Transcript Открыть - Кафедра АЭС

Пассивные системы
безопасности АЭС
Выполнено в рамках реализации ФЦП
«Научные и научно-педагогические кадры
инновационной России» на 2009-2013 годы по
Соглашению №14.В37.21.0151
Москва
2013
Кафедра АЭС НИУ МЭИ
СОДЕРЖАНИЕ
1. Как работает АЭС
Протонно-нейтронная модель ядра
Ядерные силы
Радиоактивность
Деление ядер урана
Цепная реакция деления ядер урана
Ядерный реактор
Атомная электростанция
2. Системы обеспечивающие безопасную работу АЭС
Защитные системы безопасности
Локализующие системы безопасности
Управляющие и обеспечивающие системы безопасности
3. Пассивные системы безопасности
Пассивные системы безопасности новых проектов АЭС с ВВЭР
Система гидроемкостей второй ступени
Система пассивного отвода тепла от парогенераторов
Устройство локализации расплава
Пассивные системы безопасности реакторной установки ВВЭР-ТОИ
Список литературы
2
1. Как работает АЭС
Протонно-нейтронная модель ядра
Наименьшей частью любого химического элемента, определяющей его основные свойства,
является атом. Атом состоит из положительно заряженного атомного ядра и отрицательно
заряженных электронов. Сам атом электронейтрален.
Опыты Резерфорда, проведенные в 1910 году, показали, что атомное ядро, находящееся в
центре атома, в 10000 раз меньше размера электронной оболочки и содержит 99,9 % массы атома.
В 1932 году физиками Д.Д. Иваненко и В. Гейзенбергом была предложена протонно-нейтронная
модель атомного ядра.
Согласно протонно-нейтронной модели ядро атома любого химического элемента состоит из двух
видов элементарных частиц: положительно заряженных протонов и электронейтральных нейтронов.
Атомы одного и того же химического элемента,
имеющие одинаковое число протонов в ядре и разное
число нейтронов называются изотопами.
3
Ядерные силы
Протоны и нейтроны удерживаются в ядре в результате действия ядерных сил, значительно
превосходящих по величине силы кулоновского отталкивания действующие между протонами.
Наличие ядерных сил было подтверждено опытами Резерфорда в 1919 году.
Ядерные силы действуют между нуклонами независимо от их заряда (нейтрон-нейтрон, протонпротон, нейтрон-протон).
Каждый нуклон взаимодействует только с ограниченным числом ближайших к нему нуклонов.
Силы действующие в ядре
Силы взаимного притяжения - ядерные силы.
Силы взаимного отталкивания – кулоновские силы.
По своей величине ядерные силы взаимного притяжения огромны и значительно превосходят
силы взаимного отталкивания, но они действуют только на очень коротком расстоянии (радиус их
действия 10-15 м).
4
Радиоактивность
Чем больше протонов (Z) в ядре, т.е. чем больше заряд ядра, тем сильнее кулоновское
отталкивание между протонами. Поэтому, для того чтобы они не разлетались под действием
кулоновских сил, требуется большее число нейтронов (N) для стабилизации ядра. При малых Z число
нейтронов примерно равно числу протонов, а при больших Z (в ядрах тяжелых элементов) даже
значительное число нейтронов в ядре (N1,6Z) уже не может препятствовать его распаду. Последним
стабильным ядром, имеющим максимальное число протонов, обладает свинец (Z=83).
Из около 3000 известных ядер (большинство из них получено искусственно) примерно 90 %
являются не стабильными. Они распадаются на другие ядра и частицы. Подобный процесс распада
называется радиоактивностью.
Различают естественную и искусственную радиоактивность.
Естественная радиоактивность – радиоактивность, наблюдаемая у неустойчивых изотопов,
существующих в природе.
Искусственная радиоактивность – радиоактивность изотопов, полученных искусственно при
ядерных реакциях.
Причиной радиоактивного распада является нарушение баланса между числом протонов и
числом нейтронов в ядре.
Процесс радиоактивного распада сопровождается выделением большого количества энергии в
основном в виде кинетической энергии разлетающихся осколков..
5
Деление ядер урана
В 1939 г. немецкие ученные О. Ган и Ф. Штрассман смогли показать, что при поглощении
нейтрона ядром урана происходит вынужденная реакция деления. Как правило, ядро делится на два
осколка, при этом высвобождается 2-3 нейтрона. Использование именно нейтронов для деления ядер
обусловлено их электронейтральностью. Отсутствие кулоновского отталкивания протонами ядра
позволяет нейтроном беспрепятственно проникать в атомное ядро.
Осколки, образующиеся при делении ядра урана, в свою очередь являются радиоактивными, и
подвергаются цепочке β−-распадов, при которых постепенно в течение длительного времени
выделяется дополнительная энергия. Средняя энергия, выделяющаяся при распаде одного ядра
урана-235 с учётом распада осколков, составляет приблизительно 202,5 МэВ = 3,244·10−11 Дж.
