Вспомогательные системы реакторной установки

Система компенсации объема (давления) предназначена для создания давления в первом контуре при пуске реактора и для ограничения отклонений давления в допустимых пределах при изменениях температурных режимов циркуляционных петель. Компенсатор представляет собой вертикальный цилиндрический сосуд с внутренним диаметром 3 м, высотой около 14 м и объемом 79 м³, изготовленный из низколегированной углеродистой стали. Внутренняя поверхность корпуса плакирована нержавеющей сталью. Толщина стенки корпуса 160 мм.

Компенсация осуществляется паровой подушкой, которая создается за счет нагрева воды в компенсаторе блоками электронагревателей, расположенных в нижней части корпуса. Каждый блок выполнен в виде пучка из девяти трубчатых электронагревателей. Мощность каждого блока 90 кВт. Два блока служат для регулировки давления, два являются резервными, а 24 блока используются для повышения давления в первом контуре в режимах разогрева. Общая мощность электронагревателей 2520 кВт.

При повышении температуры воды в первом контуре объем ее увеличивается и уровень в компенсаторе объема повышается. Вызванные этим сжатие паровой подушки и повышение давления регистрируются датчиком, который вырабатывает сигнал на отключение части электроподогревателей, а при дальнейшем росте давления — на открытие клапанов впрыска теплоносителя из «холодных» ниток циркуляционных петель.

Для защиты реакторной установки от превышения допустимого давления в компенсаторе объема имеются предохранительные клапаны, при срабатывании которых пар сбрасывается в специальный барботер, где он конденсируется, а конденсат отводится в бак организованных протечек. В случае аварии, сопровождающейся длительным (более 8—9 с) открытием предохранительных клапанов, давление в барботере повышается, так как весь пар не успевает конденсироваться. При достижении давлением предельного значения 0,5 МПа срабатывает разрывная мембрана и избыточный пар из барботера выбрасывается под защитную оболочку реакторной установки. Объем барботера 30 м², две трети объема заняты водой. Длина корпуса 7,24 м, диаметр 2,42 м, толщина стенки 12 мм, масса сухого барботера 9 т, материал — нержавеющая сталь.

Компенсатор объема (один на реакторную установку) подсоединен к неотключаемой части (между реактором и главной запорной задвижкой) «горячей» нитки трубопровода одной из циркуляционных петель (рис. 1.11). Благодаря этому компенсатор выполняет свои функции независимо от числа работающих петель.

Рис. 1.11. Схема реакторной установки ВВЭР-1000 со вспомогательными системами:
1 — теплообменник аварийного впрыска бора; 2 — парогенератор; 3 — ГЦН- 4 — главная запорная задвижка (Г33); 5 — барботер; 6 — компенсатор объема; 7 — реактор; 8 — сосуд с аварийным запасом раствора бора; 9 - теплообменник фильтров первого контура; 10 — охладитель выпара деаэратора подпитки; 11 — деаэратор подпитки первого контура; 12 — доохладитель подпитки первого контура; 13 — подпиточный насос; 14 — охладитель подпитки первого контура; 15 — фильтры очистки реакторной воды; 16 — охладитель очистки первого контура: 17— насос организованных протечек; 18 — приямок организованных протечек; 19 — вспомогательный насос организованных протечек; 20 — охладитель организованных протечек первого контура; 21 — насос контура расхолаживания бассейна выдержки; 22 — бассейн выдержки; 23 — теплообменник расхолаживания бассейна выдержки; 24 — насос «чистого» конденсата; 25 — вспомогательный насос «чистого» конденсата; 26 — спринклерный насос; 27 — теплообменник аварийного расхолаживания; 28 — насос аварийного расхолаживания; 29 — насос аварийного впрыска бора; 30 — фильтры спецводоочистки; 31 насос заполнения бассейна выдержки; 32 — насос подачи борного раствора на очистку; 33 — бак аварийного раствора бора; 34- приямок; I — главные циркуляционные трубопроводы; II — вспомогательные трубопроводы; III — дренажные сливные трубопроводы; IV — «чистый» конденсат; V — разбрызгивающие сопла спринклерной установки

Вода первого контура требует непрерывной байпасной очистки от вредных примесей, образующихся как в самом контуре (продукты коррозии конструкционных материалов, осколки деления ядерного топлива, продукты их распада и т. п.), так и поступающих в теплоноситель с добавками концентрированных растворов борной кислоты, используемой в качестве химического поглотителя нейтронов. Система очистки воды первого контура должна также выполнять функции регулятора нормируемых показателей качества воды, таких, как показатель концентрации водородных ионов рН, концентрация борной кислоты и калий-аммиачных щелочных добавок — ингибиторов коррозии.

