Обеспечение безопасности плавучей атомной теплоэлектростанции "Академик Ломоносов"

- падением летательного аппарата, что непременно повлечет за собой затопление ПЭБ.

Специальные требования, предъявляемые к ядерной и радиационной опасности плавучего энергоблока и оценка рисков.

Ядерная безопасность - это совокупность свойств РУ, состояния технических средств и квалификации персонала, исключающих с определенной вероятностью возможность возникновения ядерной аварии [10].

Абсолютно безопасных атомных энергетических установок в мире не существует, т. е. не существует РУ, у которых вероятность возникновения ядерной аварии бесконечно мала и тем более нулевая. Не является исключением и реакторная установка КЛТ-40С, которая используется на первом корпусе ПЭБ.

Под ядерной аварией следует понимать возникновение и развитие неуправляемой цепной реакции деления или нарушение теплоотвода от активной зоны реактора, сопровождающееся переобучением людей или/и повреждением ядерного реактора (ЯР), в результате чего его дальнейшая эксплуатация невозможна. Ядерная безопасность реактора в основном определяется его поведением после того, как он станет надкритическим и пойдет в разгон без какого-либо искусственного ограничения мощности. Как указано выше, по заявлению разработчиков, в РУ КЛТ-40С предусмотрен целый ряд надежных специальных защитных устройств.

В проекте ПЭБ и во всех сопровождающих его документах разработчики ориентируются на невероятно оптимистический сценарий. Однако в реальной жизни следует исходить из возможных отказов и конечной скорости действий устройств безопасности, т. е. исходить из пессимистического сценария развития событий, ориентируясь на худшее. И в этом случае важную роль играет свойство самозащищенности ЯР, от которого зависит тот уровень мощности, при котором реактор может вернуться в под- критическое состояние [5]. Если говорить о РУ КЛТ-40С, то с уверенностью можно сказать лишь о том, что атомного взрыва (типа взрыва атомной бомбы) не произойдет. Этого не случится, поскольку прежде чем выделится достаточное для атомного взрыва количество энергии, ядерный реактор сам приведет себя в подкритическое состояние вследствие вытеснения воды-замедлителя из активной зоны, расплавления ТВЭЛов и других процессов, нарушающих критическую геометрию активной зоны реактора. Тем не менее при определенных условиях в ядерный реактор может выделиться огромное количество энергии, достаточной для быстрого испарения компонентов активной зоны, что станет причиной разрыва контура и выброса радиоактивных материалов [10]. Такая авария классифицируется как тепловой взрыв ядерного реактора, что является разновидностью ядерной аварии. Случаи тепловых взрывов корабельных реакторов описаны в докладе «Беллоны» (http://www.bellona.ru/reports/fl oatnpp) и в других работах. Чаще, чем аварии, возникают аварийные ситуации с реакторной установкой, т. е. события, которые характеризуются нарушением пределов или условий безопасной эксплуатации, не перешедшие в аварию.

Учитывая особенности РУ КЛТ-40С, на период эксплуатации ПАТЭС можно выделить следующие потенциальные опасности и риски, которые могут привести к возникновению ядерных аварий или аварийных ситуаций (ядерно-опасных ситуаций) [10]:

1. разгон реактора на мгновенных нейтронах в случае несанкционированного подъема компенсирующих органов. В этом случае все будет зависеть от скорости и надежности срабатывания механизма самогашения ядерной реакции, т. е. срабатывании свойства внутренней безопасности реактора, основанном на использовании обратной связи при отрицательном температурном или мощностном коэффициенте реактивности;

2. невозможность немедленного гашения цепной реакции в аварийных случаях. Эти риски, как правило, связаны с возникающими проблемами в системах управления и защиты (СУЗ) или в системе аварийной подачи жидкого поглотителя в активную зону;

3. невозможность компенсировать максимальный запас реактивности в любой момент компании в нормальных и аварийных условиях, оставляя при этом риск самопроизвольного выхода ЯР в критическое положение после его

4. остановки. Эти риски могут появиться в случае остановки реактора и возникновения процессов отравления реактора ксеноном и последующего его разотравления. При уменьшении концентрации ксенона может высвобождаться значительный запас реактивности. Чтобы удержать ЯР в подкритическом состоянии, необходимо иметь возможность ввести в активную зону поглотители, физический вес которых был бы больше выделенной суммарной реактивности. В нормальных условиях такая возможность есть. Если возникает нештатная ситуация, то условия могут измениться;

5. возникновение режимов работы ЯР, при которых степень разгерметизации ТВЭЛов будет выше, чем допустимые пределы, которые установлены до окончания выработки проектного энергозапаса активной зоны. Эти риски, как правило, возникают при нарушениях, появляющихся во время эксплуатации, а также при конструктивных дефектах ТВЭЛов и других элементов активной зоны реактора;

6. невозможность обеспечить надежный теплоотвод от активной зоны в нормальных и аварийных условиях при работе на мощности и после остановки реактора путем принудительной или естественной циркуляции. Большинство ядерных аварий с корабельными атомными установками было связано с нарушением теплоотвода от активной зоны;

7. возникновение и развитие цепной реакции при ядерно-опасных работах, таких, например, как перегрузка активной зоны. Ядерные аварии при выполнении таких работ имели место в Северодвинске и Чажме.