6
Цепная реакция деления ядер урана
При распаде одного ядра 235U обычно испускается от 1 до 8 (в среднем – 2,5) свободных
нейтрона. Каждый нейтрон, образовавшийся при распаде ядра 235U, при условии взаимодействия с
другим ядром 235U, может вызвать новый акт распада, это явление называется цепной реакцией
деления ядра.
7
Ядерный реактор
Управляемая цепная реакция деления ядер осуществляется в
ядерных реакторах. Самым распространенным
видом реактора
является реактор с водой под давлением. На рисунке показан
российский реактор ВВЭР-1000 (водо-водяной энергетический реактор
электрической мощностью 1000 МВт).
Ядерное топливо (уран) располагается в активной зоне (1) в виде
вертикальных
стержней
(2),
называемых
тепловыделяющими
элементами (твэл). Число и размер твэлов определяют мощность
реактора. В реакторе ВВЭР-1000 активная зона содержит 50952 твэла
собранных в 193 тепловыделяющие сборки (ТВС). Наружный диаметр
твэла 9,1 мм, длина топливного элемента 3,53 м.
Управление скоростью цепной реакции осуществляется с помощью
перемещения в активной зоне регулирующих стержней (3). Такие
стержни изготавливают из материалов, сильно поглощающих нейтроны
(кадмий, карбид бора). При увеличении глубины погружения
регулирующих стержней в активную зону число поглощаемых нейтронов
возрастает, вследствие чего цепная реакция ослабевает, а мощность
реактора уменьшается. При полностью погруженных в активную зону
стержнях цепная реакция прекращается.
В качестве теплоносителя в реакторе ВВЭР-1000 используется вода.
Вода также является замедлителем, замедляет скорость вторичных
нейтронов, образующихся после деления урана, повышая вероятность
их поглощения другим ядром урана с последующим его делением.
8
Атомная электростанция
Ядерный реактор является основным элементом атомной электростанции, преобразующей
тепловую ядерную энергию в электрическую. В результате деления ядер в реакторе выделяется
тепловая энергия. Эта энергия преобразуется в энергию пара, вращающего паровую турбину.
Паровая турбина в свою очередь вращает ротор генератора, вырабатывающего электрический ток.
9
2. Системы обеспечивающие безопасную работу АЭС
Атомные электростанции обладают специфической особенностью, состоящей в образовании при
выгорании ядерного топлива радиоактивных веществ, представляющих потенциальную опасность
для людей и окружающей среды.
При нормальной эксплуатации атомные станции не представляют опасности. В случае
нарушения нормальной эксплуатации (выхода из строя оборудования, возникновения течи и т.д.)
возникает опасность аварии с повреждением активной зоны и распространением радиоактивных
веществ внутри и вне АЭС.
Системы безопасности предназначены для предупреждения аварий и ограничения их
последствий.
Системы безопасности должны обеспечивать выполнение критических («фундаментальных»)
функций безопасности:
• аварийный останов реактора и поддержание его в подкритическом состоянии;
• аварийный отвод тепла от активной зоны реактора;
• удержание радиоактивных веществ в установленных границах.
Различают
безопасности.
защитные,
локализующие,
управляющие
и
обеспечивающие
системы
10
Защитные системы безопасности
Защитные системы служат для предотвращения или ограничения повреждения топлива,
оболочек твэлов и первого контура. Основными защитными системами реакторов типа ВВЭР-1000
являются: система аварийного останова реактора, система аварийного охлаждения активной зоны и
система защиты первого и второго контуров от превышения давления.
Аварийный
останов
реакторов
типа
ВВЭР-1000
осуществляется
двумя
независимыми
системами:
электромеханической системой управления и защиты (СУЗ) и
системой ввода бора.
Основными элементами СУЗ являются рабочие органы в виде
стержней, содержащих поглотитель нейтронов (карбид бора) и
шаговые электромагнитные приводы. Опускание рабочих органов
в активную зону происходит под собственным весом при снятии
аварийным сигналом питания с электромагнитного привода.
Второй системой аварийного останова реактора является
система аварийного ввода бора, которая подает насосами
высокого давления борную кислоту концентрацией 40 г/кг в
холодный трубопровод главного циркуляционного трубопровода из
баков аварийного запаса борной кислоты.
СУЗ реактора типа ВВЭР-1000
11
После срабатывания системы аварийной остановки реактора в течении длительного времени
продолжается остаточное тепловыделение, которое необходимо отводить от активной зоны. Для
ВВЭР-1000 остаточное тепловыделение после останова реактора снижается до 2 % номинальной
мощности через 5 минут и по истечении суток становиться много меньше 1 %. При авариях с течью
первого контура и потерей теплоносителя остаточное тепловыделение отводится системами
аварийного охлаждения активной зоны (САОЗ).
