Результаты оценки технической возможности внедрения системы наружного охлаждения корпуса реактора на действующих АЭС с ВВЭР-440

- для реализации возможности сброса борного раствора в бокс ПГ-ГЦН по крайней мере из нижних двух ярусов барботажно-вакуумной системы, необходимо смонтировать трубопроводы сброса воды c электроприводной арматурой, имеющей надёжное электропитание 1-ой группы;

- вопрос о разработке системы пассивного отвода тепла от ГО к атмосфере со сбросом конденсата на пол бокса ПГ (при «большой» течи после срабатывания барботажно-вакуумной системы в условиях режима длительного обесточивания) требует дополнительных данных и проработок.

В целом потребуется выполнение комплексных расчётных анализов тяжелых aварий, а также выполнение расчётно-экспериментальных исследований в обоснование концепции удержания расплава внутри корпуса реактора.

Несмотря на сложность реализации предлагаемых модернизаций, ОАО «СПбАЭП» подтвердил принципиальную техническую возможность реализации концепции внутрикорпусного удержания расплава за счет внедрения УНОКР в действующие блоки 3 и 4 Кольской АЭС.

По мнению «Департамента по эксплуатации АЭС с реакторами ВВЭР» ОАО «Концерна Росэнергоатом» к наиболее важным проблемам реализации системы наружного охлаждения корпуса реактора для проектов действующих АЭС с РУ ВВЭР-440 (В-213) следует отнести:

- не учитывались планируемые к реализации мероприятия, направленные на снижение последствий ЗПА на АЭС, внедрение которых ставит под сомнение необходимость устройства наружного охлаждения корпуса реактора;

- требуется большой объем НИР и ОКР.

Дополнительно отмечается, что существует зарубежный опыт внедрения устройства в проектах с аналогичной мощностью (АЭС «Ловииза»).В соответствии с вышесказанным необходимо и целесообразно продолжить работы по оценке технической возможности и целесообразности внедрения устройства наружного охлаждения корпуса реактора на действующих АЭС с РУ ВВЭР-440 (В-213).

Заключение по итогам оценки технической возможности и целесообразности внедрения УНОКР проекта В-213 (Кольская АЭС блоки 3 и 4)

По итогам представленной работы была подтверждена принципиальная возможность реализации концепции внутрикорпусного удержания расплава за счет внедрения УНОКР в действующие блоки 3 и 4 Кольской АЭС.

Для внедрения УНОКР и его успешного функционирования необходимо выполнение следующих требований:

- исключение сценариев развития аварий с ранним плавлением активной зоны (реализовать комплекс мер по управлению ЗПА с целью исключения попадания расплава на днище корпуса реактора ранее 5 ч 35 мин с момента исходного события);

- исключить плавление активной зоны и поступление расплава на днище корпуса реактора при внутрикорпусном давлении более 1 МПа (реализуется за счет действий оператора по снижению давления в первом контуре);

- реализовать комплекс технических мер и конструкторских модернизаций по размещению и монтажу УНОКР в пределах гермообъема;

- внедрить аварийный КИП с целью диагностирования состояния РУ и определения необходимости запуска УНОКР, а также контроля за выполнением УНОКР функций по наружному охлаждению корпуса реактора.

Положительным эффектом от внедрения УНОКР для Кольской АЭС (блоки 3 и 4) будет повышение безопасности и внутренней самозащищенности АЭС по отношению к условиям аномальных внешних воздействий, исключение поступления высокорадиактивного расплава за пределы гермообъема, ограничение выхода радиактивных продуктов деления за пределы гермообъема. Внедрение УНОКР позволит учесть рекомендации МАГАТЭ и EUR по сохранению целостности корпуса реактора при тяжелых авариях для водо-водяных энергетических реакторов.

Также необходимо отметить, что для проекта В-213 на АЭС «Ловииза» и АЭС «Пакш» приняты технические решения и проводится комплекс работ по внедрению систем наружного охлаждения корпуса реактора и внутрикорпусного удержания расплава. Данные работы для АЭС «Ловииза» и АЭС «Пакш» вызвали положительный отклик в европейских научных и эксплуатирующих организациях, а также в профильных департаментах Евросоюза. В поддержку данных работ в Европе проводятся обширные программы со стабильным финансированием в рамках проектов МНТЦ, SARNET-1, SARNET-2 и другие.

Анализ применимости оценки технической возможности и целесообразности внедрения системы наружного охлаждения корпуса реактора на АЭС с ВВЭР-440 (проект В-213) для проектов РУ В-179, В-230.