Радиационная опасность. Радиационная опасность - это угроза воздействия ионизирующих излучений на человека и окружающую среду. Эта угроза наступает в результате возникновения радиационных аварий или аварийных ситуаций. Радиационная опасность наступает также в результате ядерных аварий (ЯА), поскольку в случае ядерной аварии разрушаются барьеры радиационной безопасности или снижается их эффективность по удержанию продуктов деления. Первичным источником ионизирующих излучений в ПЭБ с реакторной установкой КЛТ-40С является ядерное топливо. Причем не только то, которое находится в реакторе, а в большей степени уже отработавшее, которое будет размещено в хранилищах. Удельная активность отработавшего топлива, которое только что выгружено из реактора, достигает примерно 105-106 Ки/кг. Через год после выгрузки активность хотя и снизится приблизительно до 103-104 Ки/кг, но по-прежнему останется очень высокой. Мощность дозы гамма-излучения от такой ОТВС на расстоянии 1 м составляет не менее 1000-1500 Р/ч [10]. В активной зоне реактора образуется около 60 тяжелых нуклидов, из которых наиболее радиоактивными являются изотопы трансурановых элементов - плутония, америция и кюрия. При работающем реакторе основной вклад в формирование радиационной обстановки вносят инертные радиоактивные газы (изотопы ксенона и криптона) и сильно летучие изотопы йода. Радиоактивность теплоносителя 1-го контура реактора определяется активацией ядер кислорода и может в некоторых случаях достигать величины 10-1 Ки/кг [10]. Активность воды увеличивается при наличии в ней продуктов коррозии, которые активируются под воздействием мощных нейтронных потоков. В результате ядерных реакций в материалах, облучаемых первичным излучением, возникает вторичное излучение, т. е. искусственная радиоактивность (наведенная активность, активация). Все вещества под действием излучения становятся радиоактивными. Активации подлежат конструкционные материалы атомной установки, защита, замедлитель, топливо. Частично активируется и морская вода вокруг атомного судна. Наибольшая активация морской воды наблюдается при стоянке судна с работающим ядерным реактором, поскольку в этом случае отсутствует перемешивание воды в кильватерной струе, которая образуется при движении корабля [10].

Радиационную опасность от ПЭБ многократно увеличивает то, что на корабле размещается и используется комплекс по перезарядке реакторов. Сам процесс перезарядки является ядерно-опасной технологической операцией. Неоднократно при перезарядках возникали ядерно-опасные ситуации и даже ядерные аварии. Специфической особенностью всех операций при перезарядке активной зоны КЛТ-40С является радиационная опасность для всего персонала. Это связано с тем, что при перезарядке реактора необходимо будет вскрывать герметичные выгородки и биологическую защиту, извлекать из активной зоны чрезвычайно активные отработавшие ТВС и другие высокоактивные элементы. Радиационная обстановка при перезарядках характеризуется сильным гамма-излучением изактивной зоны и от элементов конструкций, а также загрязнением воздуха и поверхностей бета-, альфа- и гамма-радиоактивными веществами. Во время перезарядок активных зон меняют также шихту ионообменных фильтров, активность которой может достигать 25 Ки/л. В процессе перезарядки производится промывка или дезактивация 1-го контура. Расход воды высокой частоты на промывку контура составляет около 200 тонн, а после дезактивации - до 500 тонн [6]. Вода после промывки становится активной, поэтому должна проходить процесс очистки и специального хранения как ЖРО. Источником газовой и аэрозольной активности в основном являются активные воды контура.

Разработчики плавучей атомной станции полагают, что радиационная и ядерная безопасность ПАТЭС повышается за счет того, что все ядерные и радиоактивные материалы, образующиеся в процессе эксплуатации и обслуживания реакторов, а также сборки с ОЯТ в течение межремонтного периода не покидают пределов реакторного отделения - их удаляют с судна раз в 12 лет, на специализированной базе завода-изготовителя. Однако эти аргументы неубедительны, поскольку сосредоточение такого количества ядерных и радиоактивных материалов в ограниченном объеме не является оптимальным вариантом. В случае возникновения нештатной ситуации с каким-либо оборудованием или опасными материалами сразу создастся проблема для другого, находящегося рядом оборудования. А если возникнет серьезная ситуация, например пожар, то наличие такого количества ядерных и радиоактивных материалов в замкнутом энергоперенасы-щенном пространстве повлечет серьезные непредсказуемые последствия. В обычной практике перегрузка ядерных реакторов и все сопутствующие операции выполняются на судостроительных заводах, топливо и радиоактивные материалы хранятся или на берегу, или на специальных судах АТО (иначе - плавмастерских). Радиационная безопасность обеспечивается с помощью службы радиационной безопасности заводов и судов АТО. В случае с ПАТЭС вся ответственность ложится на малочисленный экипаж, который состоит из 70 специалистов различной специализации.

Требования по обеспечению сейсмической безопасности.

