Система управления и защиты (СУЗ) для АЭС с ВВЭР нового поколения
Концепция энергоблоков нового поколения базируется на эволюционном пути развития технологии реакторов ВВЭР и предусматривает достижение более высокого уровня безопасности со снижением расчетных частот повреждения активной зоны и аварийных выбросов до более низких значений, чем заложенные в ОПБ-88/97. Это достигается путем:
- выполнения основных функций безопасности активными и пассивными системами;
- оптимального совмещения системами АЭС функций безопасности и нормальной эксплуатации;
- оснащения АЭС локализующими системами безопасности, рассчитанными на выполнение функций безопасности не только при проектных, но и при запроектных авариях.
Отмечаются следующие особенности новых проектов РУ в части обеспечения безопасности:
- применение двойных защитных оболочек с контролируемым пространством между ними;
- наличие активных и пассивных систем безопасности, причем пассивные системы могут выполнить все функции безопасности без активных систем и без вмешательства оператора, по крайней мере, в течение 24 часов;
- возможность обеспечения безопасности активными системами (часть из них выполняет также функции систем нормальной эксплуатации) без вмешательства пассивных систем для наиболее вероятных аварий, не сопровождающихся полной потерей переменного тока на АЭС;
- обеспечение останова реактора в случае необходимости как путем введения в активную зону органов регулирования под действием силы тяжести, так и введением в теплоноситель борной кислоты;
- наличие для расхолаживания и отвода остаточного тепловыделения в случае аварий, не сопровождающихся значительными потерями теплоносителя 1-го контура, систем пассивного отвода тепла (СПОТ) от парогенераторов;
- осуществление при авариях с потерей теплоносителя 1 -го контура (по мере снижения давления) подпитки 1-го контура из гидроемкостей системы аварийного охлаждения активной зоны (САОЗ). Запасенный в гидроемкостях объем воды (с учетом работы СПОТ от парогенератора) позволяет сохранять активную зону под заливом в течение как минимум 24 часов без ввода в действие активных систем безопасности;
- наличие систем для управления запроектными авариями, в том числе технических возможностей удержания расплава в корпусе реактора и "ловушки" расплава, размещенной под корпусом реактора.
- Предусматриваются меры по исключению взрывоопасных концентраций водорода и защите контайнмента от превышения давления при тяжелых авариях.
Современные АЭС компонуются моноблоками. Блок состоит из реакторной установки с водо-водяным энергетическим реактором с водой под давлением и турбоустановки. Тепловая схема двухконтурная.
Количество органов регулирования (ОР) системы управления и защиты реактора (СУЗ) увеличено по сравнению с проектом В-320 с 61 до 121. В этом случае их эффективности достаточно (с учетом застревания одного органа регулирования), чтобы остановить реактор и выполнить расхолаживание его до температуры 20— 100°С без ввода борной кислоты.
К основным контролируемым параметрам реактора относятся (см. рис 1.2 и табл. 1.3):
- плотность потока нейтронов в активной зоне;
- плотность потока нейтронов в пусковом и рабочем диапазоне, при перегрузке;
- период изменения нейтронного потока;
- давление над активной зоной;
- концентрация борной кислоты на входе в активную зону;
- температура теплоносителя на входе и выходе ТВС;
- уровень теплоносителя в реакторе и др.
К основным регулируемым параметрам реакторной установки относятся:
- мощность реактора;
- давление в I контуре;
- скорость разогрева I контура;
- уровень теплоносителя в компенсаторе давления:
- уровень воды в парогенераторе;
- скорость разогрева компенсатора давления;
- скорость расхолаживания компенсатора давления:
- скорость расхолаживания I контура.
Основные контролируемые параметры по парогенератору и II контуру приведены на рисунке 1.3 и в таблице 1.4.
