Article

7.5. Система обеспечения безопасности

Для безопасности работы АЭС решающее значение имеет безопасность работы реакторной установки, которая требует тщательного контроля оборудования как при его изготовлении, так и во время эксплуатации. Все основные элементы реакторного контура должны иметь специальные устройства

и приспособления для проверок, испытаний и наблюдения за их плотностью в течение всего срока эксплуатации установки.

В эксплуатации может возникнуть режим полного обесточивания станции в результате аварии энергосистемы, в которую входит АЭС. Как сказано в гл. 1, на электростанциях существует расход электроэнергии на собственные нужды, в том числе и в реакторных установках. В отношении допустимости перерыва в электропитании по условиям безопасности все потребители собственного расхода разделены на четыре группы. Первая группа не допускает перерыва в питании (в том числе и при авариях) более чем на доли секунды. К числу этих потребителей относятся приводы системы управления и защиты, системы питания контрольно-измерительных приборов и автоматики, аварийное освещение. Вторая группа допускает перерыв в питании на десятки секунд, но требует обязательного питания после срабатывания аварийной защиты (AЗ) реактора. К ней относятся все механизмы, обеспечивающие расхолаживание реактора. Третья группа допускает перерывы питания на время действия автоматики ввода резерва (АВР) и не требует обязательного питания после срабатывания AЗ реактора. Четвертая группа — все остальные потребители без особых требований к электропитанию. Безопасность реактора обеспечивается потребителями электроэнергии первой и второй групп. Для них кроме обычного электроснабжения от сети собственных нужд дополнительно предусматривают систему надежного электропитания переменного тока. Для первой группы потребителей в ее состав входит еще и сеть постоянного тока. В качестве аварийных источников электропитания собственных нужд предусматриваются аккумуляторные батареи и статические преобразователи с постоянного тока па переменный, обеспечивающие потребителей первой группы, и автоматизированные дизель-генераторы, являющиеся одной из важнейших частей системы безопасности реакторных установок. Эти независимые источники питания переменным током с быстродействующим автоматизированным запуском обеспечивают потребителей второй группы.

В пределах самой АЭС возможны аварии, связанные с разуплотнением в элементах реакторного контура. Система обеспечения безопасности (СОБ) АЭС предусматривает четыре категории устройств: устройства нормальной эксплуатации, защитные устройства, локализующие устройства, система аварийного охлаждения активной зона (САОЗ). Устройства двух последних категорий рассчитывают на предельный случай так называемой максимальной проектной аварии (МПА), под которой понимается местный полный поперечный разрыв трубопровода главного циркуляционного контура. Назначение этих систем — не допустить расплавления активной зоны и распространения радиоактивности за пределы защитных герметичных помещений АЭС даже при МПА. Эти системы

включаются автоматически, частично или полностью в зависимости от тяжести аварийной ситуации.

Важным элементом системы по рис. 7.11 являются гидроаккумулирующие емкости, из которых вода поступает в реакторный контур в самом начале развития МПА; они расположены непосредственно у реактора, давление в них несколько меньше, чем в реакторе, а подсоединяют их выше (две емкости) и ниже (две емкости) активной зоны.

Рис. 7.11. Принципиальная схема системы безопасности АЭС с реактором ВВЭР:
Рис. 7.11. Принципиальная схема системы безопасности АЭС с реактором ВВЭР:

1 — реактор; 2 — парогенератор; 3 — ГЦН; 4 — компенсатор объема; 5 — турбина; 6 — конденсатор; 7 — конденсатный насос; 8 — группа ПНД; 9 — леаэратор; 10 — питательный насос; 11 — группа ПВД; 12 — генератор; 13 — гидроаккумулирующая емкость; 14 — бак запаса гидразингидрата; 15 — бак аварийного запаса раствора бора; 16 — бак запаса борного концентрата; 17 — теплообменник САОЗ; 18 — насос высокого давления аварийной подачи раствора бора; 19 — спринклерный насос; 20 — насос аварийного расхолаживания низкого давления; 21 — теплообменники промежуточного контура технической воды; 22 — насос подачи технической воды; 23 — шины электропитания первой категории; 24 — дизель-генератор; 25 — шины электропитания второй категории; 26 — аккумуляторная батарея

Устройства ликвидации аварии проектируют трехкратными по отношению к необходимому объему для ликвидации МПА. Каждая из трех таких систем располагается в отдельном помещении и не имеет связей с двумя другими; у каждой системы свой дизель-генератор на случай совпадения МПА с обесточиванием АЭС.