По комплексу факторов (распространенность по поверхности земли, выделяемая в единицу времени энергия, предсказуемость места, времени и интенсивности события) и экстремальным воздействиям природного происхождения наибольшую угрозу представляют землетрясения. Камчатка является чрезвычайно сейсмоопасным регионом.

Проблема заключается еще и в том, что современная сейсмология далека от совершенства, и в прогнозировании сейсмической опасности для конкретных регионов и даже в оценке балльности локальных площадок сейсмологи беспомощны. Это зачастую приводит к серьезным просчетам и трагическим последствиям. Характерными примерами являются спитакское землетрясение в Армении в декабре 1988 года, нефтегорское землетрясение на о. Сахалин в мае 1995 года, океаническое землетрясение в Индийском океане в декабре 2004 года (просчеты в оценке сейсмической опасности в этой северо-восточной зоне Индийского океана официально признаны ведущими специалистами США в области геофизики, океанологии и природы цунами) и, наконец, землетрясение с неспрогнозированной интенсивностью в Японии на о. Хонсю в июле 2007 года, вызвавшее крупные повреждения на крупнейшей в мире АЭС «Касивадзаки-Карива» и принесшее огромный материальный ущерб и потенциальную опасность.

Атомные станции по рекомендациям МАГАТЭ должны выдерживать землетрясение 8 баллов по шкале MSK-64. Согласно исследованиям, на территории, где будет размещена ПАТЭС, интенсивность сейсмических воздействий не превысит 10 баллов по шкале MSK-64. Землетрясения вызывают цунами. Цунами подходят к побережью как из удаленных районов океана, так и (в 76% случаев) из ближней цунамигенной зоны, которая расположена в 100-150 км от берега на западном склоне Курило-Камчатского желоба. Для Авачинской губы волноопасными являются местоположения очагов, расположенных напротив Авачинского залива. Длительное время регулярной регистрации цунами на Камчатке не производилось. Систематический учет возникающих цунами начали проводить только после катастрофического цунами 2 ноября 1952 года. Очаг землетрясения, вызвавшего тогда цунами, находился в южной части побережья Камчатки. Параметры землетрясения были следующими:

1. магнитуда 8,5;

2. глубина эпицентра 3,5 км;

3. размеры очага 500х170 км.

Высота волн в средней части входного участка Авачинской губы составляла 4-5 м. В бухте Крашенинникова по визуальным наблюдениям высота цунами была около 2,5-3,0 м. Период волн предположительно был равен 10-15 мин. Для плавучей атомной станции цунами является чрезвычайно опасным воздействием природного происхождения. Если плавучая атомная станция во время цунами будет выброшена на берег, то при работающих реакторах ядерная авария неизбежна.

Система физической защиты как обязательный элемент интегрированной системы безопасности плавучей атомной теплоэлектростанции.

Физическая защита (ФЗ) ядерных объектов играет важную роль в поддержке целей ядерного нераспространения и противодействия терроризму. Поэтому одним из важнейших вопросов безопасности в условиях экспорта ПАТЭС будет обеспечение ее физической защиты. В случае международного применения ПАТЭС необходимо обеспечить в первую очередь, чтобы данная деятельность не противоречила Договору о нераспространении ядерного оружия, а также соответствовала двум документам МАГАТЭ - Конвенции о физической защите ядерного материала и Рекомендациям по физической защите ядерных материалов и ядерных установок.

Существует несколько докладов о возможностях использования ПАТЭС в азиатском регионе [16]. В докладах отмечается, что Юго-Восточная Азия является одной из самых горячих точек мирового терроризма, что во многом обусловлено географическим положением. Через этот регион по международным стратегическим морским путям ежедневно проходит от 200 до 600 судов, перевозящих сырую нефть, другие энергоносители, химикаты, импортируемые и экспортируемые Японией, Китаем, Кореей и другими странами Азиатско-Тихоокеанского региона. Здесь также пролегают важные морские и воздушные пути в Южную Азию и на Ближний Восток. По оценкам ООН, до 80% из 6 млрд тонн груза, продающихся каждый год, перевозится морским транспортом. Из них почти 75% проходит через один из пяти основных «узких проходов»: Панамский канал, Суэцкий канал, Гибралтарский пролив, Ормузский пролив и Малаккский пролив (Юго-Восточная Азия). По сообщению информагентства «WorldNetDaily», Аль-Каида уже приобрела два десятка судов для организации терактов. Корабли, купленные Аль-Каидой, могут перевозить груз смертельных химических веществ, так называемую «грязную бомбу», или даже ядерное оружие. Они могут запросто зайти в гражданский порт и взорвать себя там. Это корабли-камикадзе. В этой связи на фоне традиционного пиратства существует вполне реальная опасность атак Аль-Каиды или сотрудничающих с ней террористических групп на наиболее важных водных путях и судоходных каналах [12].