Общие выводы по анализу применимости:

- анализ тепловых нагрузок для определяющей ЗПА. Применим для проектов В-179 и В-230 исключительно с качественной точки зрения. Для определения реальной тепловой нагрузки требуются дополнительные расчеты;

- конструкторские решения по организации подвода воды под днище корпуса реактора, а также решения по организации выхода пара из кольцевого зазора вокруг корпуса реактора. Решения по В-213 не применимы. Для проектов В-179 и В-230 предложены шесть вариантов по отводу пара из кольцевого зазора вокруг корпуса реактора. Аналогично проекту В-213 предложены варианты выхода пара через вертикальные трубы и через отверстия в ферме опорной с выводом на пол бокса парогенераторов;

- технологические решения, режимы работы и принципы ввода в действие УНОКР, разработанные для В-213 не применимы для проектов В-179 и В-230. Для проектов В-179 и В-230 предложены два варианта функционирования УНОКР (активный и пассивный принцип работы). Наиболее предпочтительным является «пассивный вариант», при котором используется теплоноситель из бака Б-8;

- теплогидравлический анализ контура циркуляции теплоносителя, в котором для предельных случаев определены запасы до кризиса теплообмена, не применим для проектов В-179 и В-230. Потребуются дополнительные расчеты;

- предварительные требования к внешним системам, аварийному КИП, действиям персонала по управлению ЗПА и смягчению их последствий, а также к действиям персонала по запуску УНОКР. Требования к В-213 применимы для проектов В-230 и В-179, выдвигается дополнительное требование о необходимости внедрения гидроемкостей САОЗ для исключения сценариев с ранним плавлением активной зоны (до 20 мин с начала аварии с потерей теплоносителя первого контура).

Как и для проекта В-213, зможно подтвердить принципиальную возможность реализации концепции внутрикорпусного удержания расплава за счет внедрения УНОКР в действующие блоки проектов В-179 и В-230.

Для внедрения УНОКР и его успешного функционирование необходимо выполнение следующих требований:

- исключение сценариев с ранним плавлением активной зоны (реализовать комплекс мер по управлению ЗПА с целью исключения попадания расплава на днище корпуса реактора ранее 5 ч с момента исходного события);

- внедрить гидроемкости САОЗ для исключения сценариев с ранним плавлением активной зоны (до 20 мин с начала аварии с потерей теплоносителя первого контура);

- для исключения хрупкого разрушения корпуса реактора температура охлаждающей борированной воды должна быть не ниже 50^оС (для уточнения данного значения потребуются дополнительные исследования);

- исключить плавление активной зоны и поступление расплава на днище корпуса реактора при внутрикорпусном давлении более 1 МПа (реализуется за счет действий оператора по снижению давления в первом контуре);

- реализовать комплекс технических мер и конструкторских модернизаций по размещению и монтажу УНОКР в пределах гермообъема;

- внедрить аварийный КИП с целью диагностирования состояния РУ и определения необходимости запуска УНОКР, а также контроля за выполнением УНОКР функций по наружному охлаждению корпуса реактора.

По проектам В-179 и В-230 представлены получены заключения Генерального проектировщика АЭС с РУ ВВЭР-440 (проект В-230, реализованный на Кольской АЭС блоки №1 и 2) -ОАО «СПбАЭП» и «Департамента по эксплуатации АЭС с реакторами ВВЭР» ОАО «Концерна Росэнергоатом» о том, что с учетом технических особенностей и ограниченного срока эксплуатации считать нецелесообразным внедрение УНОКР.

Перечень принятых сокращений

АКБ - аккумуляторная батарея

АЭС - атомная электрическая станция

БРУ-А - быстродействующая редукционная установка сброса пара в атмосферу

БЩУ - блочный щит управления

ВВЭР - водо-водяной энергетический реактор

ВД - высокое давление

ВКУ - внутрикорпусные устройства

ГЕ - гидроемкость

ГО - герметичная оболочка

ГЦТ - главный циркуляционный трубопровод

ДГ - дизель-генератор

Ду - диаметр условный

ЗПА - запроектная авария

КИП - контрольно-измерительный прибор

КО - компенсатор объема

КТП - критический тепловой поток

НД - низкое давление

НИР - научно-исследовательская работа

НКР - напорная камера реактора

ОКР - опытно-конструкторская работа

ПГ - парогенератор

ПК - предохранительный клапан

РУ - реакторная установка

РУЗА - руководство по управлению запроектными авариями

РУТА - руководство по управлению тяжёлыми авариями

РЩУ - резервный щит управления

САГ - система аварийного газоудаления

САОЗ - система аварийного охлаждения зоны

СХР - сопротивление хрупкому разрушению

ТА - тяжелая авария

ТВС - тепловыделяющая сборка

твэл - тепловыделяющий элемент

ТОИ - типовой оптимизированный информатизированный проект

УНОКР - устройство наружного охлаждения корпуса реактора

Список литературы

1. В.Я. Беркович. Результаты стресс-тестов и планирование на их основе мероприятий по повышению безопасности АЭС. Сборник трудов заседания Совета Управляющих и Совета Директоров ВАО АЭС-МЦ, г.София, Болгария, апрель 2012.

