Разработка и исследование систем пассивного отвода теплоты со струйными средствами циркуляции для судовых реакторных установок тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 00.00.00, кандидат наук Гравшин Александр Валериевич

• Гравшин Александр Валериевич
• кандидат наук
• 2024

Оглавление диссертации кандидат наук Гравшин Александр Валериевич

ВВЕДЕНИЕ

ГЛАВА 1. СОВРЕМЕННОЕ СОСТОЯНИЕ СИСТЕМ ПАССИВНОГО ОТВОДА ТЕПЛОТЫ ДЛЯ РЕАКТОРНЫХ УСТАНОВОК

1.1 Судовые системы пассивного отвода теплоты реакторных установок

1.2 Развитие систем аварийного расхолаживания на плавучих объектах с ЯЭУ

1.3 СПОТ перспективных судовых и транспортабельных реакторных установок

1.4 ПВИ в качестве циркуляционного средства СПОТ

1.5 Формула для расхода ПВИ

1.6 Выводы по главе 1 и постановка задач исследования

ГЛАВА 2. РАЗРАБОТКА СХЕМЫ СИСТЕМЫ ПАССИВНОГО ОТВОДА ТЕПЛОТЫ СУДОВОЙ РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ. РАСЧЕТНАЯ МОДЕЛЬ КОНТУРА СПОТ С ПВИ

2.1 Основные принципы формирования СПОТ

2.2 Схема СПОТ без пусковой ёмкости

2.3 Схема СПОТ с пусковой ёмкостью и цикличной работой

2.4 Схема СПОТ с пусковой ёмкостью, обратными клапанами и цикличной работой

2.5 Схема СПОТ с пусковой ёмкостью и непрерывной работой

2.6 Схема СПОТ с пусковой ёмкостью, обратными клапанами и непрерывной работой

2.7 Сопоставление предложенных схем СПОТ

2.8 Расчётная модель для конструктивных характеристик контура СПОТ с ПВИ

2.9 Выводы по главе

ГЛАВА 3. ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНАЯ УСТАНОВКА СПОТ-ММ

3.1 Маломасштабная модель СПОТ-М1

3.2 Маломасштабная модель СПОТ-М2

3.3 Оборудование экспериментальной установки СПОТ-ММ

3.3.1 Парогенератор

3.3.2 Блок КИП и АСО и СИ

3.3.3 ПВИ

3.3.4 Змеевиковый теплообменник

3.4 Описание объектов испытаний СПОТ-М1 и СПОТ-М2

3.5 Порядок проведения испытаний

3.6 Выводы по главе

ГЛАВА 4. ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЕ ИССЛЕДОВАНИЯ И ОБРАБОТКА ДАННЫХ

4.1 Результаты анализа теплогидравлических характеристик СПОТ-М1 на различных режимах

4.2 Результаты анализа теплогидравлических характеристик модели СПОТ-М2 на различных режимах

4.3 Результаты расходно-напорных характеристик СПОТ-М с различными гидравлическими сопротивлениями циркуляционного тракта

4.4 Исследование характеристик циклических режимов на долевых нагрузках

4.5 Экспериментальное исследование статистических характеристик пульсаций параметров циркуляционного тракта маломасштабной модели

4.5.1 Методика расчёта

4.5.2 Результаты расчёта

4.6 Оценка точности результатов измерений

4.7 Выводы по главе

ГЛАВА 5. ТЕХНИЧЕСКОЕ ПРЕДЛОЖЕНИЕ СПОТ С ПВИ ДЛЯ ПЭБ ИЛИ АТОМНЫХ СУДОВ

5.1 Расчёт конструктивных характеристик ПВИ для СПОТ

5.2 Описание технического предложения СПОТ с ПВИ тепловой мощностью каждого канала 2 МВт для объектов морской техники

5.3 Расчёты динамики процесса теплоотвода с испарением воды из баков БАОТ в атмосферу

5.4 Исследование влияния высоты циркуляционного тракта на гидравлические характеристики систем пассивного отвода теплоты

5.5 Выводы по главе

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

СПИСОК СОКРАЩЕНИЙ И УСЛОВНЫХ ОБОЗНАЧЕНИЙ

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

ПРИЛОЖЕНИЕ А. СПОТ СТАЦИОНАРНЫХ ЯЭУ

А.1 СПОТ кипящих реакторов

А.2 СПОТ реакторов с водой под давлением

А.3 СПОТ интегральных и блочных реакторов

А.4 Отечественные СПОТ с конечным поглотителем атмосферным воздухом

А.5 Комплексный стенд СПОТ ПГ АЭС-2006

А.6 СПОТ ПГ АЭС-2006

ПРИЛОЖЕНИЕ Б. ТЕХНИЧЕСКОЕ ОПИСАНИЕ ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНОЙ УСТАНОВКИ

СПОТ-ММ

Б.1 Технические характеристики оборудования

Б.2 Последовательность выполнения работ по первому этапу испытаний

Б.3 Последовательность выполнения работ по второму этапу испытаний

Б.4 Условия прекращения испытаний

ПРИЛОЖЕНИЕ В. ДАННЫЕ ЭЛЕКТРОННОГО ПРОТОКОЛА

ПРИЛОЖЕНИЕ Г. ОЦЕНКА ТОЧНОСТИ РЕЗУЛЬТАТОВ ИЗМЕРЕНИЙ

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Разработка и исследование систем пассивного отвода теплоты со струйными средствами циркуляции для судовых реакторных установок»

ВВЕДЕНИЕ

Одним из важнейших направлений развития ядерных энергетических установок любого назначения является повышение уровня их безопасности. Особое внимание уделяется системам, обслуживающим аварийные режимы ядерных установок, обеспечивающих безопасное протекание нештатных режимов, в случае возникновения аварийных ситуаций связанных с полным длительным обесточиванием. При этом предпочтение отдаётся пассивным системам, функционирующим в автоматическом режиме без вмешательства обслуживающего персонала, а также не требующим дополнительного энергетического обеспечения на собственные нужды.

Катастрофические последствия аварии на атомной электрической станции (АЭС) Фукусима-1, произошедшей 11 марта 2011 года в Японии, связаны именно с нарушением подачи электропитания, когда, в результате сильнейшего в истории Японии землетрясения и последовавшего за ним цунами, вышли из строя резервные и аварийные дизельные генераторы. Это явилось причиной неработоспособности всех систем нормального и аварийного охлаждения и привело к расплавлению активных зон на энергоблоках № 1, 2 и 3 в первые дни развития аварии.

Для ядерных реакторов характерно наличие остаточного тепловыделения в активной зоне, которое существует после прекращения реакции деления. Источником этого тепловыделения является радиоактивный распад продуктов деления. Мощность остаточного тепловыделения со временем снижается, но продолжается длительное время. В первые моменты после остановки реактора мощность остаточного тепловыделения составляет около 6,5% от мощности, на которой длительное время работал реактор до остановки. Для морских реакторных установок величина остаточного тепловыделения может составлять до 10 МВт.

В целях недопущения развития аварийных ситуации с тяжелыми последствиями, при проектировании современных ядерных энергетических установок (ЯЭУ) необходимо совершенствовать пассивные системы безопасности, которые призваны обеспечить запас времени для организации управления аварией.

На всех существующих проектах конечными поглотителями теплоты системы пассивного отвода теплоты (СПОТ) являются атмосферный воздух или вода, запасённая в ёмкостях. Воздух имеет низкую теплоёмкость и малый коэффициент теплоотдачи, но его запасы не ограничены. Такие системы требуют теплообменников с поверхностью теплообмена значительных размеров. В некоторых случаях на палубе корабля нет места и возможности установить подобные охладители.

Вода имеет высокую теплоёмкость и значительный коэффициент теплоотдачи. Но так как в пассивных системах для движения теплоносителя используется естественная циркуляция (ЕЦ), то запасы воды необходимо располагать значительно выше источника теплоты, поэтому такие запасы воды могут быть только в ёмкости и всегда ограничены. Передача теплоты забортной воде с помощью естественной циркуляции невозможна, поскольку источник теплоты располагается выше уровня забортной воды.

Также неограниченным временем работы обладают СПОТ с пароводяными инжекторами (ПВИ) и отводом теплоты к забортному теплообменнику. Пароводяной инжектор преобразует часть теплоты в работу в виде напора. За счёт него инжектор осуществляет циркуляцию теплоносителя в СПОТ, однако такие системы изучены недостаточно, и основной проблемой таких систем является отсутствие повторного перезапуска ПВИ.

СПОТ с ПВИ и отводом теплоты к забортному теплообменнику позволяют, с одной стороны, существенно продлить работу системы в пассивном режиме вплоть до неограниченной по времени, а, с другой, - уменьшить габариты и массу оборудования системы, разместить его ниже источника тепловыделений.

Для повышения безопасности перспективных атомных РУ для плавучих объектов или атомных станций малой мощности особенно важно создавать системы, способные в аварийной ситуации с потерей всех источников энергии отводить теплоту остаточных тепловыделений (ОТВ) в пассивном режиме - до полного расхолаживания.

Актуальность работы. После остановки реактора в активной зоне продолжается остаточное тепловыделение, поэтому после остановки реактора необходимо длительное время расхолаживать реактор, то есть отводить от активной зоны теплоту. Для этого существуют системы расхолаживания, в которых циркуляция теплоносителя осуществляется электронасосами. В случае аварии с полным обесточиванием такие системы бесполезны, поэтому необходимы СПОТ, которые способны длительное время работать без внешних источников энергии.

Решения СПОТ, реализуемые на существующих ядерных энергетических установках, либо имеют ограничения по длительности работы в аварийном режиме, либо требуют размещения на высоте значительного по массе и габаритам оборудования, предназначенного для отвода теплоты к конечному поглотителю - атмосферному воздуху, поэтому задача создания СПОТ, которая имеет неограниченное время работы в аварийном режиме и отвод теплоты к забортному теплообменнику, является весьма актуальной.

Цель работы: экспериментальное обоснование возможности создания системы пассивного отвода теплоты со струйными средствами циркуляции для судовых реакторных установок, обеспечивающей аварийное расхолаживание реактора неограниченное время.

Для достижения поставленной цели необходимо решить следующие задачи:

- разработать схемы СПОТ с ПВИ, обеспечивающие многократные перезапуски системы, предназначенные для аварийного расхолаживания судовых реакторных установок;

- разработать расчётную модель для определения конструктивных характеристик контура СПОТ с ПВИ;

- создать экспериментальную установку для исследования работоспособности схем СПОТ с ПВИ;

- выполнить экспериментальные исследования для обоснования работоспособности схем СПОТ с ПВИ;

- разработать техническое предложение по созданию СПОТ с ПВИ тепловой мощностью 2 МВт для атомных объектов морской техники, включающее разработку принципиальной схемы СПОТ, определение конструктивных характеристик СПОТ и схему размещения СПОТ на судне.

Научная новизна результатов, полученных автором, состоит в следующем:

- разработаны схемы СПОТ с ПВИ, обеспечивающие неограниченное время работы в режиме аварийного расхолаживания при низком давлении в системе для судовых реакторных установок;

- разработана расчётная модель для определения конструктивных характеристик контура СПОТ с ПВИ;

- создан маломасштабный стенд для экспериментального обоснования работоспособности предложенных схем СПОТ с ПВИ;

- получены экспериментальные данные, обосновывающие работоспособность предложенных схем СПОТ с ПВИ;

- разработано техническое предложение СПОТ с ПВИ тепловой мощностью до 2 МВт для

ПЭБ.

Теоретическая значимость работы. Предложены схемы СПОТ с ПВИ, обеспечивающие аварийное расхолаживание судовых реакторных установок неограниченное время. Разработана расчётная модель для определения конструктивных характеристик контура СПОТ с ПВИ.

Практическая значимость работы. Получены экспериментальные данные по режимам работы СПОТ с ПВИ. Разработана СПОТ с ПВИ тепловой мощностью до 2 МВт, размещаемая на плавучем энергоблоке.

Методология и методы исследования. При выполнении диссертационной работы использовались как экспериментальные, так и расчётные методы исследования. Экспериментальные исследования выполнялись с использованием современной автоматизированной системы обработки и сохранения информации.

