Проект второй очереди Нововоронежской АЭС

Лабораторные
Атомные станции

Лекции

Реакторы
На главную

Проектные основы.

Проект второй очереди Нововоронежской АЭС (энергоблоки 3 и 4) разрабатывался в 60-х годах. Разработка проектно-конструкторской документации была осуществлена на основе общепромышленных нормативов, специальные нормы и правила существовали только для таких специфических аспектов использования атомной энергетики, как радиационная защита («Санитарные правила работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений» СП-333-60; «Санитарные правила проектирования атомных станций» и «Нормы радиационной безопасности» НРБ-69).

Разработка проекта была основана на концепции, предполагающей, что за счет обеспечения высокого качества оборудования и других компонентов реакторной установки, качества эксплуатации (контроля за состоянием металла и сварных швов оборудования и трубопроводов), можно избежать значительного их повреждения, исключив тем самым возможность серьезной аварии.

Вследствие этого, в качестве максимальной проектной аварии рассматривалась течь из первого контура с эквивалентным сечением разрыва Дy32.

В то же время, технические решения, заложенные в основу проекта, обеспечили безопасность, надежность, экономическую эффективность и простоту эксплуатации этих блоков в течение нескольких десятилетий. При этом некоторые особенности проектных решений соответствовали рекомендациям доклада INSAG-5 для будущих АЭС, опубликованного в 1992 г.:

реактор ВВЭР-440/179 имеет небольшую, компактную активную зону, которая практически не подвержена ксеноновым колебаниям. Отсутствует необходимость локального регулирования нейтронного потока, реактор устойчив и обладает мощными отрицательными обратными связями, что создает благоприятные условия для работы оператора в переходных режимах;

высокая эффективность аварийной защиты реактора, реализованная большим количеством ОР СУЗ механической системы регулирования, достаточна для предотвращения выхода в повторную критичность в авариях с быстрым захолаживанием теплоносителя первого контура с учетом отказа наиболее эффективного ОР СУЗ;

срабатывание аварийной защиты реактора основано на гравитационном принципе и не требует дополнительных источников энергии;

энергонапряженность активной зоны достаточно низкая, что обеспечивает значительные запасы до кризиса теплообмена на твэлах при различных переходных процессах;

большой удельный объем теплоносителя первого и второго контуров на единицу тепловой мощности реактора дает возможность осуществлять пассивное охлаждение активной зоны реактора в течение длительного времени и снижает зависимость от ранних действий оператора.

Система локализации аварий энергоблока включает рассчитанные на избыточное давление герметичные помещения, в которых размещается реактор и контур радиоактивного теплоносителя. Герметичные помещения оборудованы спринклерной системой, предназначенной для конденсации пара и отвода тепла при авариях. Для предотвращения повреждения гермоограждения РУ при увеличении давления в герметичных помещениях были предусмотрены грузовые предохранительные устройства, сбрасывающие парогазовую смесь в атмосферу.

В проекте не предъявлялись повышенные требования к герметичности помещений при избыточном давлении, так как не предполагалось серьезных повреждений твэлов.

После ввода энергоблока в эксплуатацию начал формироваться новый комплексный подход к атомным электростанциям, как объектам повышенной опасности. Были разработаны такие нормативные документы концептуального уровня, как «Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных станций», «Общие положения обеспечения безопасности атомных электростанций при проектировании, строительстве и эксплуатации» ОПБ-73.

В них были сформулированы уже признанные в других странах принципы обеспечения безопасности атомных электростанций: глубокоэшелонированной защиты, единичного отказа и метод анализа безопасности на основе рассмотрения постулированных исходных событий.

Энергоблоки с реактором ВВЭР-440 первого поколения, естественно, этим нормам не отвечали, и встал вопрос о проведении их модернизации.

Вместе с тем анализы проекта по выявлению отступлений от новых норм, а также оценка их влияния на безопасность показали значительную консервативность данных проектов и наличие развитых свойств внутренней самозащищенности.

Концепция и результаты модернизации перед ПСЭ до 45 лет.

В основу концепции повышения безопасности блоков первого поколения при ПСЭ в начале 2000-х годов закладывалось:

создание независимых каналов СБ;

увеличение МПА с течью теплоносителя 1 контура с Ду32 до Ду100;

внедрение концепции «Течь перед разрушением» для трубопроводов 1 контура Ду500 и Ду200;

приближение суммарной вероятности тяжелых аварий к рекомендуемому ОПБ-88/97 значению ~ 1´10-5.