В реакторах типа ВВЭР-1000 для аварийного охлаждения активной зоны предусмотрены три
системы: САОЗ высокого давления, гидроемкости САОЗ, САОЗ низкого давления.
САОЗ высокого давления
Гидроемкости САОЗ
САОЗ низкого давления
12
Система защиты первого контура от превышения давления
(система компенсации давления) обеспечивает сброс пара при
давлении
первого
контура
больше
18,6
МПа
через
предохранительные клапаны из компенсатора давления в
барботер, а при давлении в барботере более 0,5 МПа – выброс
пара из барботера под защитную оболочку.
Система защиты второго контура от превышения давления
включает паросбросные устройства (в конденсатор турбины и в
атмосферу) на паропроводах свежего пара и предохранительные
клапана.
Система защиты первого контура
от превышения давления
13
Локализующие системы безопасности
Локализующие
системы
предназначены
для
предотвращения
или
ограничения
распространения в окружающую среду выделяющихся при авариях радиоактивных веществ.
На энергоблоках типа ВВЭР-1000 локализующая система
безопасности включает облицованную сталью железобетонную
защитную оболочку, рассчитанную на давление 0,6 МПа,
которое может возникнуть при максимальной проектной аварии
(гильотинном разрыве холодного трубопровода одной из
циркуляционных
петель),
и
спринклерную
систему,
предназначенную для снижения давления под оболочкой при
аварии путем разбрызгивания борной кислоты. Защитная
оболочка выполняет также функцию защиты элементов и
систем первого контура от внешних природных воздействий
(землетрясений, ураганов, ударных волн и т.п.) и воздействий,
вызванных деятельностью человека.
Локализующая система безопасности
АЭС с ВВЭР-1000
14
Управляющие и обеспечивающие системы безопасности
Управляющие системы инициируют действия защитных и локализующих систем безопасности,
осуществляют управление и контроль при выполнении ими заданных функций. Управляющие
системы являются частью автоматизированной системы управления технологическими процессами
АЭС. Основными задачами управляющих систем являются:
• выявление достижения параметрами энергоблока пределов безопасной эксплуатации;
• инициирование срабатывания защитных и локализующих систем безопасности;
• контроль параметров энергоблока в аварийной ситуации и представление информации
оперативному персоналу.
Управляющие системы безопасности проектируют таким образом, чтобы после их запуска
оперативный персонал не имел возможности их отключения в течении 30 минут.
Обеспечивающие системы снабжают защитные, локализующие и управляющие системы
безопасности энергией и рабочей средой, создают условия для их функционирования. Основные
обеспечивающие системы безопасности:
• система надежного электропитания (сеть собственных нужд, аккумуляторные батареи, дизельгенераторы);
• системы охлаждения, вентиляции и кондиционирования;
• системы противопожарной защиты (обнаружения и пожаротушения).
15
3. Пассивные системы безопасности
Одним из путей совершенствования систем безопасности АЭС является уменьшение доли
энергозависимых (активных) систем безопасности в пользу пассивных систем.
Повышение надежности при этом, достигается не только благодаря тому, что пассивные системы,
как правило, проще по конструкции, а следовательно, и более надежны по сравнению с активными
системами, а главным образом потому, что отпадает необходимость в разветвленных управляющих и
обеспечивающих системах (система электроснабжения, система вентиляции и кондиционирования и
др.), т.е. в вспомогательных системах, которые сопутствуют активным системам. Наряду с
разветвленностью и сложностью управляющих систем они также подвержены различным видам
внешнего воздействия, наиболее опасными из которых являются пожар, затопление, ошибочные
действия персонала при проверках, ремонте систем, а также в процессе управления. Действие
пассивных систем безопасности не зависит от квалификации персонала и внешних обстоятельств, а
подчиняется лишь фундаментальным законам природы.
Примерами использования естественных процессов в системах безопасности являются:
введение рабочих органов СУЗ в активную зону под действием силы тяжести, естественная
циркуляция теплоносителя в системе аварийного отвода тепла, срабатывание обратного или
электромагнитного клапана под действием пружины соответственно при снижении давления в
результате образования течи и снятии питания с электромагнита в случае обесточивания.
К пассивным системам и устройствам безопасности реакторов типа ВВЭР-1000 относятся:
защитная оболочка, обратные клапана, предохранительные клапана прямого действия, гидроемкости
системы САОЗ.
16
Пассивные системы безопасности новых проектов АЭС с ВВЭР
В новых проектах АЭС с реакторами
типа
ВВЭР
(АЭС-2006,
ВВЭР-ТОИ)
используются новые пассивные системы
безопасности:
система
гидроемкостей
второй ступени (ГЕ-2), система пассивного
отвода тепла от парогенераторов (СПОТ) и
устройство локализации расплава (УЛР).