На защиту выносятся:

- схема СПОТ с цикличной работой ПВИ;

- схема СПОТ с непрерывной работой ПВИ;

- расчётная модель для определения конструктивных характеристик контура СПОТ с

ПВИ;

- экспериментальная установка для обоснования работоспособности схем СПОТ с ПВИ;

- результаты экспериментальных исследований режимов работы СПОТ с ПВИ с цикличной и непрерывной работой;

- техническое предложение по созданию СПОТ с ПВИ тепловой мощностью 2 МВт для ПЭБ, включающее разработку принципиальной схемы СПОТ, определение конструктивных характеристик СПОТ и схему размещения СПОТ на судне.

Достоверность и апробация результатов.

Достоверность полученных результатов обеспечивается корректным использованием известных научных положений теплогидравлики двухфазных потоков, экспериментальной теплофизики и правильным выбором метрологических характеристик средств измерений.

Апробация работы. Основное содержание диссертации докладывалось на следующих конференциях:

- Международной научно-технической конференции «Актуальные проблемы морской энергетики» в СПбГМТУ в 2015, 2016, 2017, 2018, 2019 и 2020 годах;

- Научно-технической конференции «КОМАНДА-2015» в АО «Атомпроект», Санкт-Петербург в 2015 году;

- Всероссийской молодежной конференции «Научно технологическое развитие судостроения» в Крыловском государственном научном центре, Санкт-Петербург в 2019 году.

ГЛАВА 1. СОВРЕМЕННОЕ СОСТОЯНИЕ СИСТЕМ ПАССИВНОГО ОТВОДА ТЕПЛОТЫ ДЛЯ РЕАКТОРНЫХ УСТАНОВОК

1.1 Судовые системы пассивного отвода теплоты реакторных установок

В процессе совершенствования ЯЭУ для ситуаций с полной потерей электроснабжения стали создаваться пассивные системы отвода теплоты, использующие естественную циркуляцию для движения охлаждающих теплоносителей. При этом теплота от источника энергии переносится к расположенному выше активной зоны конечному поглотителю теплоты с использованием систем пассивного отвода теплоты. В качестве конечных поглотителей применяют воду или воздух окружающей среды. В первом случае неизбежно встаёт вопрос о запасах воды и о месте размещения этих запасов. В существующих РУ АЭС запасы воды размещаются значительно выше активной зоны. Поэтому время работы системы в пассивном режиме ограничивается временем выпаривания этих запасов, после чего необходимо переходить на отвод тепловыделений с помощью активных средств.

Для отвода теплоты в воздух требуется воздушный теплообменник, но поскольку значение коэффициента теплоотдачи к воздуху невелико, габариты такого теплообменника значительные и требуют место для размещения воздушного теплообменника на палубе. В условиях эксплуатации при отрицательных температурах воздуха необходим постоянный подогрев воздушного теплообменника.

Таким образом, на существующих морских РУ отвод теплоты в пассивном режиме ограничен по времени и недостаточен для полного расхолаживания РУ. Между тем, в морских условиях существуют неограниченные запасы морской воды, которые находятся ниже или на одном уровне с источником теплоты, что исключает возможность применения традиционных схем с использованием естественной циркуляции теплоносителей.

1.2 Развитие систем аварийного расхолаживания на плавучих объектах с

ЯЭУ

В настоящее время в России уже строятся и намечено построить целый ряд плавучих объектов с ядерной установкой. При этом эти объекты могут иметь коммерческий успех,

поскольку в них заинтересован целый ряд стран. Выход на международный рынок высокотехнологичной продукции диктует и свои подходы. В частности, необходимо максимально учитывать требования по безопасности, выработанные МАГАТЭ, и обеспечить доступ их представителей к Российским ядерным объектам. Открывшиеся новые обстоятельства диктуют и новые подходы к проектированию систем аварийного расхолаживания плавучих объектов с ЯУ. Важность этой задачи ещё раз была подтверждена аварией на АЭС «Фукусима».

На рисунке 1. 1 показано развитие систем аварийного расхолаживания (САР) на плавучих объектах с ЯЭУ. Пассивный канал САР с использованием сжатого воздуха и отводом теплоты к атмосферному воздуху - система ЦАР (рисунок 1.1, а) была установлена на всех проектах атомных судов. Данная система, безусловно, повысила их безопасность. Однако длительность работы этой системы невелика - от 20 до 25 мин. Если после исчерпания запаса воды в цистерне аварийного расхолаживания электропитание не восстановлено, то в системе предусмотрена подача питательной воды из тёплых ящиков при помощи ручного насоса, имеющего производительность примерно 1 т/ч. Аварийное расхолаживание также можно осуществить за счёт использования гидростатического перепада давления сред между деаэратором и парогенераторами. При открытии клинкета вода из деаэратора самотёком поступает по дополнительному трубопроводу в парогенераторы, где испаряется. Образующаяся паровоздушная смесь сбрасывается в атмосферу [11].

Дальнейшее развитие пассивная система расхолаживания реактора получила при проектировании плавучего энергетического блока (ПЭБ) ПАТЭС «Академик Ломоносов» (рисунок 1.1 б). При этом были заданы дополнительные требования по повышению надёжности расхолаживания активной зоны при аварии с обесточиванием энергетической установки. В данной пассивной системе между парогенераторами и ЦАР установлен промежуточный теплообменник системы аварийного расхолаживания (ТО САР). В теплообменник поступает охлаждаемая среда из парогенераторов. Охлаждение этой среды осуществляется водой, поступающей из ЦАР. Нагретая в ТО САР вода поступает в ЦАР за счёт ЕЦ. Вода ЦАР постепенно испаряется с передачей теплоты атмосферному воздуху.

Охлаждаемая в ТО САР пароводяная смесь из парогенераторов конденсируется и доохлаждается в ТО САР, а затем возвращается в парогенераторы. Циркуляция теплоносителя в реакторной установке охлаждаемой среды в парогенераторах и охлаждающей воды в ЦАР осуществляется за счёт ЕЦ. Система включается при падении давления пара за парогенераторами и повышении давления в первом контуре со срабатыванием гидроуправляемого пневмораспределителя (ГУП) при давлении 19,1±0,5 МПа. Данная система рассчитана на расхолаживание в течение примерно 20 ч [11].

в) г)

а) пассивный канал САР с использованием сжатого воздуха и отводом теплоты к атмосферному воздуху; б) пассивный канал САР с использованием промежуточного

теплообменника и отводом теплоты к атмосферному воздуху; в) пассивный канал САР с использованием теплообменника, охлаждаемого воздухом, и отводом теплоты к атмосферному воздуху; г) активный канал САР через ПГ с замкнутым циклом и

неограниченной длительностью работы Рисунок 1.1 - Развитие систем аварийного расхолаживания на плавучих объектах с

ЯЭУ [11]

На рисунке 1.1, в представлена схема пассивного канала САР с использованием теплообменника, охлаждаемого за счёт естественной конвекции атмосферного воздуха. Такую систему предполагается установить на атомный ледокол нового поколения. Здесь среда (пар, пароводяная смесь, горячая вода), поступающая из парогенераторов, охлаждается в воздушном теплообменнике (ВТО), расположенном в воздуховоде грот-мачты (ГМ). Затем конденсат доохлаждается в теплообменнике промежуточного контура, размещенном в расширительной цистерне третьего конура (РЦш) [11].

Основным ограничением на длительность расхолаживания реакторной установки (РУ) в

режиме ЕЦ в первом контуре при полном обесточивании ЯЭУ является наличие запасов охлаждающей воды (в ЦАР, деаэраторе), а также повышение температуры под крышкой циркуляционного насоса I контура (ЦНПК) более чем до 100 °С [11].

На рисунке 1.1, г приведена схема активного канала САР через ПГ с замкнутым циклом и неограниченной длительностью работы. Среда из парогенераторов поступает в теплообменник промежуточного контура (ТПК) и затем подаётся в расширительную цистерну (РЦ) при помощи насосов. Из РЦ конденсат подаётся насосами в парогенераторы. В данной замкнутой системе теплоотвод от охлаждаемой среды парогенераторов идет к воде, охлаждающей ТПК. Такая система может работать длительное время, но требует наличия источников электропитания [11].

На рисунке 1. 2 показана более подробная принципиальная схема пассивных каналов системы аварийного расхолаживания ПЭБ.

Пола'» пит. я оды от ИТУ 1 + Отвод пар» на М'1"У

Рисунок 1.2 - Схема пассивных каналов системы аварийного расхолаживания ПАТЭС [11]

В РУ предусмотрены два независимых пассивных канала САР, подключаемых к двум ПГ каждый. Включение каналов в работу производится автоматически по сигналу из комплексной системы управления техническими средствами (КСУ ТС) «Обесточивание двух щитов резервного управления (ЩРУ) в течение времени более одной минуты». При этом используются гидроуправляемые пневмораспределители. Срабатывание устройства осуществляется при повышении давления в первом контуре (автоматически) или от сигнала с центрального поста управления (ЦПУ) [11].

При автоматическом или дистанционном включении системы выполняется ряд операций:

открываются клапаны по питательной воде 2 и закрываются клапаны подачи питательной воды от паротурбинных установок ПТУ-4 и отвода пара на ПТУ-3 (рисунок 1.2).

При этом паровой клапан 1 остаётся открытым, образуя замкнутый контур циркуляции в канале за счёт поступления питательной воды в ПГ и отвода пара из ПГ в теплообменники системы аварийного расхолаживания ТО САР. В результате устанавливается естественная циркуляция в канале, обеспечивающая отвод остаточных тепловыделений от активной зоны в атмосферу. Пар в ТО САР конденсируется за счёт передачи теплоты воде ЦАР, а конденсат стекает в ПГ. Давление в промежуточном контуре может установиться от 5 до 9 МПа. Теплота, отводимая ТО САР, аккумулируется в объёме воды ЦАР, а затем отводится за счёт испарения воды ЦАР в атмосферу с паром. Для заполнения пассивного канала расхолаживания водой и компенсации утечек её в ПТУ в режиме ожидания предусмотрена ёмкость запаса воды (ЕЗВ), подключённая к трубопроводу питательной воды (конденсата) и трубопроводу пара [11].

Два независимых канала САР, подключаемых к двум ПГ, способны поддерживать параметры первого контура в проектных пределах более 12 часов. Отвод теплоты от активной зоны реактора двумя пассивными каналами системы обеспечивается при отсутствии электроэнергии в течение времени более суток. Данное время реализуется при запасе воды в двух ЦАР не менее 50 м3.

Также в проекте плавучей АЭС с реактором КЛТ-40С предусмотрена система САР защитной оболочки (ЗО) (рисунок 1.3).

Рисунок 1.3 - САР ЗО реакторной установки КЛТ-40С для плавучей АЭС [7]

В проекте плавучей АЭС с реактором КЛТ-40С, приведённом на рисунке 1.4, в результате имеющихся существенных ограничений в массогабаритных характеристиках плавучей АЭС модульный теплообменник системы аварийного расхолаживания выполнен из спирально навитых труб с малым углом наклона к горизонту (от 22 до 27°). Из-за довольно тесного расположения теплопередающих трубок ТО имелось опасение возникновения запаривания объёма около внешней поверхности труб ТО [7].

Модель теплообменника нд<

Моделируемая 1/8 часть теплообменника

Теплообменник САР

Рисунок 1.4. Схема контуров ЕЦ охлаждающей воды теплообменника САР РУ КЛТ-40С моделируемой части теплообменника [49]

Центральная цилиндрическая часть этого бака образует адиабатный опускной участок внутрибакового контура ЕЦ. Запас охлаждающей воды размещён в цистерне аварийного расхолаживания (ЦАР) над баком с ТО. Их соединяет тяговый участок, верхний срез которого

превышает уровень воды в ЦАР. Охлаждающая вода в ёмкость для теплообменников поступает по трубопроводу из днища ЦАР. Подробная схема ТО с ЦАР приведена на рисунке 1.4.

Такое решение позволяет дольше сохранять охлаждение ТО холодной водой, изначально содержащейся в ЦАР (в режиме ожидания). Ввод охлаждающей воды в днище ёмкости с ТО осуществляется по оси бака, что снижает эффективный движущий напор внутрибакового контура ЕЦ, сокращая расход горячей воды, поступающей из опускного участка этого контура ЕЦ и смешивающейся с водой, поступающей из днища ЦАР. Подбором проходных сечений опускного участка внутрибакового контура ЕЦ и трубопровода из ЦАР создаются условия, когда в начальный период работы САР температура охлаждающей воды, поступающей в подъёмный кольцевой зазор бака с ТО, слабо отличается от её начальной температуры в ЦАР. Тем самым поддерживается низкая температура конденсата на выходе из ТО и предотвращается его вскипание в дроссельных шайбах, установленных на входе в каналы парогенератора [49].

