топлива производится после холодного останова реактора и засыпки центральных каналов ТВС стальными шариками с высоким содержанием бора (рис. 3.23,г). При перегрузке бетонная крышка защитной оболочки отводится в сторону и устанавливается на специальной платформе. Верхняя часть корпуса реактора поднимается и переносится в специальное гнездо в защитной оболочке реактора. Затем извлекаются, перестанавливаются и заменяются ТВС. В бетонной защитной оболочке реактора размещается бак для временного хранения отработавшего топлива. Оставшиеся в активной зоне сборки переставляются в соответствии со схемой перегрузки и загружаются новые. После перегрузки из активной зоны удаляется твердый поглотитель, а затем последовательно устанавливаются на свои места верхняя часть корпуса реактора и бетонная крышка защитной оболочки.

Вся система безопасности ACT Secure спроектирована таким образом, что в случае возникновения различных аварийных ситуаций при охлаждении активной зоны происходит совершенно безопасная остановка реактора. При комбинации таких отказов, как рост рабочего давления выше допустимых пределов (вследствие

неконтролируемого увеличения реактивности и тепловыделения в активной зоне), срабатывают обычные аварийные системы безопасности, в которых предусмотрена только остановка главных циркуляционных насосов. Выключение и безопасное охлаждение активной зоны обеспечиваются самой системой реактора. Утечка охлаждающей воды из активной зоны вообще невозможна, так как реактор расположен в нижней части заполненного водой герметичного подземного бассейна. Вытекание теплоносителя из корпуса реактора при его повреждении будет происходить под уровень жидкости в бассейне, что приведет к падению давления в активной зоне и выключению реактора. Активная зона остается погруженной.

Рис. 3.23. Схемы способов останова реактора ACT:
а — нормальный останов путем впрыска борной кислоты; б — быстрый останов путем отключения ГЦН; в — самовыключение реактора при кавитации в тру-
бе Вентури; г — продолжительный останов с использованием борированных стальных шариков

Длительное охлаждение активной зоны при обычном выключении реактора или после аварии полностью создается пассивной системой циркуляции (естественной), обеспечивающей отвод тепла от активной зоны в расположенную на земле градирню через воду* бассейна и промежуточную систему охлаждения.

Высыхание жидкости на поверхности твэлов активной зоны возможно лишь в тех условиях, когда при падении расхода теплоносителя или резком снижении давления в активной зоне в случае разгерметизации не возникает устойчивой циркуляции. Это может произойти только при таких авариях, как разрушение защитной оболочки бассейна, при значительных повреждениях внутри корпуса реактора.

Полное разрушение всей системы охлаждения вследствие пожара и других непредвиденных ситуаций может привести к вскипанию воды бассейна. При этом пар будет выходить через предохранительные клапаны бетонного корпуса бассейна и компенсироваться на холодных поверхностях подземных сооружений. Выделение радиоактивности в окружающую среду будет при этом незначительным. Необходимость в подпитке бассейна водой может возникнуть только через 1—2 нед. после аварии. Таким образом, основным принципом безопасности ACT Secure является невозможность потери теплоносителя при практически любой аварии.

Реактор погружного типа интегральной компоновки французской ACT Thermos (рис. 3.24) также установлен в бассейне с водой, температура которой поддерживается на уровне 35 °С с помощью специальной системы охлаждения. Бассейн заключен в-бетонную защитную оболочку, около 70 % которой находится ниже уровня земли. На крышке защитной оболочки находится реакторный зал. Механизмы управления регулирующими стержнями-размещены в -специальном помещении под защитной оболочкой реактора. Несущая обшивка бассейна из нержавеющей стали отделена от бетонных стен защитной оболочкой с кольцевым зазором, который предполагается использовать для радиационного* контроля и ремонта. Защитная оболочка реактора и расположенные вокруг нее вспомогательные помещения, в которых размещены пульт управления, вспомогательные контуры, электрооборудование, защищены от возможных внешних воздействий еще одной усиленной защитной оболочкой — куполом.

Рис. 3.24. Компоновка ACT Thermos:
1 — помещение для механизмов управления регулирующими стержнями; 2 — корпус реактора; 3— помещение для контроля корпуса реактора; 4 — свинцовый контейнер; 5 — помещения для дезактивации; 6 — реакторный зал; 7 — оборудование промежуточного контура; 8 — бассейн; 9 — хранилище отработавшего топлива

Насосы и теплообменники установлены на верхней крышке и защитной оболочке реактора. Давление в промежуточном контуре на несколько десятых мегапаскаля выше, чем в первом. Теплоноситель первого контура прокачивается четырьмя насосами снизу вверх, что совпадает с направлением естественной циркуляции теплоносителя. Корпус реактора из нержавеющей стали (рис. 3.25) нижней частью приварен к обечайке, вмонтированной в термоизоляционный бетонный колодец в дне бассейна.
Несущая защитная бетонная оболочка бассейна имеет цилиндрическую форму и предназначена для биологической защиты и обеспечения охлаждения зоны в случае отключения насосов за счет естественной циркуляции, которая возникает независимо от того, существует ли связь между первым контуром и бассейном. В аварийных ситуациях тепло, отводимое от первого контура, передается воде бассейна без каких-либо вспомогательных охлаждающих систем за счет тепловой инерции; отвод тепла от бассейна осуществляется путем соединения реакторного зала с атмосферой или системой охлаждения.