2. Pantyushin S. I., Bykov M.A, Mokhov V.A. and other. Development of the reactor vessel cooling and melt retention system in case of severe beyond design-basis accidents for NPP with WWER-600 RP and WWER-TOI RP // Сборник трудов 7-ой Международной Научно-Технической Конференции «Обеспечение безопасности АЭС с РУ ВВЭР» - Россия, г. Подольск, ОКБ «ГИДРОПРЕСС», 2011.

3. С.И. Пантюшин, М.А. Быков, В.А. Мохов. Разработка системы удержания расплава и охлаждения корпуса реактора для АЭС с РУ ВВЭР-600 и РУ ВВЭР ТОИ // Международная конференция «Научная сессия НИЯУ МИФИ-2011».Сборник трудов. Раздел - «Физико-технические проблемы ядерной энергетики», Москва, 2011.

4. Пантюшин С.И., Веселов Д.О., Асадский С.И., Фризен Е.А., Семишкин В.П., Быков М.А., Мохов В.А. Разработка и расчетное обоснование Системы Удержания Расплава и Охлаждения Корпуса реактора для РУ ВВЭР-600 и РУ ВВЭР ТОИ // Научно-технический и рекламный сборник №12. Годовой отчет об основных научно-технических работах ОКБ «ГИДРОПРЕСС» за 2011 год - Подольск, 2012.

5. Yu. Zvonarev, A. Volchek and others. Benchmarking between ASTEC and SOCRAT Simulations of In-Vessel Corium Retention Process in a VVER-type Reactor // Proceedings of the 4th ASTEC User's Club Meeting - Cologne, Germany, October 11 - 15, 2010.

6. Pantyushin S.I., Frizen Е.А., Semishkin V.P., Bukin N.V, Bykov M.А., Mokhov V.А.Consideration of a possibility for corium retention (reactor internals and core melt) in the vessel of WWER reactor with power from 600 to 1300 MW // 5th European Review Meeting on Severe Accident Research (ERMSAR-2012) - Cologne (Germany), March 21-23, 2012.

7. Bolshov L., Strizhov V. SOCRAT - The System of Codes for Realistic Analysis of Severe Accidents // Proceedings of ICAPP '06 - Reno, NV USA, Paper 6439, 2006.

8. С.И. Пантюшин, Н.В.Букин и другие (ОАО ОКБ «ГИДРОПРЕСС»), Д.Ю.Томащик, К.С.Долганов, А.Е.Киселев (ИБРАЭ РАН). Опыт выполнения анализов тяжелых аварий РУ ВВЭР с использованием кода СОКРАТ/В1 // Научно-технический и рекламный сборник №10. Годовой отчет об основных научно-технических работах ОКБ «ГИДРОПРЕСС» за 2009 год - Подольск, 2010.

9. Пантюшин С.И., Сорокин Ю.С., Букин Н.В. Оценка тепловых нагрузок на корпус реактора при тяжелых авариях РУ ВВЭР-600 и РУ ВВЭР ТОИ // Научно-технический и рекламный сборник №11. Годовой отчет об основных научно-технических работах ОКБ «ГИДРОПРЕСС» за 2010 год - Подольск, 2011.

10. T.G. Theofanous, C. Liu, S. Addition, S. Angelini, O. Kymalainen, T. Salmass, In-Vessel Coolability and Retention of a Core Melt // DOE.ID-10460, v. 1 - October 1996.

11. А.А. Сулацкий, О.Д. Черный, В.К. Ефимов, В.С. Грановский. Кризис теплообмена на наружной поверхности корпуса ВВЭР // Теплоэнергетика №11 - Москва, 1998

12. Хорев Е.В., Дамрин Е.М., Следков Р.М. Расчетный анализ контура естественной циркуляции теплоносителя в проблеме надежного охлаждения корпуса реактора ВВЭР-600 при тяжелых запроектных авариях с расплавлением активной зоны // Научно-технический и рекламный сборник №12. Годовой отчет об основных научно-технических работах ОКБ «ГИДРОПРЕСС» за 2011 год - Подольск, 2012.

13. Dinh T.N., Tu J.P., Salmassi T., Theofanous T.G. LIMITS OF COOLABILITY IN THE AP1000-RELATED ULPU-2400 CONFIGURATION V FACILITY // «10th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-10)» - 2003.

14. Ю.А. Безруков, В.В. Пажетнов, С.И. Асадский, С.И. Пантюшин, В.П. Семишкин, М.А. Быков. Аналитический обзор работ по теме «Удержание расплава в корпусе реактора ВВЭР и наружное охлаждение корпуса реактора // Научно-технический и рекламный сборник №12. Годовой отчет об основных научно-технических работах ОКБ «ГИДРОПРЕСС» за 2011 год - Подольск, 2012.

15. Кириллов П.Л., Терентьева М.И., Денискина Н.Б. «Теплофизические свойства материалов ядерной техники», ИздАТ, Москва, 2007.

16. Description of programm MSC.Marc-2005 // MSC.Software GmbH - 2005.

Размещено на Allbest.Ru