В проекте атомного ледокола нового поколения также используется активный и пассивный принципы действия в системах аварийного расхолаживания. Система включает комбинированную подсистему активно-пассивного принципа действия с воздушными теплообменниками и активный канал расхолаживания через ПГ. Более подробная принципиальная схема данной системы приведена на рисунке 1.5 [11].

Рисунок 1.5 - Принципиальная схема системы аварийного расхолаживания атомного ледокола нового поколения (РИТМ-200) [11]

Пассивный канал включает ТПК и воздушный теплообменник (ВТО). Циркуляция теплоносителя происходит следующим образом: пар, пароводяная смесь или горячая вода из секций ПГ проходит последовательно через ВТО, где конденсируется и в ТПК доохлаждается,

затем вновь поступает в секции ПГ. По мере снижения остаточных тепловыделений в промежуточном контуре устанавливается водяной режим циркуляции.

ВТО предназначен для передачи теплоты от промежуточного контура комбинированной подсистемы САР к атмосферному воздуху, входит в состав комбинированной подсистемы САР и имеет теплообменную поверхность 221 м2 из труб с оребрением [11].

Опыт эксплуатации ядерных объектов показывает, что помимо активных систем расхолаживания требуется введение пассивных систем аварийного расхолаживания. При этом важнейшую роль начинают играть именно пассивные системы расхолаживания. Их функционирование высоконадежно, поскольку связано с естественными физическими закономерностями (естественная циркуляция, естественная конвекция). Кроме того, технические решения по повышению надёжности систем первого уровня направлены на увеличение времени аварийного расхолаживания за счёт увеличения запаса охлаждающей воды, которая может быть использована для этой цели.

Следует отметить, что система САР вплоть до атомного ледокола «50 лет Победы» обеспечивала охлаждение РУ не более 30 минут [11].

1.3 СПОТ перспективных судовых и транспортабельных реакторных

установок

Проект перспективных судовых и транспортабельных реакторных установок

интегрального типа представлен на рисунке 1. 6.

Рисунок 1.6 - Предлагаемая схема КСБ [56]

Целью дальнейшего развития комплексной системы безопасности (КСБ) для разрабатываемых РУ является создание унифицированной установки для плавучих энергоблоков с повышенными конкурентными преимуществами. Для этого решались задачи разработки КСБ, позволяющей преодолевать весь спектр аварийных ситуаций, включая аварию LOCA, без использования внешних источников энергии и управляющих воздействий в течение неограниченного времени [56].

В авариях с потерей нормального теплоотвода расхолаживание происходит средствами САР в активном или пассивном режиме. САР представляет собой замкнутый на ПГ (по второму контуру) контур естественной циркуляции. Отвод теплоты в окружающую среду - атмосферный воздух и морскую воду осуществляется через воздушный (ВТО) и забортный теплообменники (ЗТО), причём ЗТО может располагаться ниже ПГ. Для обеспечения режима планового расхолаживания за ЗТО установлен циркуляционный насос системы аварийного расхолаживания (не показан на рисунке). Для обеспечения теплоотвода в тяжёлой аварии, когда теплоотвод через САР невозможен, основной отвод теплоты осуществляется через корпус реактора в кессон и, далее в бак металловодной защиты (МВЗ). В качестве основного сценария рассматривается полное длительное обесточивание с отказами аварийных источников электроэнергии и длительным бездействием персонала. В данной аварии теплоотвод осуществляется средствами САР. [56].

На рисунке 1.7 представлен проект пассивной системы аварийного расхолаживания реакторной установки РИТМ-400 мощностью 350 МВт. Предполагается обеспечение аварийного расхолаживания РУ без ограничения времени в пассивном режиме [32].

Рисунок 1.7 - Проект пассивной системы аварийного расхолаживания реакторной установки

РИТМ-400 мощностью 350 МВт [32]

Рассматриваются системы пассивного отвода теплоты с каналом вскипания и естественной циркуляцией теплоносителей, при использовании которой остаточные тепловыделения можно направлять не только вверх, но и вниз от источника к конечному поглотителю. Канал вскипания, создающий в такой системе СПОТ движущий напор, можно по аналогии с циркуляционным насосом рассматривать как условный насос (схематически изображен справа на рисунке 1.8) со своими характеристиками и свойствами. Отличительной чертой такого условного насоса является то, что в него поступает вода недогретая до кипения, а выходит из него пароводяная смесь. Движущий напор естественной циркуляции в циркуляционном контуре системы охлаждения создается в основном за счет разности плотностей теплоносителя в опускном и подъемном участках циркуляционного тракта на высоте участка вскипания [36].

1 - промежуточный теплообменник (источник теплоты), 2 - канал вскипания, 3 - сепаратор, 4 - теплообменник-конденсатор, 5 - опускной участок циркуляционного тракта, 6 - нижний теплообменник; Нвск -высота участка вскипания, Qист - тепловая мощность источника, Qн.то - тепловая мощность, отводимая в нижнем

Список литературы диссертационного исследования кандидат наук Гравшин Александр Валериевич, 2024 год

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

1. Андреев П.А., Алферов Н.С., Фокин Б.С., Гольдберг Е.Н. Влияние нестационарности двухфазного потока на гидравлические характеристики парогенерирующих каналов. Труды ЦКТИ, вып. 139, 1976, с. 3-28.

2. Аполлова А.В., Кожемякин В.В., Шаманов Д.Н., Тихомиров Б.А., Русаков Е.С. Экспериментальное исследование системы пассивного отвода тепла с ПВСА для реакторных установок // Морские интеллектуальные технологии. 2019, № 4 (46) т.1 с.123-129.

3. Аполлова А.В., Кожемякин В.В., Шаманов Д.Н., Шаманов Н.П. Экспериментальное исследование системы пассивного отвода тепла на Приморской учебно-научной базе СПбГМТУ // Морские интеллектуальные технологии. 2018, № 4 (42) т.1 с.120-128.

4. Апполова А.В. Разработка системы пассивного отвода тепла со струйными средствами циркуляции. Диссертации на соискание учёной степени кандидата технических наук. Санкт-Петербург, 2021.

5. Балунов Б.Ф., Хизбуллин А.М., Соколов А.Н. и др. Экспериментальное обоснование проекта системы аварийного расхолаживания реакторной установки КЛТ-40С плавучей атомной теплофикационной электростанции. — Теплоэнергетика, 2011, № 5, с. 55-60.

6. Бахметьев А.М., Большухин М.А., Камнев М.А., Хизбуллин А.М., Соколов А.Н. Основные результаты расчетно-экспериментальных исследований пассивных систем аварийного теплоотвода. Атомная энергия, т. 125, вып. 3, 2018, с. 148-153.

7. Бахметьев А.М., Большухин М.А., Хизбуллин А.М., Соколов А.Н. Пассивные системы безопасности инновационных проектов АЭС. III Международная конференция «АЭС: проектирование, строительство, эксплуатация», 2009.

8. Безлепкин В.В., Семашко С.Е., Алексеев С.Б., Варданидзе Т.Г., Петров Ю.Ю. Совершенствование системы пассивного отвода тепла через парогенераторы на реакторной установке с ВВЭР-1200 в свете событий на АЭС "Фукусима". Материалы конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», ОКБ «Гидропресс», 29-31 мая 2013 г.

9. Безопасность энергоблока ВВЭР-ТОИ при исходных событиях и отказах, имевших место на АЭС «Фукусима». ОАО «Атомэнергопроект».2015 г.

10. Большухин М.А., Пахомов А.Н., Соколов А.Н., Хизбулин А.М. Система аварийного отвода тепла. Патент № 150816, опубл. 27.02.2015, бюлл. №6.

11. В.И Королев, А.Ю. Ластовцев. Системы безопасности плавучих объектов с ядерной энергетической установкой, предотвращающие выход теплоносителя в окружающую среду, учебное пособие государств. ун-та морского и речного флота им. адм. С. О. Макарова №1 — СПб

.: Изд-во ГУМРФ им. адм. С. О. Макарова, 2015, с. 49-67.

12. Вентцель Е.С. Теория вероятностей. М 1973, Наука, 2006.

13. Владимиров В.И. «Практические задачи по эксплуатации ядерных реакторов».4-е издание, перераб. и доп. - М.: Энергоатомиздат, 1986.

14. Воронин Л.М., Татарников В.П, Беркович В.М. Основные пути дальнейшего повышения безопасности атомных электростанций с реакторами типа ВВЭР // Теплоэнергетика, 1989, №12, с. 2-6.

15. Гравшин А.В. Экспериментальное исследование маломасштабной модели системы пассивного отвода теплоты морской реакторной установки. - Материалы всероссийской молодежной конференции «Научно технологическое развитие судостроения», Санкт-Петербург, Крыловский государственный научный центр, 2019.

16. Гравшин А.В., Пейч Н.Н. Обеспечение безопасности морских реакторных установок с помощью систем пассивного отвода тепла. - Материалы четвертой всероссийскаяой научно-технической конференции «Актуальные проблемы морской энергетики», Санкт-Петербург, СПбГМТУ, 2015, с. 141-143.

17. Гравшин А.В., Пейч Н.Н. Совершенствование обеспечения безопасности морских реакторных установок с помощью систем пассивного отвода теплоты. Научно-техническая конференция «К0МАНДА-2015», Сб. тезисов, Санкт-Петербург, АО «Атомпроект», 2015, с. 6-7.

18. Е.П. Барулин, А.С. Кувшинова, Д.В. Кририлов, А.Г. Липин, В.Н. Исаев. Лабораторный практикум по тепловым процессам. Учебное пособие. Иваново, 2009.

19. Ильин В.А. Экспериментальное исследование теплогидравлических характеристик и устойчивости высокотеплонагруженных тепловых труб для перспективных систем аварийного расхолаживания реакторных установок: автореф. дис. канд. техн. наук: 05.14.03 / Ильин Вячеслав Алексеевич. - СПб., 2011. 22 с.

20. Кожемякин В.В. Разработка теории, принципов и методов реализации струйной технологии применительно к стационарным и плавучим системам теплоэлектроснабжения с ядерными моноблочными паропроизводящими агрегатами. Докторская диссертация, Санкт-Петербург, 2012.

21. Кожемякин В.В., Киселев Н.В., Шаманов Н.П. Система расхолаживания двухконтурной ЯЭУ. Патент на полезную модель № 144595. Федеральная служба по интеллектуальной собственности, патентам и товарным знакам Российской Федерации, 2014.

22. Королев В.И., Ластовцев А.Ю. Повышение безопасности атомных плавучих объектов за счет совершенствования систем безопасности, предотвращающих выход теплоносителя в окружающую среду. Вестник государственного университета морского и речного флота имени адмирала С.О. Макарова. 2015.- № 1(29), с. 60-68.

23. Королев В.И., Ластовцев А.Ю., Малышев В.А. «Организация циркуляции сред для нормального и аварийного охлаждения активных зон атомных плавучих объектов». Уч.пособие СПб, ГМА им. адм. С.О.Макарова. 2012.

24. Короткова Т.Ю. Разработка методики расчёта пароводяного инжектора. Диссертация на соискание учёной степени кандидата технических наук. СПБГТУРП, 2000.

25. Крайников А.В., Курдиков Б.А., Лебедев А.Н. и др. Вероятностные методы в вычислительной технике. М.: Высшая школа, 1986.

26. Кузнецов В.А. «Судовые ядерные энергетические установки». Л.: Судостроение, 1989.

27. Кухтевич В.О. Экспериментальное исследование теплогидравлических характеристик и устойчивости контура естественной циркуляции СПОТ ПГ АЭС-2006. Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук. Санкт-Петербург, 2010.

28. Кухтевич В.О., Безлепкин В.В., Светлов С.В. и др. Экспериментальное исследование теплогидравлических процессов для системы пассивного отвода тепла Ленинградской АЭС. — Атомная энергия. 2010, т. 108, вып. 5, с. 278-284.

29. Морозов А.В., Ремизов О.В. Современные разработки систем пассивного отвода тепла водоохлаждаемых реакторов. Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика ядерных реакторов, 2013, вып. 2, с. 61-78.

30. НП-001-15. Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии Общие положения обеспечения безопасности атомных станций.

31. НП-022-17. Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии. Общие положения обеспечения безопасности судов и других плавсредств с ядерными реакторами.

32. ОКБМ Африкантова. Заимствование перспективных технических решений. Система пассивного аварийного расхолаживания. Буклет. 2017.