Активная зона реактора отечественной АСТ-500 размещается внутри нижней части корпуса давления (рис. 3.26) и набирается из шестигранных ТВС. Дистанционирования кассет осуществляется нижней плитой несущей корзины реактора и перфорированной пли-

той блока прижимного устройства, в отверстия которых входят концевые детали кассеты. Охлаждение активной зоны обеспечивается естественной циркуляцией.

Вода, нагреваясь в ТВС активной зоны, поднимается вверх к расположенным на периферии корпуса реактора теплообменникам промежуточного контура. Теплоноситель, охлаждаясь, опускается вниз по кольцевому зазору, образованному стенкой основного корпуса и корзиной активной зоны, затем вновь поступает в активную зону снизу, замыкая контур циркуляции. Для интенсификации переноса тепла от активной зоны к теплообменникам промежуточного контура допускается незначительное кипение теплоносителя с выходным паросодержанием из активной зоны до 20—30 % по объему. Кипящая жидкость увеличит движущий напор естественной циркуляции в контуре в 4—6 раз. Генерация пара в активной зоне обеспечивает в верхней части внутриреакторного пространства паровую подушку, являющуюся паровым компенсатором давления. Поступающий в паровую подушку пар конденсируется на специально размещенных в паровом объеме реактора теплообменных поверхностях, чехлах водоохлаждаемых конструкций приводов СУЗ, крышке и стенках корпуса.

При движении теплоносителя вверх по подъемному участку уменьшается давление его за счет уменьшения нивелирной составляющей, происходит вскипание воды с образованием дополнительного количества пара. Прирост паросодержания за счет этого эффекта оказывается заметным при параметрах первого контура АСТ-500.

Рис. 3.25. Компоновка первого контура реактора ACT Thermos:
1 — регулирующие стержни; 2 — теплообменники; 3 — аккумулирующая емкость; 4 — насосы; 5 — активная зона

Рис. 3.26. Компоновка реактора АСТ-500:
1 — активная зона; 2 — корпус; 3 — блок направляющих труб; 4 — встроенный теплообменник; 5 приводы СУЗ; 6—перегрузочная машина; 7 —обечайка тягового участка 8 — бассейн выдержки; 9 — страховочный корпус

Скорость естественной циркуляции пропорциональна У#, где Н — эффективная высота контура циркуляции (высота тягового участка), и она может определяться выбором соответствующей высоты контура. Скорость циркуляции может также определяться конструкцией тягового участка циркуляционного контура, который может быть скомпонован в различных комбинациях: индивидуальные для каждой ТВС трубы в виде продолжения чехлов ТВС; общая для всех ТВС активной зоны тяговая труба большого диаметра; индивидуальные трубы с общим тяговым участком.

При возникновении практически любой аварийной ситуации на АСТ-500 интенсивность охлаждения активной зоны уменьшается незначительно, если она остается под уровнем воды. Даже в случае прекращения отвода тепла из реактора в активной зоне устанавливается режим кипения теплоносителя, характеризующийся высокой интенсивностью теплоотдачи. Относительно большой объем парового компенсатора и высокая сжимаемость пара препятствуют быстрому изменению давления и способствуют мягкому протеканию аварий, связанных с изменением давления в реакторе. Залив активной зоны в авариях разуплотнения первого контура -обеспечивается большим запасом воды в корпусе и дополнительным страховочным корпусом реактора. Страховочный корпус рассчитывается на все усилия, возникающие при разрыве основного корпуса, и обеспечивает удержание всего теплоносителя, что в свою очередь гарантирует постоянный залив активной зоны теплоносителем. Так как весь главный циркуляционный контур расположен внутри двойного корпуса реактора, максимальный трубопровод, который может разгерметизироваться и привести к выбросу радиоактивного теплоносителя в помещение ACT, определяется вспомогательными системами подпитки-продувки первого контура. Анализ возможных аварийных ситуаций показывает, что конструкция и компоновка реактора АСТ-500 полностью отвечают повышенным требованиям радиационной безопасности.

содержание   ..  50  51  52  53  54  55  56  57  58  59  60  ..