Среди стран, которые уже проявили интерес к данному проекту, наибольшую обеспокоенность вызывают Индонезия и Малайзия, так как географические условия, наличие оживленных торговых путей дают большие возможности для терактов на море. Тем более что данный регион известен своими пиратскими нападениями. Для ПАТЭС реально существует риск захвата пиратами, террористами судна и экипажа (в качестве заложников) во время стоянки ПАТЭС на месте использования с целью шантажа и получения выкупа; одновременно с незаконным присвоением ядерных материалов (ЯМ) или радиоактивных отходов (РАО) для их последующего несанкционированного использования. Анализ показал, что эксплуатация ПАТЭС в прибрежных водах островных государств Индонезии и Малайзии может быть небезопасна не только для прилегающих государств, но и для остальных стран мира. Так как в случае успешной реализации террористами проектной угрозы судно может быть захвачено, ЯМ или РАО похищены и использованы в преступных целях в любом другом государстве мира. Кроме этого, в докладах отмечены угрозы и риски в случае возникновения военных действий на территории страны-покупателя.

Возможные основные сценарии террористических актов на ПАТЭС [12]:

1. Кража или иной способ приобретения расщепляющихся материалов с их последующим использованием для дообогащения и производства ядерного оружия. Каждая ПАТЭС имеет на борту среднеобогащенный уран. Захват станции с целью получения этого урана вполне реален с учетом технической подготовленности террористических групп и незащищенности ПАТЭС. Кроме того, существует риск захвата станции экстремистскими силами, которые могут прийти к власти, например, в результате государственного переворота.

2. Использование радиоактивных материалов для изготовления того или иного устройства с радиологической дисперсией («грязная бомба»).

3. Нападение на реакторы или другие ядерные объекты с целью радиоактивного заражения местности. Нападение может быть организовано с воздуха, с моря, с подводных глубин, как на месте эксплуатации, так и при транспортировке ПАТЭС. Террористы могут стремиться к повреждению систем жизнеобеспечения с целью расплавления реакторной зоны, при которой активная зона реактора расплавляется с выбросом радиоактивных материалов за пределы защитной оболочки. В результате в окружающую среду может попасть до 1 млн кюри радиоактивности (уровень активности для 1 т облученного ядерного топлива). С учетом морских течений зона радиоактивного заражения может быть очень обширной и иметь как локальный, так и региональный характер. Теракт 11 сентября доказал, что любой наземный (надводный) объект не может быть полностью защищен от атак с воздуха, будь то ракетно-бомбовый удар или преднамеренное падение воздушного судна. Соответственно в случае падения пассажирского аэробуса или транспортного самолета на ПАТЭС, менее устойчивую, чем обычная АЭС, и имеющую большую концентрацию производственных помещений и коммуникаций, разрушения на ней будут более грандиозными. Даже если сам реактор выдержит падение самолета, на ПАТЭС есть хранилища облученного ядерного топлива, разрушение которых может вызвать последствия, сравнимые с взрывом реактора. Существует опасность и с точки зрения подводной атаки.

В докладах отмечается, что вероятность осуществления вышеприведенных угроз очень высока. В связи с этим система ФЗ ПАТЭС должна быть эффективна в противодействии внешним механическим воздействиям нарушителя, защите корпуса ПЭБ и своевременном обнаружении несанкционированного проникновения плавсредств и террористов-дайверов в охраняемое водное и подводное пространство плавучей атомной станции. Обычно охрану ядерных отходов осуществляют воинские части МВД РФ, при необходимости охрану и сопровождение ЯМ при транспортировании обеспечивает Министерство обороны РФ. В сложившихся условиях вполне вероятно, что ПАТЭС должна будет постоянно находиться под охраной военно-морских сил РФ. Не стоит забывать о том, что прибрежная территория также должна находиться под охраной от несанкционированного проникновения. По некоторым оценкам, поддержание ФЗ на должном уровне составит от 10% до 50% от общей стоимости ПАТЭС [16]. Возможно, обязанности по организации ФЗ будут разделены между Россией и страной-покупателем. В этом случае участникам сделки придется решить большое количество правовых вопросов, а также обсудить взаимодействие сторон в случае начала боевых действий в регионе установки ПАТЭС. С учетом затрат на обеспечение ФЗ стоимость энергии ПАТЭС может существенно подорожать для страны-покупателя, и тогда выбор может быть сделан не в пользу ПАТЭС, а в пользу более надежного и безопасного наземного источника атомной или любой другой энергии.

10. Анализ безопасности плавучей атомной теплоэлектростанции

Полученные результаты позволяют сделать вывод, о том, что задачи поставленные в исследовании решены.

Проведена оценка плавучей электростанции, как перспективного направления по обеспечению электроэнергией отдаленных районов РФ, при этом была решена задача использования различных нормативных требований по обеспечению безопасности, в частности российских и международных. В качестве модели была выбрана плавучая атомная теплоэлектростанция (проект 20870). Был проведен обзор и рассмотрены основные технические характеристики элементов: плавучий энергоблок с двумя реакторными установками (РУ) КЛТ-40С и двумя паротурбинными установками (ПТУ) ТК-35/38-3.4с; гидротехнические сооружения, обеспечивающие установку и раскрепление ПЭБ и передачу вырабатываемой электрической и тепловой энергии на берег; береговые сооружения, предназначенные для передачи выработанной электрической и тепловой энергии во внешние сети для распределения потребителям.