В состав устройств входят насосы высокого давления, имеющие своим назначением подпитку реакторного контура для компенсации малых утечек, и насосы низкого давления с теплообменниками, охлаждаемыми технической водой, которые включаются, если течь значительна. Для конденсации пара, образующегося в результате снижения давления при разрыве трубопровода контура, и тем самым предотвращения повышения давления внутри защитных герметичных помещений сверх расчетного для них, каждая из трех систем имеет дополнительно спринклерную (разбрызгивающую) установку со своим спринклерным насосом.

На рис. 7.11 представлены системы локализации аварии и аварийного охлаждения реактора ВВЭР-1000. Весь реакторный контур, включая парогенераторы, расположен в герметичной железобетонной оболочке, представляющей собой барьер локализации и, кроме того, защиту от падающих предметов. Аварийное охлаждение реактора обеспечивается тремя независимыми системами, подсоединенными к реакторному контуру. При этом для ликвидации даже МПА достаточно включения одной из трех систем, то есть резервирование составляет 200%. Каждая из систем имеет бак аварийного запаса раствора бора 15, теплообменник расхолаживания 17, спринклерные насосы 19, насосы аварийного расхолаживания низкого давления 20.

В случае нарушения герметичности реакторного контура и небольшого истечения теплоносителя, включаются насосы теплоносителя высокого давления 18 с подачей раствора бора в контур. После обнаружения невозможности ликвидации малой течи работа блока может быть продолжена при снижении мощности, и принимаются меры для останова блока с использованием систем нормального расхолаживания.

При большой течи (в том числе и развивающейся до МПА) с падением давления в реакторе включаются все элементы схемы (рис. 7.11). Прежде всего в пространство над и под активной зоной автоматически начинает поступать вода из гидроаккумулирующих емкостей 13, давление в которых (6 МПА) поддерживается азотом. Каждая из них имеет объем 60 м3 (в том числе 50 м3 заняты водой).

Затем автоматически включаются насосы аварийного расхолаживания низкого давления 20, подавая воду в реакторный контур, а также насосы 19 спринклерной системы: При истечении воды из реакторного контура образуется пар, который может привести к существенному росту давления под оболочкой. Конденсация этого пара на струях воды, выходящих из

сопл спринклерной установки, предотвращает повышение давления под защитной оболочкой. Вода, собирающаяся на полу в приямках герметичной оболочки, через теплообменники расхолаживания 17 теми же насосами 19 и 20 снова закачивается в контур и в спринклерную установку, то есть циркулирует до полного расхолаживания реактора. В воду спринклерной системы может подаваться гидразин из бака 14 для связывания иода. Для охлаждения воды теплообменников 17 используются брызгальные бассейны, описанные в главе 10 "Техническое водоснабжение".

Из рисунка 7.11 видно, что независимость трех каналов системы безопасности является сквозной. То есть каждый канал имеет полный комплект оборудования и арматуры без какого-либо контакта между собой. Электропитание всех насосов каждого из каналов предусмотрено от трансформатора собственных нужд через шины 25, но имеется и резервное питание от энергосистемы. Каждый канал на случай обесточивания АЭС имеет свой дизель-генератор 24, а электропитание потребителей первой категории до запуска дизель-генератора обеспечивается от электроаккумуляторной батареи 26. При наличии трех систем безопасности мощность каждого дизель-генератора рассчитывается на 100%-ную нагрузку одной системы безопасности и должна обеспечивать аварийное расхолаживание реактора при любом типе аварии. В режиме полной потери напряжения срабатывает AЗ реактора и подается импульс на запуск дизель-генераторов, которые через 20 — 40 с обеспечивают током потребителей первой и второй групп от сети надежного электропитания переменного тока. От этой же сети автоматически запускаются аварийные насосы технической воды. Мощность каждого дизеля составляет для АЭС с ВВЭР-440 3,5 МВт, а для АЭС с ВВЭР-1000- 5,5 МВт.

Для одноконтурной АЭС система безопасности должна рассматриваться не только в случае аварии в реакторном контуре, но и при аварийном закрытии стопорного клапана турбины. В двухконтурной АЭС пар, поступающий на турбину, не радиоактивен и может при отключении турбины сбрасываться в атмосферу. Для одноконтурной АЭС пар радиоактивен, поэтому при отключении турбины весь пар дросселируется и сбрасывается в основные конденсаторы.