33. Пахомов А.Н., Хизбуллин А.М., Соколов А.Н., Шмелев Д.И., Пейч Н.Н. Система аварийного отвода тепла. Патент №152416 опубл. 27.05.2015.

34. Пейч Н.Н, Шаманов Д.Н., Гравшин А.В., Алексеев Д.А. Статистические характеристики параметров маломасштабной модели системы пассивного отвода тепла морской реакторной установки. — Материалы десятой международной научно-технической конференции «Актуальные проблемы морской энергетики», Санкт-Петербург, 2021, с.

35. Пейч Н.Н, Шаманов Д.Н., Гравшин А.В., Алексеев Д.А. Статические характеристики маломасштабной модели системы пассивного отвода тепла морской реакторной

установки. - Материалы девятой международной научно-технической конференции «Актуальные проблемы морской энергетики», Санкт-Петербург, 2020, с. 324-326.

36. Пейч Н.Н., Аленичев О.Н., Самокалев С.К. О возможности совершенствования систем пассивного отвода тепла реакторных установок путём использования канала вскипания. Теплоэнергетика, 2013, № 4, с. 34-39.

37. Пейч Н.Н., Шаманов Д.Н., Алексеев Д.А. Система пассивного отвода тепла реакторной установки. Патент № 2740786, опубл. 21.01.2021, бюлл. №3.

38. Пейч Н.Н., Шаманов Д.Н., Алексеев Д.А., Аленичев О.Н., Гравшин А.В. Система пассивного отвода тепла реакторной установки. Патент РФ на полезную модель №2631057 Бюл. «Изобретения. Полезные модели», 2017, №26.

39. Пейч Н.Н., Шаманов Д.Н., Алексеев Д.А., Аленичев О.Н., Гравшин А.В. Система аварийного отвода тепла остаточных тепловыделений морских реакторных установок. -Материалы пятой всероссийской межотраслевой научно-технической конференции «Актуальные проблемы морской энергетики», Санкт-Петербург, СПбГМТУ, 2016, с.248-250.

40. Пейч Н.Н., Шаманов Д.Н., Алексеев Д.А., Гравшин А.В., Аленичев О.Н., Андреев А.Г. Экспериментальное исследование системы пассивного отвода остаточных тепловыделений морских реакторных установок. - Материалы всероссийского научно-технического форума «Корабельная энергетика из прошлого в будущее», Санкт-Петербург, 2017, с. 301-303.

41. Пейч Н.Н., Шаманов Д.Н., Алексеев Д.А., Шаманов Н.П., Андреев А.Г., Пахомов А.Н., Соколов А.Н., Хизбуллин А.М. Система пассивного отвода тепла реакторной установки. Патент № 186261, опубл. 15.01.2019. Бюл. № 2.

42. Пейч Н.Н., Шаманов Д.Н., Алексеев Д.А., Шаманова И.В., Андреев А.Г., Пахомов А.Н., Соколов А.Н., Хизбуллин А.М. Система пассивного отвода тепла реакторной установки. Патент № 2732857, опубл. 23.09.2020. Бюлл. №27.

43. Пейч Н.Н., Шаманов Д.Н., Гравшин А.В. О возможности совершенствования систем аварийного охлаждения реакторных установок плавучих объектов. - Материалы VIII Между-народной НТК «Актуальные проблемы морской энергетики», Санкт-Петербург, 2019, с. 326-328.

44. Пейч Н.Н., Шаманов Д.Н., Гравшин А.В. Алексеев Д.А. Экспериментальное исследование маломасштабной модели системы пассивного отвода тепла морской реакторной установки. Морские интеллектуальные технологии. 2019, № 4 (46) т.1 с. 117-122.

45. Пейч Н.Н., Шаманов Д.Н., Гравшин А.В. Аленичев О.Н., Андреев А.Г. Система пассивного отвода тепла реакторной установки. Патент РФ на полезную модель № 155932 от 29.09.2015.

46. Пейч Н.Н., Шаманов Д.Н., Гравшин А.В. Исследование влияния высоты циркуляционного тракта на гидравлические характеристики систем пассивного отвода тепла морских атомных установок. Морские интеллектуальные технологии. 2018, 4(42), с.146-149.

47. Пейч Н.Н., Шаманов Д.Н., Гравшин А.В. О возможности совершенствования систем пассивного отвода тепла морских реакторных установок путём использования пароводяного инжектора. Морские интеллектуальные технологии. 2019, № 2 (44) т.1 с.124-129.

48. Пейч Н.Н., Шаманов Д.Н., Гравшин А.В., Алексеев Д.А., Аленичев О.Н. Экспериментальное исследование теплогидравлических характеристик системы пассивного отвода остаточных тепловыделений. - Материалы VII Всероссийской межотраслевой НТК «Актуальные проблемы морской энергетики», Санкт-Петербург, 2018, с. 365-367.

49. Петрунин В.А., Большухин М.А., Хизбуллин А.М., Соколов А.Н. Результаты 10 исследований пассивного канала системы аварийного расхолаживания инновационных проектов АЭС малой и средней мощности. Материалы конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВР, ОКБ «Гидропресс», 25-29 мая 2009 г.

50. Правила классификации и постройки атомных судов и плавучих сооружений. СПб, РМРС, НД № 2-020101-112, 2018.

51. Саркисов А.А., Антипов С.В., Смоленцев Д.О., Билашенко В.П., Кобринский М.Н., Сотников В.А., Шведов П.А. Безопасное развитие атомных энергетических технологий в Арктике: перспективы и подходы. Известия вузов. Ядерная энергетика. №3, 2018. с. 5-17.

52. Соколов Е.Я., Зингер Н.М. Струйные аппараты. - М.: Энергоатомиздат, 1989.

53. Субботин В.И., Ремизов О.В., Воробьев В.Л. Температурные режимы и теплоотдача в области ухудшенного теплообмена. Теплофизика высоких температур, т. 11, №6, с. 1220-1226.

54. Судаков А.В., Трофимов А.С. Напряжения при пульсациях температур. М., Атомиздат, 1984.

55. Судаков А.В., Трофимов А.С. Пульсации температур и долговечность элементов энергооборудования. Л., Энергоатомиздат, Лениград. 1989.

56. Фадеев Ю.П., Большухин М.А., Пахомов А.Н., Хизбуллин А.М., Соколов А.Н., Шмелев Д.И. Облик комплекса систем безопасности для перспективных судовых и транспортабельных реакторных установок. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерные реакторы и константы. 2016, №3, с. 61-68.

57. Шаманов Н.П., Дядик А.Н., Лабинский А.Ю. Двухфазные струйные аппараты. - Л.: Судостроение, 1989

58. Экспериментальное исследование маломасштабной модели перспективной системы отвода тепла реакторной установки шифр «СПОТ-ММ» Отчёт о научной-

исследовательской работе №6НР. Калмыков А.Н., Пейч Н.Н., Шаманов Д.Н., Шаманова И.В., Андреев А.Г., Алексеев Д.А., Аленичев О.Н., Гравшин А.В., Пикатова Р.В. СПБГМТУ, 2016.

59. Advanced nuclear plant design options to cope with external events. IAEA-TECDOC-1487, IAEA, Vienna, 2006.

ASME Boiler & Pressure Vessel Code, Third Edition,Volume 3, 2009.

60. Aszydi A., Krepper E., Schaffrath A. Numerical simulation of the emergency condenser of the SWR 1000 / Proc. of NURETH-9, San Francisco, California, October 3-8, 1999.

61. Bae B-U., Yun B-J., Bae S-W., Choi K-Y., Song C-H. Analysis of PAFS Horizontal Heat Exchanger in APR+ and the Scale-up Capability of Experimental Loop / Proc. of ICAPP 2010, Paper 10227, San Diego, USA, June 13-17, 2010.

62. Carelli M.D., Petrovic V., Conway L.E., Oriani L., Kling C.L., Miller K., Lombardi C.V., Ricotti M.E., Barroso A.C.O., Collado J.M., Cinotti L., Storai S., Berra F., Todreas N.E., Ninokata H., Cavlina N., Grgic D., Oriolo F., Moraes M.M., Frederico C., Henning F., Griffith W., Love J., Ingersoll D.T., Wood R., Alonso G., Kodochigov N., Polunichev V., Augutis J., Alzbutas R., Boroughs R.D., Naviglio A., Panella B. IRIS design overview and status update / Proc. of ICONE 13, ICONE13-50442, Beijing, China, May 16-20, 2005.

63. Chung Y-J., Yang S.H., Kim H.C., Zee S.Q. Study on the thermal hydraulic characteristics of a residual heat removal system for the SMART plant / Proc. of NURETH-10, Seoul, Korea, october 5-9, 2003.

64. Design Safety Considerations for Water Cooled Small Modular Reactors Incorporating Lessons Learned from the Fukushima Daiichi Accident. IAEA-TECDOC-1785, INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, VIENNA, 2016.

65. Frogheri M., Saiu G. AP1000: Ansaldo participation to engineering and construction activities for China plant / Proc. of ICONE 17, ICONE17-75683, July 12-16, Brussels, Belgium, 2009.

66. Fullwood R.R. Probabilistic Safety Assessment in the Chemical and Nuclear Industries, Butterworth-Heineman, 2000.

67. Gautier G-M., Chenaud M-S., Tourniaire B. SCOR 1000: an economic and innovative conceptual design PWR / Proc. of ICAPP 2007, Paper 7417, Nice, France, May 13-18, 2007.

68. Harrop G. The Design and Construction of the AP1000 Nuclear Power Plant. The Application of Generation III+ Technology / Proc. of ICAPP 2011, Paper 11326, Nice, France, May 25, 2011.

69. Hibi K., Ono H., Kanagawa T. Integrated modular water reactor (IMR) design // Nuclear Engineering and Design, 2004, v. 230, p. 253-266.

70. Ishida T. Performance of Safety System of Passive Safety Small Reactor for Distributed Energy Supply System / Proc. of GENES4/ANP2003,

71. K.I. Soplenkov, V.G. Selivanov, Yu.N. Filimontsev, B.I. Nigmatulin, V.V. Bredikhin, E.I. Trubkin, E.Z. Emeljanenko, A.W. Reinsch, Design and testing of passive heat removal. 2017.

72. Kuznetsov Yu.N., Romenkov A.A., Yarmolenko O.A., Alekseev A.I. State of the art and prospects for development of innovative simplified boiling water reactor VK-300 / Proc. of ICONE 9, ICONE9-177, Nice, France, April 8-12, 2001.

73. Lee Doug. B&W mPower program / Proc. Of IAEA SMR Technology Workshop, Vienna, Austria, December 6, 2011.

74. Marine-Nuclear Power: 1939-2018. Part 5: China, India, Japan & other nations, Peter Lobner Jyli 18.9.

75. Mattioda F. CATHARE2 V1.4 capability to simulate the performance of isolation condenser systems with thermal valve / Proc. of Int. Conf. Nuclear Energy in Central Europe, 2001.

76. Mehta H.S., Pappone D.C. New Generation of BWRs, Chapter 58, Companion Guide to the ASME Boiler & Pressure Vessel Code, Third Edition,Volume 3, 2009.

77. NuScale Technology Overview / Proc. of U.S. Nuclear Regulatory Commission Pre-Application Meeting, Rockville, MD, December 13, 2010.

78. Pahladsingh R.R. Plant Experience with Check Valves in Passive Systems / Proc. of an Advisory Group meeting, IAEA-TECDOC-920, Julien, Germany, 21-24 November 1994.

79. Pasler D. The Safety Concept of the SWR 1000 with Active and Passive Safety Systems / Proc. Of ICAPP 2008, Paper 8411, Anaheim, CA USA, June 8-12, 2008.

80. Passive Safety Systems and Natural Circulation in Water Cooled Nuclear Power Plants, IAEATECDOC-1624, IAEA, Vienna, 2009.

81. Progress in design, research and development and testing of safety systems for advanced water cooled reactors. IAEA-TECDOC-872. Proceedings of a Technical Committee meeting held in Piacenza, Italy, 16-19 May 1995.

82. Safety aspects of designs for future light water reactors (evolutionary reactors), IAEA-TECDOC78 712, IAEA, Vienna, 1993.

83. Sinha R.K., Kakodkar A. Design and development of the AHWR - the Indian thorium fueled innovative nuclear reactor // Nuclear Engineering and Design, 2006, v. 36, p. 683-700.

84. Song C.-H., Kwon T.S., Yun B.J., Kim H.Y., Jun H.G. Advanced Design Features and the Thermal-Hydraulic Tests for the APR+ Reactor / Proc. of ICAPP 2011, Paper 11445, Nice, France, May 2-5, 2011.