Проведенный анализ конструктивных особенностей плавучего энергоблока как элемента системы энергоснабжения, позволяет сделать вывод о том, расчетный срок эксплуатации составляет около 40 лет - три рабочих цикла по 12 лет с годичными перерывами на заводской ремонт.

Рассмотрена энергетическая установка плавучей атомной теплоэлектростанции, состоящая из двух реакторных установок КЛТ-40С тепловой мощностью 150 МВт каждая и двух паротурбинных установок с турбогенераторами электрической мощностью 35 МВт, а так же вспомогательного энергетического блока. При этом проанализированы особенности эксплуатации, по сравнению с атомными электростанциями, а именно: более высокая теплонапряженность при среднеэксплуатационной мощности; большее время работы ТВЭЛов при поверхностном кипении теплоносителя; более высокая скорость накопления осколков деления в топливной композиции; более высокий поток быстрых нейтронов. Проведенный анализ подтверждает выводы, которые сделаны Росатомом по оценке безопасности энергетической установки как отвечающей высоким требованиям. Достаточно высоко оцениваются мореходные качества установки, позволяющие осуществлять эксплуатацию в районах Крайнего Севера и Дальнего Востока.

Подход, реализованный в работе позволяет оценить безопасность эксплуатации плавучей атомной тепловой электростанции комплексно, рассматривая интегрированную систему безопасности объекта, как совокупность элементов, находящихся в эксплуатационном взаимодействии: безопасность и живучестьплавучей атомной теплоэлектростанции как морского судна; требования, предъявляемые к ядерной и радиационной опасности плавучего энергоблока; Требования по обеспечению сейсмической безопасности; систему физической защиты. Данный подход позволяет сформулировать единый «пакет» требований к безопасности, провести их оценку и оформить в виде единого нормативного документа, обязательного к исполнению. Оценка проведена с использованием методики принятой при оценке рисков потенциально опасных объектов энергетики. Особенностью работы является включение в качестве обязательного элемента интегрированной системы безопасности - системы физической защиты, при этом рассмотрены три возможных сценария развития нештатной ситуации на ПАТЭС в результате террористического акта.

В работе проведено экономическое обоснование целесообразности применения плавучих атомных электростанций, для энергообеспечения отдаленных районов РФ. Приведенные данные позволяют сделать вывод о экономической целесообразности применения плавучих атомных электростанций, так же возможна поставка данных электростанций на экспорт, при соответствующем сервисном сопровождении со стороны российских специалистов.

Литература

1. Декларация о намерениях строительства АСММ на базе плавучего энергоблока с реакторными установками типа КЛТ-40С в районе закрытого административно-территориального образования город Вилючинск Камчатской области, 1999.

2. Атомная теплоэлектростанция малой мощности на базе плавучего энергоблока проекта 20870 с реакторными установками КЛТ-40С в г. Вилючинск Камчатской области. Обоснование инвестиций, 2004.

3. Правила Российского морского регистра судоходства. НД № 2-020101-052 - Правила классификации и постройки морских судов. М., 2008.

4. Дмитриев В.И. Обеспечение живучести судов и предотвращение загрязнения окружающей среды. М.: Моркнига, 2010.

5. Саркисов А.А., Пучков В.Н. Физические основы эксплуатации ядерных паропроизводящих установок. М.: Энергоатомиздат, 1989.

6. Коротков М.В. Перезарядка корабельных ядерных реакторов. М.: Военное издательство, 1991.

7. Доллежаль Н.А. и др. Ядерные энергетические установки. М.: Энергоатомиздат, 1990.

8. Справочник по живучести корабля / В.А. Якимов и др. М.: Военное издательство, 1984.

9. Кузнецов В.А. Судовые ядерные реакторы. Л.: Судостроение, 1988.

10. Владимиров В.И. Физика ядерных реакторов. М.: Либроком, 2008.

11. Кузнецов В.М., Яблоков А.В., Никитин А.К. и др. Плавучие АЭС России: угроза Арктике, Мировому океану и режиму нераспространения. М.: ЦЭПР, 2000.

12. Плавучие атомные станции в Юго-Восточной Азии. Очередная авантюра Росатома. Гринпис, 2006.

13. Томаров Г.В. и др. Развитие российских геотермальных энергетических технологий // Теплоэнергетика. 2009. № 11.

14. Завьялов С.Н. Плавучие атомные теплоэлектростанции, состояние проекта (доклад). М., 2010.

Приложение 1

Реакторная установка и системы, ее обслуживающие.

В составе реакторной установки КЛТ-40С используется водо-водяной реактор (ВВР) корпусного типа на тепловых нейтронах.

Конструктивно ВВР представляет собой герметичный сосуд высокого давления, в котором размещены выемной блок и активная зона с органами регулирования и защиты, экраны радиационной защиты и элементы, обеспечивающие направленную циркуляцию теплоносителя. Важно для безопасности: Основные патрубки реактора расположены в верхней части корпуса, что исключает возможность полного «оголения» активной зоны при авариях. В малых (внутренних) патрубках установлены сужающие устройства, которые снижают скорость потери теплоносителя при разрыве трубопровода 1-го контура.