Система байпасной очистки реакторной воды ВВЭР-1000 (рис. 1.12) рассчитана на отбор до 100 т/ч продувочной воды из неотключаемой части главного циркуляционного трубопровода I18i. После охлаждения и дросселирования давления до 2 МПа вода поступает на две параллельные группы ионообменных фильтров. Каждая группа содержит три фильтра диаметром по 1 м суммарной производительностью 50 т/ч. Замыкающие механические фильтры выполняют роль фильтров-ловушек для улавливания мелких фракций ионообменных смол в случае их выноса из основных фильтров. На фильтрах давление дросселируется до 1 —1,2 МПа, и вода поступает в деаэратор подпитки, куда дозировочными насосами подается концентрированный раствор борной кислоты, обессоленная подпиточная вода, а также корректирующие добавки аммиака и едкого калия, обеспечивающие нормируемые показатели качества воды первого контура. В деаэратор подпитки подаются также организованные протечки ГЦН. Из деаэратора подпиточные насосы высокого давления подают очищенную воду через регенеративный теплообменник в «холодную» нитку циркуляционной петли. Часть очищенной воды без подогрева подается на запирание уплотнений ГЦН.

Рис. 1.12. Схема байпасной очистки реакторной воды ВВЭР-1000:
1 — реактор; 2 — парогенератор; 3 — ГЦН; 4 — система уплотнения вала ГЦН; 5 — регенеративный теплообменник; 6 — дроссельное устройство; 7 — доохладитель; 8, 9, 10 — ионообменные фильтры; 11 — механические фильтры; 12 — подпиточные насосы; 13 — бак-деаэратор подпиточных насосов

Регулирование мощности реактора осуществляется двумя независимыми системами: механической (поглощающие стержни СУЗ) и химической (борное регулирование).

Борное регулирование производится путем изменения концентрации борной кислоты H₃ВO₃ и предназначено: 1) для компенсации медленного уменьшения реактивности по мере выгорания топлива путем постепенного снижения концентрации борной кислоты в теплоносителе; 2) для дублирования системы остановки реактора вводом борной кислоты в первый контур; 3) для сохранения подкритичности при перегрузках топлива (повышение концентрации); 4) для компенсации изменений реактивности при пуске реактора и выводе его на мощность (снижение концентрации). Борная кислота используется в качестве химического поглотителя нейтронов благодаря сравнительно большому сечению захвата, хорошей растворимости, химической и радиационной стойкости. Важным фактором является также то, что борная кислота практически не влияет на коррозию конструкционных материалов. Уменьшение концентрации борной кислоты для компенсации снижения реактивности из-за выгорания топлива производится путем вытеснения части теплоносителя подпиточной водой, не содержащей борной кислоты. Для осуществления борного регулирования (изменения концентрации борной кислоты) используется система очистки реакторной воды (рис. 1.12).

Механическая система управления и защиты реактора предназначена для пуска и вывода реактора на заданный уровень мощности, а также для автоматического поддержания этого уровня, для аварийного останова реактора и поддержания его в подкритическом состоянии. В отличие от борного (мягкого) регулирования механическое компенсирует быстрые изменения реактивности. Такое регулирование осуществляется вводом или выводом из активной зоны управляющих стержней-поглотителей нейтронов с помощью электромеханических приводов. В каждой из 151 ТВС имеется 12 поглощающих стержней. Основным элементом привода является четырехфазный линейный шаговый электродвигатель. Якорь двигателя, к которому байонетным зажимом крепится регулирующий орган, может перемещаться вверх и вниз шагами 4 мм со скоростью до 50 мм/с. При авариях обмотки управления двигателя обесточиваются и якорь падает вниз, обеспечивая ввод поглощающих стержней в активную зону.