85. Status of innovative small and medium sized reactor designs 2005, IAEA-TECDOC-1485, IAEA, Vienna, 2006.

86. Status of Small Reactor Designs without On Site Refuelling, IAEA-TECDOC-1536, Vienna, 2007.

87. Taylor J.J., Stahlkopf K.E., DeVine Jr. J.C. Advanced light-water reactor development in the United States. A number of design concepts are being pursued, IAEA BULLETIN, . 3, 1989.

88. Xinian Z., Weijun G., Bing H., Shifei S. Transient analyses of the passive residual heat removal system // Nuclear Engineering and Design, 2001, v. 206, p. 105-111.

89. Zejun X., Wenbin Z., Hua Z., Bingde C., Guifang Z., Dounan J. Experimental research progress on passive safety systems of Chinese advanced PWR // Nuclear Engineering and Design, 2003, v. 225, p. 305-313.

90. Пахомов А.Н., Хизбулин А.М., Соколов А.Н. Система аварийного отвода тепла. Патент № 167923, опубл. 12.01.2017, бюлл. №2.

91. Зайдель А.Н. Элементарные оценки ошибок измерений. Л.:, Наука, 1968.

92. Рабинович С.Г. Погрешности измерений. Л.: Энергия, 1978.

93. Тойберт П. Оценка точности результатов измерений. М.: Энергоатомиздат, 1988.

ПРИЛОЖЕНИЕ А. СПОТ СТАЦИОНАРНЫХ ЯЭУ

А.1 СПОТ кипящих реакторов

Краткий обзор CПОТ, в том числе и CПОТ кипящих реакторов, дан в работе [29]. Впервые системы пассивного отвода остаточного тепловыделения от активной зоны применены в кипящих реакторах (boiling water reactor - BWR). В ранних проектах BWR, разработанных компанией General Electric (C^ŒA) для отвода остаточного тепловыделения от активной зоны, использовалась система отсечных конденсаторов.

Отсечные конденсаторы устанавливались практически на всех реакторах первого и второго поколений BWR, построенных в период с l960 по l970 гг., кроме демонстрационных AЭC. Это KAHL ^P^ l96l) и JPRD (Япония, l963). Также они были применены на следующих проектах BWR, введённых в эксплуатацию в l970-l97l гг: Dresden 2, Dresden 3, Milstone 1 ^ШЛ), Santa Maria de Garona (Испания) и Fukshima (Япония) [29, 66].

На более поздних проектах кипящих реакторов, в связи с ростом единичной мощности блока и необходимостью использования больших по размеру теплообменников, система отсечных конденсаторов заменена на дополнительные впрыскивающие турбонасосы, обеспечивающие подпитку реакторного контура в случае отсечения турбины [29, 76].

Отсечной конденсатор кипящего реактора (рисунок A.1, а) представляет собой теплообменник, расположенный выше реактора и помещённый в бак или бассейн, наполненный водой при атмосферном давлении. Теплообменник с помощью горячей и холодной веток, оснащённых арматурой, соединён с реактором, причём вентиль на горячей ветке открыт при работе реактора на мощности, следовательно, трубопроводы системы заполнены конденсатом.

В случае аварийной ситуации, когда нормальная система теплоотвода через конденсатор турбины недоступна, открывается арматура на сливной линии и пар из активной зоны по горячей ветке поступает в теплообменник. Там он конденсируется, отдавая теплоту воде в баке, и конденсат за счёт силы тяжести стекает обратно в реактор по холодной ветке, организуя, таким образом, контур ЕЦ.

1 - реактор, 2 - бассейн залива FP, 3 - отсечной конденсатор, 4 - бассейн подавления давления, 5 - барабан сепаратор, 6 -конденсатор, 7 - бак аварийного расхолаживания, 8 - теплообменник а) - реактор BWR, б) - реактор ESBWR, в) - реактор KERENA, г) - реактор ВК-300,

д) - реактор AHWR.

Рисунок А.1 - СПОТ кипящих реакторов [29]

Длительность охлаждения активной зоны реактора с помощью данной системы определяется объёмом воды в баке, в котором размещён конденсатор, и обычно не превышает 8 часов без дополнительной подпитки. Включение системы производится автоматически по сигналу роста давления в активной зоне или оператором с блочного щита управления.

Основная функция отсечных конденсаторов - ограничение роста давления в реакторе до величины ниже уставки срабатывания предохранительного клапана, предотвращать ненужное снижение давления в реакторе и выход радиоактивного теплоносителя за пределы корпуса [29, 78].

Система состоит из четырёх каналов, максимальная мощность каждого канала 33,8 МВт. В качестве конденсаторов используются вертикальные теплообменники (по два на канал), расположенные в бассейне [29, 80].

Система отсечных конденсаторов обеспечивает отвод остаточного энерговыделения от реактора в течение 72-х часов, испаряя воду из баков в атмосферу.

Ещё одним проектом кипящего реактора, в котором предусматривается пассивный отвод остаточной теплоты, является реакторная установка KERENA, разработанная компанией AREVA NP. Для отвода остаточного тепловыделения используется система аварийных конденсаторов, изображённая на рисунке А.1, б. Аварийные конденсаторы представляют собой трубчатые горизонтальные U-образные теплообменники. В случае аварии система отводит остаточное энерговыделение, генерируемое в активной зоне, к холодной воде, находящейся в бассейне залива активной зоны объёмом 3200 м3. Объёма бассейна хватает для охлаждения активной зоны в течение 72-х часов [29, 60].

В состав системы аварийных конденсаторов входят четыре подсистемы, которые при совместной работе имеют максимальную теплоотводную мощность 224 МВт. Применено резервирование каналов по принципу четырёх каналов с 50 % мощностью каждый, то есть двух каналов системы достаточно для охлаждения реактора при авариях с плотным контуром [29, 79].

В своем последнем проекте кипящего реактора ESBWR компания GEH (General Electric-Hitachi Nuclear Energy) вновь применяет систему отсечных конденсаторов (рисунок А.1, в) [29, 80]. Особенностью системы является то, что теплообменники подсоединены к реактору трубопроводами без арматуры. В процессе работы на мощности конденсаторы не функционируют, так как их теплообменные трубки расположены ниже уровня теплоносителя в реакторе и, следовательно, заполнены в это время водой. Гидрозатвор на линии подачи конденсата предотвращает поступление воды из реактора в трубчатку.

Система включается в работу при снижении уровня воды в реакторе. Пар из активной зоны начинает поступать в теплообменники. Конденсируясь в трубках, пар передаёт теплоту воде бассейна залива активной зоны. Образовавшийся конденсат за счёт гравитации поступает по линии возврата обратно в корпус реактора. Бассейн, в котором находятся аварийные конденсаторы, размещён внутри защтной оболочки (ЗО). Пар, образующийся в результате вскипания воды, конденсируется с помощью пассивной системы охлаждения контейнмента. При этом конденсат стекает обратно в бассейн, увеличивая общее время работы системы.

Аналогичная система отвода остаточных тепловыделений (СПОТ), запуск в работу которой происходит пассивно при снижении уровня в реакторной установке, предусмотрена в проекте кипящего реактора ВК-300, разработанного в НИКИЭТ (рисунок А.1, г) [29, 72].

При работе СПОТ охлаждение реактора происходит за счёт ЕЦ теплоносителя через конденсатор (СПОТ), который в свою очередь охлаждается с помощью воды из баков аварийного расхолаживания, циркулирующей во II контуре системы. Объёма баков достаточно для отвода теплоты от реактора в течение суток. Для продления времени работы системы предусмотрен отвод остаточного тепловыделения к окружающему воздуху.

В Индии разработан проект реактора AHWR (Advanced Heavy Water Reactor) электрической мощностью 300 МВт. Это - кипящий реактор с вертикальными топливными каналами, использующий ториевое топливо и работающий на ЕЦ. В качестве теплоносителя применяется обычная вода, в качестве замедлителя - тяжёлая [29, 83]. Схема СПОТ данного реактора состоит из восьми отсечных конденсаторов, расположенных в бассейне для гравитационного залива, имеющем объём 6000 м3 и расположенном в верхней части ЗО (рисунок А.1, ó). Объёма воды в бассейне достаточно для охлаждения активной зоны в течение 72-х часов без закипания воды.

А.2 СПОТ реакторов с водой под давлением

В работе [29] дан также и общий обзор СПОТ реакторов с водой под давлением. Для улучшения экономических показателей АЭС на базе основных технических решений, заложенных в проект АР-600, разработан проект реактора электрической мощностью 1117 МВт, который получил название АР-1000.

В состав системы пассивного охлаждения активной зоны реактора АР-1000 входит теплообменник пассивного отвода остаточного тепловыделения, подключённый непосредственно к первому контуру реактора (рисунок А.2, а). Теплообменник предназначен для отвода остаточной теплоты от реактора при аварии с плотным контуром, в которой происходит потеря возможности отвода теплоты от активной зоны через ПГ, а также при авариях с малой течью [29, 68].

Вход теплообменника соединён с петлёй главного циркуляционного контура (ГЦК) через линию, которая открыта в режиме нормальной эксплуатации. Выход, соединённый с камерой холодной ветки ПГ, обычно закрыт арматурой. Трубки теплообменника погружены во внутриконтейнментный бассейн перегрузки топлива объёмом около 2784 м3 и находятся выше

уровня трубопроводов первого контура [29, 65].

1 — реактор, 2 — ПГ, 4 — теплообменник, 5 — бассейн выдержки отработанного топлива, 6 — бассейн пассивного охлаждения конденсата, 9 — аварийный подпиточный бак,

10 — градирня

а) — реактор АР-1000, б) — реактор АРК+, в) — реактор АС-600 Рисунок А.2 — СПОТ реакторов с водой под давлением [29]

Во время нормальной эксплуатации теплообменник заполнен конденсатом и находится под давлением первого контура. В случае аварийной ситуации, связанной с отсечением турбины, остаточная теплота от реактора начинает отводиться через данную систему. После открытия вентилей на линии слива образуется контур однофазной ЕЦ. Горячая вода первого контура попадает в трубный пучок через верхний коллектор из горячей ветки ГЦК и отдаёт теплоту воде в бассейн перегрузки топлива. Холодная вода возвращается обратно в реактор.

Бассейн перегрузки топлива поглощает остаточную теплоту от реактора в течение часа, прежде чем вода в нём достигает температуры насыщения при давлении в ЗО и начинает кипеть. Пар, образующийся в результате кипения воды, конденсируется на стальных стенках

контейнмента, которые охлаждаются водой или воздухом с помощью системы пассивного охлаждения ЗО. Конденсат за счёт силы тяжести стекает обратно в бак. Воды в бассейне, охлаждающем контейнмент, достаточно на 72 часа охлаждения активной зоны в таком режиме.

В проекте корейского реактора АРК+ (Advanced Power Reactor Plus) электрической мощностью 1500 МВт предусмотрено использование дополнительной пассивной системы питательной воды, показанной на рисунке А.2, б [29, 61].

Система предназначена для расхолаживания второго контура реакторной установки в случае аварии с потерей источников электроснабжения. Максимальная отводимая мощность составляет 138 МВт.

В состав пассивной системы питательной воды реактора АРК+ входят горизонтальные U-образные теплообменники, размещённые в двух бассейнах пассивного охлаждения конденсата. Бассейны имеют объём около 1440 м3 каждый и находятся за пределами ЗО. Вода в бассейнах находится при атмосферном давлении. Система состоит из восьми теплообменников, сгруппированных в два канала, по одному на каждый ПГ. Система должна обеспечивать теплоотвод от активной зоны в течение не менее восьми часов [29, 84].

В КНР разработан проект двухпетлевого реактора с водой под давлением электрической мощностью 600 МВт АС-600 (Advanced Chinese PWR). Проект создан на основе работающей АЭС Qinshan-II с добавлением пассивных систем безопасности [29, 88]. Для аварийного расхолаживания реактора в проекте применена СПОТ (рисунок А.2, в) [29, 89].

В случае аварии после прекращения подачи пара на турбину открываются предохранительные клапаны на ПГ. По сигналу снижения уровня в ПГ открывается арматура на сливной линии, и вода из аварийного подпиточного бака поступает в ПГ. Там она испаряется, пар поступает на аварийный воздушный теплообменник, где конденсируется, отдавая теплоту окружающему воздуху, а конденсат возвращается обратно в ПГ.