На плоской крышке реактора установлено 5 приводов, с помощью которых перемещаются органы компенсации избыточной реактивности, и 4 исполнительных механизма стержней аварийной защиты.

Реакторный блок размещен в кессонах бака металло-водной биологической защиты. Биологическая защита включает в себя собственно бак железоводной защиты, блоки сухой защиты и периферийную защиту, расположенную на защитной оболочке. В качестве материалов биологической защиты используются сталь, вода и серпентинитовый бетон. Все оборудование 1-го контура размещено в защитной оболочке, которая по высоте разделена на аппаратное помещение и подблочное пространство.

В каждой РУ используется 4 парогенератора (8 в двух РУ), каждый из которых представляет собой прямоточный, рекуперативный, вертикальный цилиндрический трубный теплообменный аппарат. Трубная система ПГ изготовлена из титанового сплава и набрана из цилиндрических спиральных змеевиков, объединенных в 20 секций.

В установке используется 4 (8 в двух РУ) главных циркуляционных насоса. ГЦН представляет собой центробежный герметичный агрегат, одноступенчатый, двухскоростной с асинхронным электродвигателем, работающим в перекачиваемой среде, т. е. в воде 1-го контура.

Схема работы систем и устройств реактора и основного (1-го) контура.

Основная циркуляция теплоносителя в реакторе осуществляется следующим образом: теплоноситель 1-го контура попадает в напорную камеру реактора и далее в активную зону. Пройдя активную зону, теплоноситель попадает в сливную камеру реактора, откуда поступает во внутренние патрубки парогенераторов (ПГ). Из ПГ теплоноситель поступает в камеры всасывающих полостей насосов. При естественной циркуляции теплоноситель осуществляет в реакторе такой же путь, как и во время принудительной циркуляции.

Компенсация реактивности осуществляется компенсирующими группами СУЗ с помощью стержневых поглощающих элементов, перемещаемых приводами в пространстве между тепловыделяющими сборками.

Кроме 1-го основного контура работу реакторной установки обеспечивают следующие системы и контуры:

1. система очистки и расхолаживания, предназначенная для поддержания показателей качества воды 1-го контура и снятия остаточных тепловыделений при расхолаживании;

2. система компенсации, предназначенная для создания и поддержания давления в 1-м контуре;

3. система газоудаления, назначением которой является удаление газа из оборудования 1-го контура при подготовке к вводу в действие РУ;

4. системы отбора проб и дренажа, предназначенные для отбора проб теплоносителя, поддренирования и осушения 1-го контура;

5. система безотходной технологии, предназначенная для минимизации объема радиоактивных отходов при проведении технологических операций с 1-м контуром;

6. система газа высокого давления, назначением которой является прием, заполнение, сброс и перекачка газа в системе компенсации давления 1-го контура;

7. система аварийного охлаждения активной зоны, предназначенная для восполнения течи 1-го контура и охлаждения активной зоны в авариях с потерей теплоносителя;

8. система водоподготовки и подпитки, предназначенная для подпитки и опрессовки 1-го контура в технологических операциях;

9. cистема предотвращения переопрессовки ПГ, назначением которой является исключение возможной переопрессовки отсеченной по 2-му контуру трубной системы ПГ за счет надежного соединения отсеченной полости с 1-м контуром;

10. система импульсивных трубопроводов для подключения к 1-му контуру самосрабатывающих устройств;

11. система 2-го контура по пару и питательной воде, предназначенная для подачи питательной воды и отвода выработанного в ПГ пара, расхолаживания в нормальных условиях и аварийных режимах, а также для локализации радиоактивного теплоносителя при межконтурной течи;

12. система 3-го контура, предназначенная для охлаждения оборудования 1-го контура и отвода тепла в нормальных и аварийных режимах, а также для локализации радиоактивного теплоносителя при межконтурной течи. При работе вода 3-го контура с температурой не более 40 °С от напорного коллектора насосов по трубопроводам системы поступает к охлаждаемому оборудованию 1-го контура и, сняв тепло, отводится от него в сливной коллектор, а далее через бак МВЗ поступает к насосам 3-го контура и теплообменникам 3-4-го контуров, где охлаждается забортной водой и подается потребителям. Для выполнения своих функций 3-й контур гидравлически связан со следующими системами и оборудованием:

- теплообменником 1-3-го контуров;

- электронасосами 1-го контура;

- с тойками крышки реактора для ИМ КГ и A3;

- системой дренажа.

Системы безопасности РУ.

Системы безопасности предназначены для остановки реактора, расхолаживания РУ (аварийного отвода остаточных тепловыделений), аварийного охлаждения активной зоны в случае разгерметизации 1-го контура, а также локализации радиоактивных выбросов при проектных авариях или ограничения последствий при запроектных авариях.

По заявлению разработчиков, в РУ КЛТ-40С по сравнению с действующими прототипами в КЛТ-40С применен ряд новых технических решений, которые, по их мнению, обеспечивают повышенную безопасность.