Таблица 1.3. Перечень контролируемых параметров по реактору
Номер позиции по схеме | Наименование измеряемого параметра | Величина | Колич-во точек контроля | |
номинальная | min max | |||
1. | Контроль заполнения реактора | - | - | |
2. | Температура воздуха на выходе из верхнего блока, °С | |||
3. | Температура теплоносителя под крышкой реактора, °С | |||
4. | Температура бетона в консоли, °С | |||
5. | Температура наружной поверхности корпуса реактора, °С | |||
6. | Температура наружной поверхности корпуса реактора, °С | |||
7. | Каналы нейтронно-физических измерений | - | - | |
8. | Плотность потока нейтронов в диапазоне (10 -7 -120)%NнOM, н/см2*с | 1010 | ||
9. | Плотность потока нейтронов при загрузке (перегрузке) активной зоны, н/см с | 0,8 5*105 | ||
10. | Период изменения нейтронного потока, с | |||
11. | Температура теплоносителя на входе в ТВС, °С | |||
12. | Температура теплоносителя на выходе из ТВС, °С | |||
13. | Отбор пробы теплоносителя на входе в активную зону для системы подготовки проб, г НзВОз | 5,6 | ||
14. | Отбор пробы теплоносителя на входе в активную зону для системы подготовки проб, г Н3ВОз | 5,6 | ||
15. | Уровень теплоносителя в реакторе, мм | - | ||
16. | Уровень теплоносителя в реакторе, мм | - | ||
17,18,19 | Давление над активной зоной, МПа | 15,68 | 19,3 | 21*3 |
20,21 | Перепад давления на реакторе, МПа | 0,144 | 0,196 |
Продолжение таблицы 1.3
Номер позиции по схеме | Наименование измеряемого параметра | Величина | Колич-во точек контроля | ||||
Номиналь-ная | min max | ||||||
22,23,24 | Давление над активной зоной, МПа | 15,68 | 19,3 | 14*3 | |||
25. | Давление над активной зоной, МПа | 15,68 | 19,3 | ||||
26. | Температура металла опорной фермы, °С | ||||||
27. | Контроль плотности главного разъема реактора, МПа | 24.5 | |||||
28. | Контроль плотности фланцевых разъемов верхнего блока | 1.0 | |||||
29. | Температура поверхности чехлов СУЗ. °С | ||||||
Температура строительного бетона, ºС | |||||||
31. | Уровень теплоносителя в реакторе, мм | - | |||||
32. | Концентрация водорода, % | 0 5 | |||||
33. | Активность паров йода, Бк/м3 | - | 18,5*105 3,7*1011 | ||||
34. | Давление в контайменте, МПа | 0,089 | 0 0,5 | ||||
Совместно с механической системой СУЗ действует система борного регулирования реактивностью реактора.
Органы регулирования СУЗ объединены в 10 групп, из которых одна группа - рабочая, управляемая автоматическим регулятором мощности.
СУЗ обеспечивает предупредительные и аварийные защиты реактора:
УПЗ- ускоренную предупредительную защиту при определенном составе работающего оборудования и значений параметров реакторной установки посредством сброса одной наперед заданной группы с понижением мощности реактора до 50% NHом;
ПЗ-1 - предупредительную защиту 1-го рода при достижении контролируемыми параметрами соответствующих уставок или разгрузку и ограничение мощности реактора посредством снижения мощности реактора поочередным движением вниз групп органов регулирования, начиная с рабочей;
ПЗ-2 - предупредительною защиту 2-го рода при достижении контролируемыми параметрами соответствующих уставок, а также при несанкционированном падении любого органа регулирования посредством запрета на движение органов регулировании вверх;
A3 -аварийную защиту реактора путем обесточивания всех приводов органов регулирования и падения их под действием собственного веса до крайнего нижнего положения
Примеры срабатывания УПЗ:
· обесточивание 2-х ГЦН из 4-х работающих;
· закрытие 2-х из 4-х стопорных клапанов;
· отключение энергоблока от энергосистемы (сброс нагрузки до холостого хода).
Примеры срабатывания ПЗ-1:
· период изменения потока тепловых нейтронов в пусковом (рабочем) диапазоне менее 20 с;
· мощность реактора в рабочем диапазоне при 4-х работающих ГЦН больше 102% Nном;
· отключение одного из работающих ГЦН;
· давление над активной зоной более 16,7 МПа.
Примеры срабатывания ПЗ-2:
· давление над активной зоной более 16,2 МПа;
· падение одного органа регулирования СУЗ.
Примеры срабатывания A3:
· период изменения потока тепловых нейтронов в пусковом (рабочем) диапазоне менее 10с;
· мощность реактора в рабочем диапазоне более 107% NHом;
· давление над активной зоной более 17,5 МПа;
· уровень в компенсаторе давления менее 4000мм.
Дата добавления: 2017-09-01; просмотров: 3176;