А.3 СПОТ интегральных и блочных реакторов

Обзор СПОТ интегральных и блочных реакторов также дан в работе [29]. Один из первых проектов интегральных реакторов SIR (Safe Integral Reactor) электрической мощностью 325 МВт разработан в 1989 г. компанией Combustio Engineering совместно с Rolls Royce, Strone & Webster Engineering Corporation и United Kingdom Atomic Energy Authority. Отвод теплоты осуществляется с помощью 12 прямоточных ПГ. Данный проект стал предшественником большинства проектов интегральных реакторов в последующие годы [29, 87].

Для отвода остаточных тепловыделений в проекте предусмотрена вторичная конденсационная система, изображённая на рисунке А.3, а. Система отводит теплоту от второго контура с помощью четырёх ПГ. Пар с них направляется на теплообменники-конденсаторы, погружённые в бассейн, расположенный выше реактора. Запаса воды достаточно на 72 часа испарительного охлаждения [29, 82].

Аналогичные по принципу работы системы отвода теплоты от второго контура применяются в проектах реакторов IRIS, SMART и mPower. Реактор IRIS (International Reactor Innovative and Secure) электрической мощностью 335 МВт, разработанных международным консорциумом под руководством компании Westinghouse, для отвода остаточных энерговыделений. Система состоит из четырёх каналов по два ПГ на каждый. В состав каждого канала входит один горизонтальный U-образный теплообменник, погружённый в бассейн перегрузки топлива, напорная и сливная линии и один бак подпитки ПГ. Объёма воды в бассейне перегрузки достаточно для отвода остаточной теплоты в течение недели [29, 62].

Реактор SMART (System-integrated Modular Advanced Reactor) тепловой мощностью 330 МВт, разработанный KAERI (Республика Корея), для обеспечения безопасности использует СПОТ от второго контура. Система обеспечивает отвод теплоты с помощью ЕЦ в случае аварии, связанной с потерей питательной воды или электроснабжения [29, 63].

СПОТ состоит из четырёх каналов с 50% мощностью каждый, то есть двух каналов достаточно для охлаждения активной зоны. Каждый из них включает в себя теплообменник, погружённый в аварийный охлаждающий бак, компенсационный бак с азотной подушкой, трубопроводы с обратными и запорными клапанами. Запаса воды достаточно для охлаждения реактора в течение 72 часов.

Модульный реактор интегрального типа mPower разработан компанией Generation mPower LLC. Электрическая мощность реактора 125 МВт (тепловая 425 МВт). Реактор предполагается размещать в ЗО под землёй. Охлаждение активной зоны при аварии производится с помощью СПОТ. Две независимые петли с теплообменниками, размещёнными в корпусе реактора, обеспечивают теплоотвод от активной зоны в течение не менее 72 часов [29, 73].

В Японии компанией Mitsubishi Heavy Industries (МН1) разработан проект реактора IMR (Integrated Modular Water Reactor) электрической мощностью 350 МВт, работающего на ЕЦ в первом контуре.

1 - интегральный реактор, 2 - ПГ, 3 - ГЦН, 4 - теплообменник, 5 - бассейн, 6 - буферная ёмкость,7 - тепловой клапан, 8 - градирня, 9 - входной экран, 10 - реакторные рециркулирующие клапаны, 11 - защитная оболочка, 12 - бассейн охлаждения защитной оболочки, 13 - отсечной клапан, 14 - форсунки, 15 - баки питательной воды а) - реактор SIR, б) - реактор IMR, в) - реактор CAREM, г) - реактор SCOR, д) - реактор PSRD, е) - реактор NuScale. Рисунок А.3 - СПОТ интегральных реакторов [29]

Для отвода остаточных тепловыделений в реакторе применена автономная система

прямого отвода теплоты, изображённая на рисунке А.3, б. Система состоит из двух

теплообменников для пассивного охлаждения ПГ. Теплообменники размещены в бассейне, заполненном водой. Особенностью системы является то, что через 24 часа с начала аварии после испарения воды начинается теплоотвод к воздуху, так как бассейн размещён на дне аэродинамической трубы [29, 69].

В Аргентине Национальной комиссией по атомной энергии (Comision Nacional de Energia Atomic - CNEA) и компанией IN-VAP разработан проект реактора CAREM-25 (Central Argentina de Elementos Modulares). Реактор работает на принципе ЕЦ. Электрическая мощность установки 25 МВт, тепловая 100 МВт. Для охлаждения активной зоны в аварийных ситуациях используется система отвода остаточных энерговыделений. Схема системы показана на рисунке А.3, в [29, 85].

Остаточное тепловыделение отводится от первого контура с помощью горизонтальных U-образных теплообменников, размещённых в двух бассейнах с холодной водой под реакторной оболочкой. Верхний коллектор подключён к крышке корпуса реактора, нижний коллектор подсоединён к корпусу реактора ниже уровня теплоносителя. В случае аварии с потерей электроснабжения и плотным контуром система может охлаждать активную зону в течение 48 часов [29, 59].

При разгерметизации трубок теплообменника СПОТ, внутри которых находится среда первого контура, возможен выход радиоактивных веществ, поэтому для увеличения надёжности в некоторых пассивных системах теплоотвода используется промежуточный контур. Такая система применяется в интегральном реакторе SCOR (Simple Compact Reactor) электрической мощностью 630 МВт, разработанном во Франции Комиссариатом по атомной энергии. Особенностью установки является то, что ПГ с U-образным трубным пучком расположен над активной зоной в крышке корпуса реактора, как в транспортных установках. Такая конструкция позволила освободить в корпусе реактора место для активной зоны и увеличить единичную мощность установки [29, 67].

В случае аварийной ситуации первый контур реакторной установки охлаждается с помощью теплообменников, размещённых в опускном участке корпуса реактора. Всего имеются 16 теплообменников, объединённых в СПОТ от первого контура. В качестве конечного стока теплоты используются как вода, так и воздух. Четыре канала подключены к теплообменникам, погружённым в бассейн с водой.

Остальные 12 каналов соединены с теплообменниками, расположенными в градирнях (воздушных каналах). К каждому каналу подключены буферные ёмкости с азотной подушкой, предназначенные для компенсации расширения воды при разогреве реактора. Для расхолаживания реактора достаточно четырёх каналов (любых водяных или воздушных). Принципиальная схема системы приведена на рисунке А.3, г.

Каналы СПОТ рассчитаны на давление I контура и находятся в горячем состоянии при

работе реактора на мощности. Запуск воздухоохлаждаемых каналов происходит путём открытия воздушных заслонок. Для запуска в работу водяных каналов СПОТ применяется тепловой клапан. Данное устройство позволяет изменять отводимую мощность, меняя условия теплообмена в бассейне, при этом избегая установки арматуры на трубопроводах системы пассивного теплоотвода [29, 75].

Устройство состоит из куполообразного сосуда, погружённого в бассейн, в котором находится теплообменник. Сосуд оснащён управляющим клапаном на верхней части и открыт с нижней стороны. В режиме нормальной эксплуатации реактора управляющий клапан закрыт. Перегретый пар удерживается под оболочкой сосуда и ЕЦ в теплообменнике отсутствует. Когда управляющий клапан открывается, пар выходит из сосуда и конденсируется, через низ сосуда на его место устремляется холодная вода. При этом устанавливается ЕЦ, позволяющая пассивно отводить остаточную теплоту.

Воздушные каналы способны работать в режиме принудительной циркуляции для расхолаживания первого контура в процессе перегрузки топлива. При этом происходит дополнительное охлаждение каналов с помощью подачи технической воды. Таким образом, система заменяет штатную активную систему отвода теплоты, применяемую в действующих реакторах типа PWR.

В некоторых современных проектах реакторов предусматривается размещение корпуса реактора в бассейне ЗО, заполненном водой. В случае аварии отвод теплоты от активной зоны осуществляется сначала к воде в ЗО, а уже затем к конечному поглотителю. Примером такой установки служит разработанный в Японии реактор PSRD (Passive Safe Small Reactor for Distributed energy supply system) тепловой мощностью 100 МВт. Корпус реактора находится в контейнменте, заполненном водой, с аргоновой газовой подушкой в верхней части. Чтобы предотвратить переток теплоты от корпуса реактора к воде при работе на мощности, предусмотрена многослойная изоляция [29, 86].

Охлаждение активной зоны производится с помощью аварийной системы отвода остаточных энерговыделений к воде, заполняющей пространство ЗО (рисунок А.3, д). Запуск системы в работу происходит после открытия гидравлически управляемого вентиля на линии, связывающей паропровод второго контура и теплообменник. Вентиль удерживается закрытым за счёт давления питательной воды II контура [29, 70].

В случае аварии происходит отсечение реактора от турбины. При этом питательный насос останавливается, давление, удерживающееся закрытым вентилем, на линии исчезает, и пар направляется в теплообменник из основной паровой линии, а вода из теплообменника стекает в ПГ по линии питательной воды. Теплота от воды в ЗО отводится в атмосферу с помощью системы охлаждения воды контейнмента.

В США компанией NuScale Power Inc. разработан модульный реактор Nuscale на ЕЦ электрической мощностью 45 МВт. Реактор планируется разместить ниже уровня земли в ЗО, окружённой бассейном с водой объёмом 15140 м3. ПГ реакторной установки расположен в верхней части корпуса снаружи горячей ветки подъёмного участка и состоит из пучков вертикальных спиральных труб [29, 77].

Отвод остаточных энерговыделений от активной зоны осуществляется за счёт нагрева и последующего испарения воды из бассейна, окружающего ЗО. Пассивная система охлаждения реактора NuScale (рисунок А.3, е) состоит из СПОТ и аварийной системы охлаждения активной зоны.

Система состоит из двух каналов и обеспечивает охлаждение активной зоны в режиме нормального останова, аварий с потерей электроснабжения или переходных режимов, которые приводят к потере питательной воды. Каждый канал способен самостоятельно расхолодить реактор, то есть система имеет 100 % резервирование. Охлаждение активной зоны происходит через ПГ.

Вода из бассейна охлаждения ЗО поступает в трубный пучок ПГ, где испаряется. Образовавшийся пар через форсунки возвращается в водяной объём бассейна и конденсируется. В момент запуска вода в трубчатку поступает из бака питательной воды, затем система переходит на работу в режиме ЕЦ. Для предотвращения обратного тока на линии подачи воды установлены обратные клапаны. Объёма бассейна достаточно для охлаждения активной зоны в течение трёх суток.

В случае несрабатывания СПОТ охлаждение реактора осуществляется с помощью аварийной системы охлаждения активной зоны. Система состоит из двух независимых реакторных вентилирующих клапанов, двух независимых реакторных рециркулирующих клапанов и системы охлаждения ЗО.

При запуске системы открываются вентилирующие клапаны на корпусе реактора. Пар из первого контура попадает в объём металлической ЗО, рассчитанной на давление 3,1 МПа. Конденсируясь на стенках ЗО и отдавая теплоту внешнему бассейну, он образует уровень жидкости, которая через рециркулирующие клапаны попадает обратно в реактор, образуя контур

ЕЦ.

А.4 Отечественные СПОТ с конечным поглотителем атмосферным воздухом

Первые отечественные системы пассивного отвода теплоты через парогенераторы появились в проектах АЭС с ВВЭР-1000, разработанных в первые годы после Чернобыльской аварии (проекты НП 88 и НП 92; разработчик АО «Атомэнергопроект», г. Москва). В них в качестве конечного поглотителя теплоты использовался атмосферный воздух, поток которого омывал внешнюю поверхность трубчатого теплообменника. Для интенсификации этого воздушного потока каждый из 16 теплообменников, установленных на крыше защитной оболочки, был снабжён тяговой трубой высотой 25 м [29, 14].

В 2006 году постановлением правительства РФ дан новый толчок развития атомной энергетики в России с ориентацией на крупные энергоблоки. Отражением этого явилась концепция АЭС 2006 - сооружение головного блока с реактором ВВЭР-1200 на НВАЭС-2 (разработчик АО «Атомэнергопроект», г. Москва). В проекте имеется основанная на пассивных принципах система аварийного отвода теплоты от второго контура реактора через парогенераторы: САР ПГ. Схема этой системы приведена на рисунке А.4.

Рассматриваемая система отличается, в первую очередь, видом конечного поглотителя теплоты - атмосферный воздух [9].