По результатам анализа отступлений от НД по безопасности, а также по результатам ВАБ первого уровня при подготовке 3 и 4 блоков НВАЭС к продлению срока эксплуатации до 45-ти лет, а так же в период продленного срока эксплуатации, 3 и 4 блоки подверглись значительному объему модернизации, в частности:

Системы аварийного электроснабжения

установлены дополнительные аккумуляторные батареи и щиты постоянного тока;

модернизирована существующая сеть надежного питания первой категории переменного тока;

смонтированы два дополнительных дизель-генератора (ДГ 7,8) по 1600 кВт каждый в отдельном здании;

модернизирована сеть 6 кВ надежного питания 2 категории с целью создания двух каналов СБ.

Системы контроля и управления

созданы на базе современного комплекса аппаратуры АКНП-7 два комплекта аварийной защиты и контроля реактора по параметрам нейтронного потока;

установлены два комплекта аварийной защиты по технологическим параметрам;

импульсный регулятор мощности реактора заменен на два комплекта автоматического регулятора мощности АРМ 5СРВ;

установлены два комплекта устройства разгрузки и ограничения мощности реактора РОМ-2СРВ;

управляющие системы безопасности реализованы на базе унифицированного комплекса технических средств (УКТС);

реакторная установка оснащена системой внутриреакторного контроля на базе аппаратуры СВРК-В179.

Технологические системы

созданы два независимых канала систем безопасности с внутренним резервированием активных элементов;

установлены БЗОК на главных паропроводах, реализованы алгоритмы автоматических действий при разрыве паропроводов ПГ и ГПК;

заменены предохранительные клапаны КД и ПГ на клапаны, не зависящие от агрегатного состояния среды. Обеспечена возможность отвода тепла в режиме «feed and bleed»;

энергоблоки оснащены дополнительными системами аварийной подачи питательной воды в парогенераторы;

сооружено отдельно стоящее здание насосной станции пенного пожаротушения с двумя новыми насосами и дополнительным баком.

Гермоограждение РУ

в целях повышения плотности ГО выполнена модернизация элементов ГО;

на воздуховодах систем вентиляции ГО установлены быстродействующие отсечные клапаны;

взамен предохранительных клапанов внедрен струйно-вихревой конденсатор (СВК). При этом СВК обладает следующими преимуществами:

обеспечивается непревышение проектного предела давления в гермоограждении РУ при авариях с течью до Dу 500 включительно;

обеспечивается очистка сбрасываемой среды от молекулярного йода;

пассивный принцип работы;

минимальное время нахождения гермоограждения РУ под избыточным давлением, в результате чего уменьшаются неконтролируемые утечки из гермообъема;

невозможность образования существенного вакуума в гермоограждении РУ вследствие обратного тока среды через СВК.

Технические средства управления запроектными авариями

Для реализации важной составляющей принципа глубокоэшелонированной защиты – управление запроектной аварией – каждый энергоблок оснащен рядом технических средств, в том числе:

передвижными источниками аварийного электропитания (ПАДГС) мощностью 2 МВт и 0,2 МВт;

передвижной насосной установкой (ПНУ) для подачи питательной воды в парогенераторы;

ПНУ для подачи охлаждающей воды потребителям;

ПНУ для откачки воды из затопленных помещений;

системой контроля наличия паровой фазы в реакторе или уровня теплоносителя в реакторе (на 4 блоке);

системой представления параметров безопасности.

По результатам ВАБ 1 уровня 4 блока, доработанного в 2011 году путем существенного расширения объема учитываемых инициирующих событий, частота повреждения активной зоны реактора составила 5,6´10-5 1/год при исходном (до модернизации) значении 1,08´10-3 1/год. Достигнутое значение частоты ПАЗ ниже значений рекомендованных INSAG-3 и INSAG-8 для действующих блоков АС.

На рис.1 проиллюстрировано распределение вкладов в значение частоты ПАЗ по различным категориям групп исходных событий.

Как видно, значительный вклад в частоту ПАЗ вносят исходные события, связанные с течами теплоносителя 1 контура, что связано как с существующей двухканальной структурой САОЗ, а так же ее конфигурацией.

Распределение вкладов в значение частоты ПАЗ по различным категориям групп ИС

Рис. 1 Распределение вкладов в значение частоты ПАЗ по различным категориям групп ИС

Математика

Реакторы