В первую очередь это:

1. двухканальная пассивная система отвода остаточных тепловыделений при авариях, связанных с полным обесточиванием ПЭБ, обеспечивающая безопасное состояние РУ в течение суток;

2. система снижения давления в защитной оболочке при максимальной проектной аварии с барботажной и конденсационными подсистемами пассивного принципа действия;

3. активная система аварийного охлаждения активной зоны в авариях с потерей теплоносителя 1-го контура имеет два канала, каждый из которых включает цистерну с запасом воды и два насоса, и обеспечивает поддержание активной зоны в безопасном состоянии с учетом принципа единичного отказа. Каждый канал включает также подсистему пассивного принципа действия с использованием гидроаккумуляторов. Для сокращения количества требуемой воды и соответствующего уменьшения радиоактивных отходов предусмотрены средства сбора конденсата с последующим возвратом его в реактор;

4. применена система внешнего охлаждения корпуса реактора пассивного принципа действия как средство защиты корпуса реактора от проплавления при запроектных авариях, связанных с осушением и тяжелым повреждением активной зоны;

5. в качестве страховочных устройств для запроектных аварий, связанных с отказом управляющих систем безопасности, в системе управления и защиты реактора применены самосрабатывающие устройства.

Системы безопасности по характеру выполняемых ими функций разделены на четыре категории:

ѕ защитные;

ѕ локализующие;

ѕ обеспечивающие;

ѕ управляющие.

К защитным системам безопасности относятся:

1) электромеханическая система остановки реактора;

2) система ввода жидкого поглотителя (азотнокислого кадмия), используется для приведения активной зоны в подкритическое состояние и поддержания ее в этом состоянии в процессе расхолаживания и разотравления реактора в запроектных авариях при одновременном зависании любых двух рабочих органов компенсирующих групп системы компенсации реактивности. Также система ввода в реактор жидкого поглотителя предназначена для обеспечения безопасного состояния реактора в процессе проведения демонтажных и ремонтных потенциально опасных работ с учетом извлечения рабочих органов аварийной защиты из активной зоны. Система вводится в действие в запроектных авариях, при множественных отказах в электромеханической системе аварийной остановки реактора. После использования системы и ввода жидкого поглотителя в реактор активная зона становится фактически непригодной для использования ее в дальнейшем;

3) система аварийного расхолаживания (САР), предназначена для отвода остаточных тепловыделений от активной зоны реактора после срабатывания аварийной защиты при авариях и предаварийных ситуациях - с изменением реактивности, теплоотвода и разгерметизации 1-го контура с потерей теплоносителя;

4) система аварийного охлаждения активной зоны (САОЗ), предназначена для восполнения потерь воды из 1-го контура и охлаждения активной зоны при авариях с течью теплоносителя и по характеру выполняемых функций является защитной системой безопасности. Включение в работу обеспечивается автоматически - вводом в действие подсистемы высокого давления САОЗ.

К локализующим системам безопасности относятся:

1) защитная оболочка ЗО (или система герметичного ограждения), предназначена для выполнения следующих основных функций: удержание в пределах зоны локализации аварий выделяющихся радиоактивных веществ; изоляция от окружающей среды тех систем и элементов, отказ от которых может привести к неприемлемому выбросу радиоактивных веществ; защита персонала и населения от ионизирующих излучений;

2) защитное ограждение (ЗОг), предназначено для дополнительного ограничения утечки радиоактивных веществ в помещения ПЭБ, находящиеся за пределами защитного ограждения, и в окружающую среду;

3) система снижения аварийного давления в защитной оболочке (ССАД), предназначена для защиты ЗО от переопрессовки за счет приема и конденсации пара из парогазовой смеси при авариях разгерметизации 1-го или 2-го контура в пределах защитной оболочки в аппаратном или реакторном помещениях или течи 1-го контура в 3-й и сброса среды в ЗО. Система ССАД является системой пассивного принципа действия и выполняет локализующие функции безопасности по предотвращению разрушения ЗО при аварии как одного из защитных барьеров, ограничивая распространение выходящих при течи 1-го контура радиоактивных продуктов деления. При нормальной работе РУ система находится в режиме ожидания при постоянной готовности к действию;

4) система заполнения кессона реактора водой, является средством управления тяжелой запроектной аварией и предназначена для защиты корпуса реактора от проплавления в авариях, связанных с тяжелым перегревом и расплавлением активной зоны, и обеспечивает охлаждение нижней части корпуса реактора. Включение системы может произойти при потере значительной части теплоносителя 1-го контура, охлаждающего активную зону реактора, и невозможности подать воду в реактор, когда все возможные средства подачи воды на охлаждение активной зоны исчерпаны и имеет место перегрев топлива;

5) локализующая арматура, предназначена для предотвращения распространения выделяющихся при авариях радиоактивных веществ за предусмотренные проектом границы и выхода их в окружающую среду. Локализирующая арматура, которая в основном участвует в операциях по оперативной локализации радиоактивных веществ, выделяющихся из 1-го контура при его разгерметизации, установлена в следующих системах:

ѕ компенсации давления;

ѕ очистки и расхолаживания;

ѕ отборов проб;

ѕ 2-го контура;

ѕ 3-го контура;

ѕ вентиляции ЗО.