Пассивные системы безопасности
АЭС-2006
17
Система гидроемкостей второй ступени
Система ГЕ-2 предназначена для
пассивной подачи раствора борной кислоты
в активную зону реактора при снижении
давления в первом контуре до 1,5 МПа и
менее. Срабатывание ГЕ-2 происходит в
следствие открытия пружинной обратных
клапанов на линиях, соединяющих верхние
части
гидроемкостей
с
холодными
трубопроводами циркуляционных петель,
выравнивания
давления
между
гидроемкостями
и
первым
контуром,
последующего стекания воды в реактор под
действием гидростатического напора.
Система обеспечивает подачу в первый
контур воды с профилированным по
времени расходом в течение не менее 24
часов.
18
Система пассивного отвода тепла от парогенераторов
Система пассивного отвода тепла
обеспечивает
отвод
остаточного
тепловыделения (до 2 % номинальной
мощности) от активной зоны реактора через
второй
контур
к
теплообменникам,
охлаждающей средой которых является
движущийся
за
счет
естественной
конвекции
атмосферный
воздух.
Пароконденсатные контуры СПОТ (четыре
независимых контура, по одному на каждую
петлю циркуляции) спроектированы по
принципу естественной циркуляции и
включаются в работу при открытии
воздушных
затворов
(шиберов)
теплообменников-конденсаторов СПОТ.
19
Устройство локализации расплава
Устройство локализации расплава при
запроектных авариях с расплавлением
активной
зоны
удерживает
расплав
(твердые и жидкие фрагменты активной
зоны, корпуса реактора и внутрикорпусных
систем) в пределах подреакторной бетонной
шахты.
Наполнитель
(«жертвенный
материал» - сталь и окислы железа,
алюминия, кремния) предназначен для
уменьшения объемного энерговыделения,
увеличения
поверхности
теплообменна
расплава с корпусом УЛР, поглощения
тепловой энергии расплава, обеспечения
подкритичности расплава (предотвращения
возникновения
неуправляемой
цепной
реакции деления). Охлаждение расплава
происходит пассивным способом за счет
стекания воды из разрыва, её испарения и
выхода в защитную оболочку, конденсации,
стекания и т.д. (в течение 72 часов без
подпитки
охлаждающей
водой
извне
защитной оболочки).
20
Пассивные системы безопасности реакторной установки ВВЭР-ТОИ
Последней модификацией реакторных установок типа ВВЭР, на настоящее время, является
реакторная установка проекта ВВЭР-ТОИ. Проект ВВЭР-ТОИ – типовой, оптимизированный и
информатизированный проект двухблочной АЭС с реактором ВВЭР-1300 поколения III+. Разработка
проекта велась в период с 2009 по 2012 год.
В проекте ВВЭР-ТОИ учтен весь многолетний опыт сооружения и эксплуатации АЭС с
реакторными установками ВВЭР как в России, так и за рубежом. Одним из основных направлений
оптимизации проектных и технических решений ВВЭР-ТОИ в сравнении с предыдущими проектами
ВВЭР было дальнейшее развитие пассивных систем безопасности.
Состав пассивных систем безопасности реакторной установки ВВЭР-ТОИ:
 пассивная часть системы аварийного охлаждения активной зоны (система гидроемкостей САОЗ);
 система пассивного залива активной зоны (система гидроемкостей второй ступени);
 система подачи воды бассейна выдержки в первый контур;
 система пассивного отвода тепла от парогенераторов (система СПОТ);
 система защиты первого контура от превышения давления;
 система защиты второго контура от превышения давления;
 быстродействующая редукционная установка;
 система аварийного газоудаления;
 система аварийного электропитания (аккумуляторы);
 пассивная система фильтрации протечек из внутренней оболочки.
Предусматриваемое в проекте ВВЭР-ТОИ сочетание пассивных и активных систем безопасности
обеспечивает отсутствие разрушения активной зоны в течение не менее 72 часов с начала
возникновения тяжелой запроектной аварии при любом сценарии ее развития, а технические
решения проекта гарантируют переход реакторной установки в безопасное состояние при любых
комбинациях исходных событий.
21
Список литературы
1.
2.
3.
Бахметьев А.М. Основы безопасности ядерных энергетических установок. – Нижний Новгород:
издательство НГТУ, 2006 г. – 172 с.
Асмолов В.Г., Блинков В.Н., Ковалевич О.М. Основы обеспечения безопасности АЭС. – М.:
Издательский дом МЭИ, 2010 г. – 96 с.
Касьянов В.А. Физика, 11 класс. – М.: издательство Дрофа, 2004 г. – 428 с.
22