Системы безопасности реакторной установки [4] должны надежно исключать облучение персонала АЭС и населения, а также загрязнение окружающей среды радиоактивными продуктами сверх установленных уровней при любых авариях, вплоть до максимальной проектной аварии с потерей теплоносителя из-за разрыва циркуляционного трубопровода диаметром 850 мм или из-за аварийной остановки ГЦН.

Системы безопасности энергоблоков с реакторами ВВЭР-1000 (рис. 1.13) выполнены в основном по трехканальной схеме (пассивная часть системы аварийного охлаждения двухканальная, а пассивная часть герметичного ограждения одноканальная).Каналы безопасности полностью изолированы друг от друга и от других систем, для того чтобы по одной и той же причине не вышло из строя более одного канала.

Рис. 1.13. Система аварийного охлаждения и локализации последствий аварии на АЭС с блоками ВВЭР-1000:
1 — ГЦН; 2 — парогенератор; 3 — гидроаккумулятор; 4 — реактор; 5 — компенсатор объема; 6 — бак с аварийным раствором борной кислоты; 7 — насос аварийного впрыска бора высокого давления; 8 — насос аварийного расхолаживания низкого давления; 9 — спринклерный насос; 10 — охладитель; 11 — бак аварийного запаса концентрированного раствора борной кислоты

Для обеспечения радиационной безопасности реакторная установка оборудована следующими основными системами безопасности: системой аварийного охлаждения активной зоны (САОЗ), системой аварийного расхолаживания и длительного отвода остаточного тепловыделения, защитой от превышения давления и системой локализации последствий аварии. Конструктивное оформление систем безопасности ВВЭР-1000 отличается от соответствующих систем одноконтурных АЭС с канальными реакторами РБМК-1000.

При плановой остановке энергоблока, а также при авариях, не связанных с потерей теплоносителя, после перевода реактора в подкритическое состояние с помощью ввода в активную зону стержней СУЗ выключаются ГЦН и расхолаживание реактора происходит за счет естественной циркуляции теплоносителя и за счет второго контура, так как в парогенераторы продолжает подаваться питательная вода в количестве, обеспечивающем допустимую по условиям термопрочности скорость снижения температуры первого контура (30°С/ч). Пар из парогенераторов через редукционную установку сбрасывается в конденсатор, минуя турбину. Подача воды в парогенераторы продолжается и после прекращения парообразования, пока температура во втором контуре не снизится до 50 °С, а температура теплоносителя до 60— 70 °С при атмосферном давлении [8]. Когда температура и давление в первом контуре снижаются до значений 150 °С и 2,5 МПа, при которых может работать подсистема аварийного охлаждения низкого давления, расхолаживание продолжается с ее помощью путем прокачки реакторной воды через охладители и возвращения ее в контур.

САОЗ должна исключать возможность расплавления твэлов при авариях с потерей теплоносителя. Она состоит из трех подсистем (пассивного впрыска, активного впрыска низкого давления и активного впрыска высокого давления), выполняющих защитные функции при различных масштабах аварии и на различных этапах ее развития.

Первым защитным действием при отклонении параметров реакторной установки за допустимые пределы является срабатывание аварийной защиты, т. е. введение в активную зону механических поглотителей, переводящих реактор в подкритическое состояние. Если аварийная защита сработала из-за ограниченной потери теплоносителя, вызвавшей аварийное снижение уровня в компенсаторе объема, то включаются насосы подсистемы активного впрыска высокого давления, подающие борированную воду из баков аварийного запаса в неотключаемые части «холодных» ветвей главных циркуляционных трубопроводов и во входной объем реактора.

При дальнейшем развитии аварии вплоть до максимального разрыва главного циркуляционного трубопровода давление в первом контуре снижается. Когда оно становится ниже давления азотной подушки в гидроаккумуляторах (6 МПа), срабатывают быстродействующие обратные клапаны и вода из двух гидроаккумуляторов выдавливается во входной объем реактора, из остальных двух — в выходной объем. После истечения всей воды из гидроаккумуляторов срабатывают отсечные клапаны, которые не допускают поступления азота в реактор и вытеснения им воды из активной зоны. Емкость каждого гидроаккумулятора 60 м³, из них 50 м³ занято водой.