6) система затопления защитной оболочки, предназначена для заполнения ЗО забортной водой при запроектных авариях затопления ПЭБ для предотвращения разрушения внешним гидростатическим давлением с целью защиты окружающей среды от возможных радиоактивных загрязнений. Система затопления ЗО состоит из канала затопления, устройства закрытия канала и клапанов затопления, является системой разового пользования при запроектных авариях и не требует управляющих и контролирующих действий в процессе работы.

К обеспечивающим системам безопасности относятся:

ѕ система аварийного электроснабжения;

ѕ система управления арматурой систем безопасности;

ѕ система 3-го контура;

ѕ система охлаждения технологического конденсатора и теплообменники 3-4-го контуров;

ѕ система углекислотного пожаротушения помещений защитной оболочки и защитного ограждения. К управляющим системам безопасности относятся:

ѕ аппаратура СУЗ, обеспечивающая контроль параметров реактора и технологических параметров ТУ, важных для безопасности;

ѕ система, обеспечивающая контроль и управление технологических систем РУ, включая защитные и локализующие системы безопасности;

ѕ система, обеспечивающая управление оборудованием системы аварийного электроснабжения.

В РУ КЛТ-40С предусмотрены две системы воздействия на реактивность, основанные на различных принципах действия. Эти системы имеют общие детекторы нейтронного потока, но в то же время они имеют независимую друг от друга аппаратуру формирования управляющих сигналов и каналы их прохождения. Также в этих системах используются независимые рабочие органы воздействия на реактивность. Благодаря этому каждая из этих систем способна независимо от другой обеспечить перевод активной зоны в подкритическое состояние и поддержание в подкритическом состоянии с учетом принципа единичного отказа или ошибки персонала.

Приложение 2

Паропроводы ПТУ.

Паровые трубопроводы главного и вспомогательного пара, а также трубопроводы отбора пара образуют систему 2-го контура РУ и входят в состав схемы «пар- конденсат». 2-й контур предназначен для получения перегретого пара из питательной воды за счет отвода тепла от теплоносителя 1-го контура через теплообменную поверхность парогенераторов и подачи пара на турбогенератор. 2-й контур также обеспечивает подачу питательной воды в ПГ, отвод пара или пароводяной смеси от ПГ при нормальном расхолаживании, а также подачу воды и отвод пара от ПГ при аварийном расхолаживании.

2-й контур выполняет функции нормальной эксплуатации, а также защитные и локализующие функции безопасности, являясь системой, связанной с 1-м контуром через теплообменную поверхность, с помощью которой осуществляется теплоотвод от него, а при межконтурной неплотности становится системой, гидравлически связанной с 1-м контуром. Технические характеристики системы 2-го контура указаны в таблице 4.

Таблица 4. Технические характеристики системы 2-го контура

№	Наименование	Показатель	Значение
1	Паропроизводительность	т/ч,	не более 240
2	Температура аварийная при межконтурной течи ПГ	°С	(при использовании ПВД) 158-170
3	Температура питательной воды	°С	(без ПВД) 104-106
4	Температура пара на выходе из ПГ	°С,	не менее 290
5	Длина трубопроводов внутри 30	МПа,	не менее 3,72
6	Давление пара на выходе из ПГ	м	60,7
7	Длина трубопроводов вне 30	м	20

Для выполнения своих функций 2-й контур гидравлически связан со следующими системами и оборудованием:

ѕ парогенераторами;

ѕ системой нормального и аварийного расхолаживания (паропровод активной подсистемы);

ѕ пассивным каналом САР по воде и пару;

ѕ активным каналом САР по воде;

ѕ системой дренажа.

Кроме того, рассматриваемая часть 2-го контура гидравлически связана с системой предотвращения переопрессовки ПГ. Конденсатно-питательная система и система охлаждения ГК. В состав системы «пар-конденсат» входит питательный тракт, или, по-другому, конденсатно-питательная система. Конденсатно-п итательная система обеспечивает подготовку питательной воды и снабжение РУ питательной водой. Отработавший в турбине пар сбрасывается в двухсекционный конденсатор, где охлаждается, конденсируется и собирается в конденсатосборнике.

Главные электро-конденсатные насосы (ЭКН) (два в работе, один в резерве) откачивают конденсат от конденсатосборника главного конденсатора (ГК) и через охладители основного эжектора и эжектора системы отсосов из уплотнений, регулятор уровня в конденсаторе, механические и ионитные фильтры (основные или резервные) и подогреватель низкого давления подают его в деаэратор. Питательные насосы ЭПН забирают из деаэратора и подают питательную воду через регулирующие устройства питательной воды (основное или резервное), расходомерное устройство и подогреватели высокого давления в парогенераторы РУ.

Главный конденсатор охлаждается забортной водой. Для подачи забортной воды к ГК, маслоохладителям и охладителям системы охлаждения генератора (СОГ) используются главные циркуляционные насосы, которые расположены на втором дне в машинном отделении (по два на каждую ПТУ). Один электронасос ГЦН может обеспечить работу ПТУ на полной мощности.

Размещено на Allbest.ru

...