А.5 Комплексный стенд СПОТ ПГ АЭС-2006

В разработанном СПбАЭП проекте АЭС-2006 на площадке ЛАЭС-2 в качестве конечного поглотителя используется выкипающая вода, запасённая в баках аварийного отвода теплоты (БАОТ). Эти баки размещены на крыше защитной оболочки. В нижней части БАОТ расположены трубчатые теплообменники, внутри которых при опускном движении теплоносителя второго контура парогенерирующей установки осуществляется конденсация пара и охлаждение конденсата. Существенно повышенные по сравнению с воздухоохлаждаемыми теплообменниками коэффициенты теплопередачи и высокая аккумуляция энергии, поглощаемой единицей объёма воды атмосферного давления при её нагреве до температуры насыщения и последующего испарения этой воды (меньше 2600 МДж/м), позволяют создать компактную СПОТ ПГ с приемлемым сроком действия до принятия мер по активному водяному заполнению БАОТ. Транспортировка охлаждаемого теплоносителя от парогенератора до теплообменника и обратно осуществляется естественной циркуляцией [28].

Рисунок А.4 — СПОТ проекта АЭС-2006 на площадке НВАЭС-2 [9]

Для обоснования работоспособности и эффективности проектируемой СПОТ ПГ были выполнены исследования на комплексном стенде ОАО «НПО ЦКТИ».

Принципиальная схема циркуляционных контуров модели СПОТ ПГ проекта АЭС-2006 на площадке ЛАЭС-2 приведена на рисунке А.5.

1 - парогенератор-сепаратор, 2 - циркуляционный насос, 3, 7 - расходомерные дроссельные устройства, 4, 5 - электронагреватели, 6 - запорный клапан, 8 - паропровод, 9 - конденсатопровод, 10 - ТОАР, 11 - БАОТ Рисунок А.5 - Принципиальная схема крупномасштабной модели СПОТ ПГ [28]

Схема содержит два гидравлически связанных контура [28]:

- контур генерации пара, работающий при многократной принудительной циркуляции, содержащий циркуляционный насос 2; электронагреватели 4, 5, суммарной мощностью 1 МВт; расходомерное дроссельное устройство 3; парогенератор-сепаратор 1;

- исследуемый пароконденсатный контур, работающий при ЕЦ, включал в себя ПГ 1; теплообменный аппарат реактора (ТОАР) 10, расположенный в БАОТ 11; соединительный паропровод 8 и конденсатопровод 9. В нижней части конденсатопровода расположены запорный клапан 6 и сменная дроссельная шайба 7, по перепаду давления на которой определялся расход конденсата через рассматриваемый контур. Общая высота контура 23 м [28].

При разогреве имело место частичное водяное заполнение ПГ и полное заполнение конденсатопровода и ТОАР. Клапан 6 был закрыт. При его открытии происходило опорожнение ТОАР и включение его в работу.

На основе результатов исследования экспериментально обоснована надёжность и высокая эффективность работы, впервые предлагаемой пассивной системы отвода теплоты от парогенераторов для реакторных установок ЛАЭС-2 и ВВЭР-640 [28]:

- обоснована возможность поддержания практически постоянной мощности теплоотвода системой при изменении в широких пределах давления пара в ней. Значение этой мощности устанавливается подбором соответствующего сечения клапана на конденсатопроводе;

- доказана устойчивая естественная циркуляция теплоносителя в системе на всех режимах её работы;

- показана неизменность тепловых характеристик ТОАР (сталь 12Х18Н10Т) после его десятилетнего пребывания в режиме ожидания;

Результаты исследований внедрены при разработке проекта системы для ЛАЭС -2 и в проекте энергоблока ВВЭР-640 [28].

А.6 СПОТ ПГ АЭС-2006

Созданный проект «АЭС-2006» уникален комбинацией современных активных систем безопасности и пассивных систем управления запроектными и тяжёлыми авариями, он полностью соответствует рекомендациям EUR, МАГАТЭ и NRC и является одним из лучших представителей АЭС поколения «3+».

Одним из специальных средств управления запроектными авариями (ЗПА), предусмотренными проектом «АЭС-2006», является СПОТ ПГ, предназначенная для длительного отвода остаточной теплоты активной зоны к конечному поглотителю через второй контур при ЗПА. Система дублирует соответствующую активную систему отвода теплоты к конечному поглотителю в случае невозможности выполнения ею проектных функций [8].

Функционирование СПОТ ПГ основывается на пассивных принципах. Выбранная конструкция системы обеспечивает её полностью автономную без участия оператора работу при ЗПА, в которой проектом предусмотрено применение СПОТ ПГ. Система состоит из четырёх полностью независимых каналов производительностью 33,3% каждый (то есть трёх работоспособных контуров циркуляции СПОТ достаточно для осуществления системой своих

функций в полном объёме в любом, требующем её работы, режиме). Схематичное изображение конструкции СПОТ ПГ представлено на рисунке А.6 [8].

1 - ПГ, 2 - подъёмный паропровод, 3 - бак запаса воды, 4 - теплообменник СПОТ, 5 - опускной трубопровод, 6 - пусковые клапаны.

Рисунок А.6 - Конструкция СПОТ ПГ [8]

Отвод теплоты к конечному поглотителю - окружающей среде, осуществляется по цепи: реактор - парогенератор - СПОТ ПГ - атмосферный воздух. Теплота в атмосферу отводится посредством испарения запасов воды из баков СПОТ ПГ.

В дальнейшем, в связи с последствиями аварийных событий на АЭС «Фукусима» в концепции по управлению запроектными авариями, был принят подход, основанный на обеспечении полной автономности и независимости АЭС в течение, как минимум, 72-х часов. Для реализации этого подхода были разработаны соответствующие мероприятия по предотвращению или смягчению последствий запроектных аварий и недопущению перехода ЗПА в тяжёлую стадию [8].

Проведённые расчёты аварии с полным обесточиванием энергоблока показали, что при работе четырёх каналов СПОТ ПГ не происходит даже кратковременного осушения активной

зоны, и температура тепловыделяющего элемента (ТВЭЛ) не превышает проектного предела 1200 оС. Таким образом, в течение трёх суток с помощью СПОТ ПГ обеспечивается отвод остаточных тепловыделений от активной зоны, и реакторная установка находится в стабилизированном расхоложенном состоянии [8].

Обоснованный теплогидравлическим расчётом запас времени до начала разогрева ТВЭЛ составляет около 310000 с (86 ч) [8].

В настоящее время в СПбАЭП создан окончательный проект системы, обоснованы характеристики её оборудования и разработаны алгоритмы управления. Применение системы подпитки позволяет существенно повысить автономность РУ при ЗПА с полной потерей источников электроснабжения на период более 72-х часов от начала аварийного процесса [8].

ПРИЛОЖЕНИЕ Б. ТЕХНИЧЕСКОЕ ОПИСАНИЕ ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНОЙ УСТАНОВКИ СПОТ-ММ

Б.1 Технические характеристики оборудования

Таблица Б.1 - Технические характеристики парогенератора

Наименование параметра Величина

Рабочая среда вода техническая

Полезный объем, л 10,5

Рабочая температура, °С от 0 до 165

Рабочее давление, МПа (кг/см2) от минус 0,05 до 0,6 (от минус 0,5 до 6)

Максимально допустимая температура среды, °С 180

Максимальное допустимое давление, МПа (кг/см2) 1,0(10)

Измеряемый расход (вода), л/мин от 0 до 4

Питание, В ~ 380

Частота сети, Гц 50±2

Количество электродов (08Х18Н10Т) 3

Потребляемая электрическая мощность на технической воде, кВт 3,0

Паропроизводительность, кг/час 1,5

Габаритные размеры, мм 180х200х400

Таблица Б.2 - Перечень контрольно-измерительных приборов экспериментальной установки

№ п/п Измеряемый параметр Наименование прибора Диапазон измерения Выходной сигнал Кол-во

1 Давление Прецизионный датчик давления /разряжения 28Е30ЛБ-01Т 0,5% от минус 100 до 100 кПа 4-20мА 4

Датчик давления/разряжения КЕ80-Б02-К 1,0% от минус 0,1 до 1 Мпа 1-5 В 4

2 Температура Термопреобразователь сопротивления ТСП 1388 от минус 200 до 300°С РШ0 3

Класс допуска В

Термоэлектрический преобразователь ДТПЬ124(ХК) Класс допуска 2 от минус 40 до 400°С ХК 5

3 Расход Датчик расхода жидкости в момент регистрации PF3W704-F03-CN-M от 0 до 4 л/мин 4-20мА 2

4 Сила тока в 3-хфазной цепи Э.ПЭУ.411132.001 от 0 до 5 А 1..5В 1

Таблица Б.3 — Состав автоматизированной системы обработки и сохранения информации (АСО и СИ) экспериментальной установки

8 дифференциальных каналов ввода; Эффективное разрешение: 16-бит; Типы входных сигналов: мВ, В, мА; Напряжение изоляции: 3000 В пост тока; Частота опроса: 10 Гц (общая); Точность: ±0.1% и выше;

Защита от спадов и перенапряжения: (до ±35 В); Входной диапазон: ±150 мВ, ±500 мВ, ±1 В, ±5 В, ±10 В; ±20 мА. 7 дифференциальных каналов ввода; Эффективное разрешение: 16 бит;

Диапазоны входного сигнала: ±15, ±50, ±100, ±500 мВ, ±1, ±2,5 В, ±20 мА;

Типы поддерживаемых термопар: J, К, Т, Е, R, S, В;

Полоса пропускания: 13,1 Гц;

Встроенный датчик температуры холодного спая.

3 дифференциальных канала ввода;

Эффективное разрешение: 16 бит;

Тип входного сигнала: Pt или № термометр сопротивления;

Напряжение изоляции: 3000 В пост. Тока;

Частота выборки: 10 Гц;

Полоса пропускания: 2,62 Гц;

Схема подключения: 2-, 3- или 4-проводная.

Таблица Б.4 - Перечень испытательного оборудования и приборов

№ п/п Наименование Общая характеристика Обозначение на схеме Кол-во Производитель

Прецизионный датчик

1 давления-разряжения ZSE30AF-01-F кПа Рпг; Рп; Рсм; Рв 4 «SMC Inc.»

2 Мановакууметр, показывающий ТМВ кг/см2 МН1 1 «Росно»

Преобразователь Тпг; Тохл; Тп;

3 термоэлектрический ДТППЬ 154 (ХК) °С Тсм; Тв; Тов; Тпв; 7 «Овен»

Датчик расхода

4 жидкости PF3W704-F03-CN-M л/мин Gв, Gcм 2 «SMC Inc.»

4 Термоанемометр Testo 410- °С Татм 1 «Testo»

2-20...50, 0,4.. ,20м/с % фатм

5 Датчик атмосферного давления Testo 511 гПа Ратм 1 «Testo»

6 Указатель уровня жидкости 12кч11бк Индикатор УУ 1 Россия

Парогенератор

7 электродный ПГЭ3-3кВт ПГ 1 «СПбГМТУ»

8 Бак охлаждающей воды «Море» ЕО1 1 «СПбГМТУ»

9 Аппарат теплообменный змеевиковый АТ1 1 «СПбГМТУ»

10 Пароводяной инжектор ПВИ 1 «СПбГМТУ»

11 Вентиль шаровый ВН H'LID ручка ВН1 1 «VALTEC»

12 Вентиль шаровый VT.215.N ВН2; ВН3; ВН4 3 «VALTEC»

13 Вентиль прямоточный с косым фильтром VT.053.N ВН5 1 «VALTEC»

14 Вентиль регулировочный (пневмодроссель) AS3001F-10 ВР1 1 «SMC Inc.»

15 Вентиль регулировочный ВР2 1 «VALTEC»

16 Емкость расширительная ЕР1 1 «Пластик»

17 Воздухоотводчик поплавковый автоматический ВТ-502 ВО 1 «VALTEC»

18 Клапан трехходовый манометрический ИШТЛ.494544.002 Дуб Ру100 КМ1 1 «Пензенский завод трубопроводно й арматуры»

19 Клапан обратный SMC У AKB04A-04S КО1 1 «SMC Inc.»

20 Клапан обратный SMC 10 АКН10-00 КО2 1 «SMC Inc.»