Одновременно с системой пассивного впрыска включаются насосы системы активного впрыска низкого давления, которые перекачивают в первый контур содержимое баков аварийного запаса борированной воды. Когда давление под герметичной защитной оболочкой реактора становится больше 0,17 МПа, включаются насосы спринклерных установок, которые относятся к активным конденсирующим устройствам системы локализации последствий аварии.

Падение давления в первом контуре ниже давления насыщенных паров приводит к интенсивному парообразованию. Испаряется также вытекающий из первого контура теплоноситель, что приводит к повышению давления в герметичных помещениях реакторной установки, рассчитанных на давление до 0,5 МПа. Пар, заполняющий реакторный зал, конденсируется на струях холодной воды спринклерных установок, благодаря чему давление под защитной оболочкой не выходит за допустимые пределы. При этом сохраняется целостность защитной оболочки и радиоактивные продукты (пар, вода, газы) не выходят в окружающую среду. Таким образом, спринклерные установки вместе с защитной оболочкой (см. рис. 1.13) представляют систему локализации последствий аварии с потерей теплоносителя.

Защитная оболочка представляет собой цилиндр с плоским днищем и торосферическим куполом из монолитного предварительно напряженного железобетона с внутренней герметичной облицовкой стальными листами толщиной 8 мм. Трубопроводы и кабели, связывающие расположенное внутри оболочки оборудование реакторной установки с внешним оборудованием, проходят через специальные герметичные проходки. Для прохода персонала предусмотрены основной и аварийный шлюзы. Грузы транспортируются через герметично уплотняемый люк в днище оболочки. Наружный диаметр оболочки 45 м, высота 76 м.

После опорожнения баков аварийного запаса раствора борной кислоты насосы низкого давления и спринклерные насосы откачивают из приямков реакторного зала стекающие в них протечки циркуляционного контура, воду спринклерных установок и конденсат пара. Вода из приямков охлаждается в теплообменниках и снова подается в первый контур и на спринклерные установки до полного расхолаживания реактора. Охлаждающая вода в теплообменники подается циркуляционными насосами технической воды от автономных брызгальных бассейнов.

Для защиты оборудования АЭС от превышения давления при авариях служат предохранительные клапаны, которые устанавливаются в соответствии с требованиями Госатомэнергонадзора. Такими клапанами снабжены компенсатор объема и его барботер, а также паровые контуры парогенераторов. Во втором контуре АЭС применяются быстродействующие редукционные установки для сброса чистого пара в конденсаторы турбин и в атмосферу.

Система расхолаживания бассейна выдержки предназначена для отвода остаточных тепловыделений от твэлов, помещенных в бассейн выдержки. Заполнение бассейна раствором борной кислоты и подпитка его в процессе эксплуатации осуществляются насосом из баков борного раствора. Температура в бассейне выдержки не должна превышать 60 °С, поэтому раствор прокачивается по замкнутому контуру бассейн выдержки — теплообменник.

В число технологических систем реакторной установки входит система газовых сдувок, предназначенная для отвода радиоактивных и радиолитических газов из первого контура. При делении ядерного топлива в качестве продуктов деления возникают инертные радиоактивные газы, часть которых через неплотности оболочек твэлов поступает в теплоноситель. В результате радиолиза воды первого контура образуются радиолитические кислород и водород. Газы выделяются в верхних объемах оборудования первого контура (компенсатор объема, ГЦН, коллекторы парогенераторов) в рабочих режимах; это выделение усиливается по мере снижения температуры и давления теплоносителя при выводе его из контура (в баках «грязного» конденсата, в деаэраторе подпитки, в теплообменниках и т. д.). Радиоактивные и радиолитические газы с помощью системы технологических сдувок разбавляются азотом, выводятся из первого контура и направляются в спецгазоочистку для переработки перед их выбросом за пределы АЭС. Чтобы предотвратить образование взрывоопасной гремучей смеси, в системе технологических сдувок предусматривается также «дожигание» водорода на платиновых катализаторах.

В реакторную установку входят также следующие технологические системы: контроля и сигнализации, дренажей и воздушников, дезактивации оборудования и т. д. Работа этих систем, как и описанных выше, обеспечивается различным насосным оборудованием.