21 Мультиметр щитовой OMIX Р-99-М-3-0.5-41420-RS485 A 1н1; 1н2; 1н3 1 «OMIX»

В ин1; ин2; ин3

Таблица Б.5 - Рассчитываемые параметры и соотношения

№ п/п Наименование параметра Обозначение параметра Принятые величины и расчётные формулы

Принятые в расчетах константы

1 Молярная масса воды, г/Моль ЫГ^2О) 18,015

2 Теплоёмкость воды, кДж/кг С 4,19

3 Осреднённая плотность воды, кг/м3 Р 990

Вычисляемые величины

4 Плотность воды в зависимости от измеренной температуры pt 1E-5 tв3-0,0054* tв2+0,00007 tв+1000,1

5 Расход воды на входе в приемную камеру Gmв GB * p

ПВИ, кг/с 60000

№ п/п Наименование параметра Обозначение параметра Принятые величины и расчётные формулы

6 Температура насыщения рабочей среды на входе в рабочее сопло ПВИ, °С ts(Рп) 0,000000000374 Pп5 -0,000000100664Pп4+ 0,000009183858Pп3 -0,000952230535Pп2 + 0,271790228567 Pп + 99,872029194575

7 Энтальпия рабочей среды на входе в рабочее сопло ПВИ (при Ш >ts(Pп), кКал/кг -0,0000025 п3 + 0,0000583 Ш2 + 0,4351928 п + 597,5315388

8 Коэффициент инжекции ПВИ (при Gв>0) и Н - г см г - г см в

9 Расход пара (при и>0), кг/с В Гч тв и

10 Расход смеси за диффузором ПВИ (при и>0), кг/с Gmсм Gmв+D

11 Расход смеси в накопительную емкость (при Ц>0), кг/с Gmне Gmсм-Gсм р/60000

12 Теплота, отводимая паром из ПГ, кВт Qп В с ^

13 Теплота, подводимая водой от ПВИ к ПГ, кВт Qов Gсм р/60000 c Ш

14 Теплота, отводимая водой из ПГ, кВт Qпв Gmв с Шв

15 Теплота, выделяемая в ПГ (электрическая мощность ПГ), кВт Qэл, Шл (Ун11н1+ Vн21н2+ Vн31н3)/1000

16 Теплота, отдаваемая в теплообменнике, кВт Qто Gmв с (Шв^в)

17 Тепловой баланс в ПГ, кВт Qпг Qэл+Qов-Qп-Qпв

18 Развиваемый напор ПВИ по воде, кПа DPcв Рсм-Рв

19 Развиваемый напор ПВИ по пару, кПа DPпс Рсм-Рп

№ п/п Наименование параметра Обозначение параметра Принятые величины и расчётные формулы

0,000000000374 Рв5-

0,000000100664

20 Температура насыщения среды на входе в приемную камеру ПВИ, °С ts(Рв) Рв¥+0,000009183858 Рв3-0,000952230535 Рв2 +0,271790228567 Рв +99,872029194575

21 Недогрев до кипения среды на входе в приемную камеру ПВИ, °С ts(Рв)-tв

22 Избыток давления пара, кПа DРса Рсм-Рпг

Б.2 Последовательность выполнения работ по первому этапу испытаний

Целью испытаний на первом этапе являлась функциональная проверка работоспособности модели СПОТ-М при использовании насыщенного пара от парогенератора электродного ПГЭ.

Испытания по первому этапу производились в следующем порядке:

1. Инициализировалось начало записи эксперимента в электронный журнал АСО и СИ;

2. Осуществлялась запись «пометка», содержащая порядковый номер выполняемого этапа, сведения о начальном состоянии системы, установленном комплекте оборудования;

3. Осуществлялась поочерёдная подача электропитания на все нагреватели ПГ;

4. Производился визуальный контроль токовых режимов нагревателей. Производился замер фазного напряжения на входах нагревателей. Производилась соответствующая запись в электронный журнал эксперимента с пометкой «разогрев»;

5. По мере приближения температуры воды в ПГ к закипанию (о чём свидетельствуют показания датчика /пг), визуально контролировалось изменение уровней в смотровых каналах приёмного трубопровода и трубопровода смеси. При штатной работе арматуры поднимался уровень в приёмном трубопроводе ПВИ при неизменном уровне в трубопроводе смеси;

6. Самозапуск ПВИ происходил автоматически при достижении давления в ПГ порядка 515 кПа(и). После самозапуска система переходила в режим расхолаживания, при этом происходило сдедующее:

- давление в ПГ плавно уменьшалось вплоть до значений 10-50 кПа(и), при котором происходил останов (срыв) циркуляции (для модели СПОТ-М1);

- давление в ПГ увеличивалось до установления стационарной величины - не более 50 кПа (и) (для модели СПОТ-М2);

Были случаи, когда параметры экспериментальной установки выходили за заданные параметры, принимались следующие меры:

- производилась регулировка положения рабочего сопла ПВИ;

- производилась регулировка сопротивления тракта запуска посредством регулируемого вентиля ВР1;

- производилась регулировка сопротивления приёмного тракта ПВИ посредством регулируемых вентилей ВР1, ВР2;

7. Далее происходило отключение одной ступени нагревателя ПГ, и переходили к пункту 4, затем 6.

В процессе и по окончанию регулировок производилась запись в электронный журнал испытаний с пометкой о текущем состоянии арматуры.

Б.3 Последовательность выполнения работ по второму этапу испытаний

Целью второго этапа испытаний являлась определение качественных параметров работы СПОТ-М во всех эксплуатационных режимах при условии вариаций регулировок оборудования.

Исходное состояние регулировок арматуры системы соответствовало состоянию системы по окончании первого этапа испытаний. Испытания по второму этапу производились как последовательное продолжение - по окончании первого этапа испытаний, то есть на разогретой системе, так и при условии запуска из холодного состояния. При «холодном» запуске повторялись пункты 1 -6 раздела (испытания по первому этапу)

Цикл с поддержанием постоянной температуры охлаждающей воды. В случае «горячего» запуска, испытания проводились в следующем порядке:

1. Произвели регулирование расхода воды охлаждения таким образом, чтобы при циклической работе СПОТ-М1 на максимальной электрической мощности температура Шхл оставалась постоянной (первоначально tохл рекомендуется принять равной 20°С). Регулирование производилась вентилями ВН4 и ВН3. Уровень в ёмкости охлаждения находился в пределах ±10 см от первоначального - без перелива.

2. Произвели оценку параметров, указанных в таблице А.5. Достаточным считается проведение 10-12 циклов запуска-останова ПВИ.

3. Далее производилось снижение подаваемой электрической мощности путём выключения одного из нагревателей ПГ.

4. При штатном функционировании системы, СПОТ-М переходила в режим самозапуска с увеличенным временем цикла.

5. Производили действия согласно п.п. 1-3.

Цикл работы на постоянной мощности. Испытания проводились в следующем порядке:

1. Установили требуемое условиями испытания количество включённых нагревателей ПГ.

2. Произвели охлаждение воды в ёмкости «Море» до минимально возможной температуры (определялось параметрами сети ХВС).

3. Установили маховик рабочего сопла в положение 1 оборот.

4. Удостоверились в установлении цикличных режимов расхолаживания.

5. Произвели оценку параметров, указанных в таблице А.5.

6. Контролировали работу системы вплоть до формирования режима «срыва по горячей воде» ПВИ.

7. Производили охлаждение воды в ёмкости «Море» до минимально возможной температуры.

8. Установили маховик рабочего сопла в положение +1 оборот.

9. Повторяли пункты 4-8 до окончания зоны устойчивой работы ПВИ.

Испытания, проведённые по второму этапу, считаю успешными, т.к. осуществлялись прохождения системой полных циклов без вмешательства оператора.

Б.4 Условия прекращения испытаний

Были случаи, когда параметры экспериментальной установки выходили за заданные параметры, тогда циклы испытаний прерывались:

- превышения давления пара выше 50 кПа(и);

- падения давления в системе ниже 50 кПа(а);

- отсутствия циркуляции, несмотря на предпринимаемые меры по регулировке оборудования;

- наличия (образования) течей в трубопроводах;

- по иным причинам, могущим оказать негативное влияние на здоровье обслуживающего персонала или способным причинить вред испытательному оборудованию.

Таблица Б.6. - Регистрируемые и рассчитываемые параметры

№ п/п Наименование параметра Обозначение параметра Ожидаемый диапазон изменения параметров

Регистрируемые параметры

1 Давление пара в парогенераторе, кПа (и) Рпг от минус 30 до 60

2 Температура в парогенераторе, °С Шг от 90 до 114

3 Температура воды в емкости охлаждающей воды, °С /охл от 0 до 50

4 Давление пара на входе в рабочее сопло ПВИ, кПа Рп от минус 30

(и) до 60

5 Температура пара на входе в рабочее сопло ПВИ, °С /п от 90 до 114

6 Давление смеси за диффузором ПВИ, кПа (и) Рсм от минус 30 до 60

7 Температура смеси за диффузором ПВИ, °С /см от 0 до 114

8 Давление воды на входе в приемную камеру ПВИ, Рв от минус 30

кПа до 60

9 Температура воды на входе в приемную камеру ПВИ, °С /в от 0 до 114

10 Температура рабочей среды на входе теплообменного аппарата, °С /пв от 90 до 114

11 Температура воды на входе в парогенератор, °С /ов от 30 до 114

12 Расход смеси за диффузором ПВИ, л/мин Gсм от 0 до 2,5

13 Расход воды на входе в приемную камеру ПВИ, л/мин Gв от 0 до 2,5

14 Температура окружающей среды, °С /атм от 15 до 35

15 Влажность окружающей среды, % фатм от 45 до 80

16 Давление окружающей среды, гПа Ратм от 300 до 2000

17 Ток в цепи активного нагревателя ПГ «фаза 1», А 1н1 от 0 до 5

18 Ток в цепи активного нагревателя ПГ «фаза 2», А 1н2 от 0 до 5

19 Ток в цепи активного нагревателя ПГ «фаза 3», А 1н3 от 0 до 5

№ п/п Наименование параметра Обозначение параметра Ожидаемый диапазон изменения параметров

20 Напряжение в цепи активного нагревателя ПГ «фаза 1», В Vн1 от 0 до 220

21 Напряжение в цепи активного нагревателя ПГ «фаза 2», В Vн2 от 0 до 220

22 Напряжение в цепи активного нагревателя ПГ «фаза 3», В Vн3 от 0 до 220

23 Уровень воды в ПГ, см Нпг от 0 до 20

Рассчитываемые параметры

24 Расход воды на входе в приёмную камеру ПВИ, кг/с Gmв от 0 до 0,042

25 Расход смеси за диффузором ПВИ, кг/с Gmсм от 0 до 0,042

26 Расход пара, кг/с В от 0 до 0,0014

27 Коэффициент инжекции и от 0 до 100

28 Тепло отводимое паром из ПГ, кВт Qп от 0 до 10

29 Тепло подводимое водой от ПВИ к ПГ, кВт Qов от 0 до 7

30 Тепло отводимое водой из ПГ, кВт Qпв от 0 до 3

31 Тепло выделяемое в ПГ, кВт Qэл от 0 до 3

32 Тепло отдаваемое в теплообменном аппарате, кВт Qто от 0 до 5

33 Недогрев воды до кипения на входе в ПВИ, °С от 0 до 50

34 Подводимая электрическая мощность, кВт Шл от 0 до 3

35 Энтальпия рабочей среды на входе в рабочее сопло ПВИ , кКал/кгС от 20 до 690

36 Температура насыщения рабочей среды на входе в рабочее сопло ПВИ, °С ts(Pп) от 60 до 120

37 Развиваемый напор ПВИ по воде, кПа DPcв от 0 до 50

38 Развиваемый напор ПВИ по пару, кПа DPпс от 0 до 50

Задаваемые качественные параметры

39 Положение рабочего сопла ПВИ, обороты N от 0 до 6

40 Количество включенных активных нагревателей - от 1 до 3

ПРИЛОЖЕНИЕ В. ДАННЫЕ ЭЛЕКТРОННОГО ПРОТОКОЛА

Таблица В.1 - Данные электронного протокола для расчёта

г Делта Рпг Рп Рсм (кПа) Рв (кПа) Тп Тпг Gв (л/мин)

1,00 0:04:41 0,35 -1,55 11,85 -15,4 24,0993 104,59 2,3076

2,00 0:04:42 0,1 -1,8 13,35 -14,9 24,0993 104,59 2,3106

3,00 0:04:43 -0,15 -2,05 13,1 -14,9 24,0993 104,59 2,3086

4,00 0:04:44 -0,4 -2,3 13,1 -15,65 24,1993 104,69 2,2856

5,00 0:04:45 -0,65 -2,55 13,1 -16,4 24,1993 104,55 2,2826

6,00 0:04:46 -0,9 -2,8 12,85 -16,9 24,1993 104,55 2,2786