Выбор и обоснование параметров пассивных систем безопасности для АЭС с реактором ВВЭР тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат технических наук Быков, Михаил Анатольевич

• Быков, Михаил Анатольевич
• кандидат технических наук
• 2007

Оглавление диссертации кандидат технических наук Быков, Михаил Анатольевич

Содержание.

ВВЕДЕНИЕ.

ГЛАВА 1 ОБЗОР ПРОЕКТНЫХ РЕШЕНИЙ ПО ПАССИВНЫМ СИСТЕМАМ ОТВОДА ТЕПЛА ОТ РЕАКТОРА И ИЗ КОНТАЙМЕНТА.

1.1 Водоохлаждаемые реакторы.

1.2 Улучшенные реакторы с активными системами.

1.3 Проекты легководных реакторов с пассивными системами.

1.5 Анализ технических решений и характеристик пассивных систем безопасности.

1.7 Анализ технических решений по отводу остаточного тепла из герметичного первого контура.

1.8 Анализ технических решений по отводу тепла из первого контура в авариях с потерей теплоносителя.

1.9 Обзор технических решений по пассивному отводу остаточного тепла из контаймента.

ГЛАВА 2. РАЗРАБОТКА УСОВЕРШЕНСТВОВАННЫХ СИСТЕМ БЕЗОПАСНОСТИ АЭС С ВВЭР-640.

2.1 Основные принципы концепции безопасности.

2.2 Схемные решения систем отвода тепла и подпитки первого контура.

2.3 Взаимосвязь систем в проекте АЭС с ВВЭР-640.

ГЛАВА 3 ИССЛЕДОВАНИЯ В ОБОСНОВАНИЕ ВЫБОРА ПАРАМЕТРОВ ПАССИВНЫХ СИСТЕМ БЕЗОПАСНОСТИ АЭС С РЕАКТОРОМ СРЕДНЕЙ МОЩНОСТИ ВВЭР-640.

3.1 Выбор расчетных кодов и обоснование их применимости для проекта ВВЭР-640.

3.2 Основные методические положения выбора и обоснования параметров пассивных систем безопасности.

3.3 Исследования в обоснование выбора параметров системы пассивного отвода тепла от парогенератора.

3.4 Исследования в обоснование выбора параметров системы аварийного охлаждения активной зоны (САОЗ).

ГЛАВА 4 ЭКОНОМИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ АЭС НОВОГО ПОКОЛЕНИЯ ПО СРАВНЕНИЮ С РЕФЕРЕНТНОЙ СТАНЦИЕЙ СРЕДНЕЙ МОЩНОСТИ.

4.1 Общая часть.

4.2 Технико-экономические показатели по строительной части.

4.3 Сопоставление объемов оборудования по технологической части.

4.4 Сопоставление объемов оборудования по электротехнической части.

4.5 Сопоставление объемов оборудования по гидротехнической части.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Выбор и обоснование параметров пассивных систем безопасности для АЭС с реактором ВВЭР»

В начале 90-х годов многие ведущие компании в области атомной энергетики начали разработки проектов АЭС нового поколения с улучшенными показателями безопасности.

МАГАТЭ систематически выполняет обзоры проектных решений по усовершенствованным легководным и тяжеловодным реакторам нового поколения на международных конференциях, и выпустило ряд документов обобщающих технологию и особенности этих проектов /1-5/. В соответствии с определениями МАГАТЭ выделены три направления развития проектов водоохлаждаемых реакторов:

Улучшенный проект - это предлагаемый проект, который соответствует современным требованиям по безопасности и по экономическим показателям и еще не реализован в виде действующего энергоблока.

В усовершенствованных проектах, как правило, предусматривалось улучшение технико-экономических показателей путем оптимизации тепло-физических и технологических параметров АЭС и повышение надежности выполнения функций безопасности за счет использования как традиционных многоканальных (преимущественно активных) систем безопасности, так и систем нормальной эксплуатации с улучшенными характеристиками на основе отработанных схемных и конструктивных решений. Принципиальным отличием усовершенствованных АЭС от АЭС предыдущего поколения является применение двойных защитных оболочек, рассчитанных на условия тяжелых аварий и внешние воздействия (падение самолета, ударная волна), а также технические средства управления тяжелыми авариями.

Эволюционные проекты основаны на применении как активных, так и пассивных систем для выполнения функций охлаждения активной зоны, отвода тепла к конечному поглотителю и останова реактора. Как правило, пассивные системы рассматриваются только как системы управления запро-ектными авариями. Кроме того, в этих проектах применяются двойные защитные оболочки и меры по управлению тяжелыми авариями, аналогичные усовершенствованным АЭС.

Эволюционный проект требует значительных конструкторских проработок и экспериментально-расчетного обоснования проектных решений перед промышленным применением.

Инновационный проект включает радикальные изменения в концепции или конфигурации систем энергоблока по сравнению с принятой практикой и в большей степени требует доказательств работоспособности на прототипе или демонстрационной станции.

Инновационное направление развития проектов реакторных установок - это создание проектов с системами безопасности, основанными на пассивных принципах действия.

Очевидно, что необходимые для получения лицензии объемы обоснований тем больше, чем выше степень инновационности проекта. Если улучшенные проекты опираются на проверенные «референтные» решения и полностью в этом смысле соответствуют лицензионным требованиям регулирующих органов, то применение в проекте новых решений, таких как построение систем аварийного отвода тепла на пассивных принципах, требуют значительных затрат на проведение экспериментального обоснования их работоспособности. Однако, если, несмотря на указанные проблемы, применение пассивных систем позволяет значительно повысить уровень безопасности АЭС при наименьших капитальных затратах, то намеченная цель достигается.

Работы российских проектных организаций над проектом АЭС средней мощности с реактором ВВЭР-640 в 90-е годы прошлого века показали возможность создания систем аварийного отвода тепла от реакторной установки и контаймента на пассивных принципах.

Актуальность темы

Одним из важных вопросов проектирования систем безопасности является взаимосогласованный выбор параметров систем, при которых обеспечивается требуемая производительность и непрерывность их работы. Это объясняется тем, что на работу систем безопасности как активного, так и пассивного действия оказывают сильное влияние обратные связи по параметрам реакторной установки. Особенно это важно для систем пассивного действия. Таким образом, исследование закономерностей в динамике реакторной установки в аварийных режимах и выбора оптимального сочетания параметров пассивных систем безопасности, при которых обеспечивается достаточная производительность и непрерывность действия совокупности систем является актуальной задачей.

Цель работы - разработка и внедрение важных для практических приложений научно-обоснованных решений для создания усовершенствованных систем аварийного отвода тепла и подпитки первого контура, оптимизация параметров пассивных систем безопасности нового поколения АЭС с ВВЭР на основе выявленных закономерностей в динамике теплофизических процессов в активной зоне реактора, первом и втором контурах реакторной установки в аварийных режимах.

Научная новизна

1. Впервые для АЭС с ВВЭР обоснован принципиально новый подход к обеспечению теплоотвода от активной зоны реактора в широком спектре аварий с потерей теплоносителя с использованием только пассивных систем безопасности.

2. Впервые для АЭС с ВВЭР выполнена комплексная оптимизация параметров пассивных систем безопасности.

3. Разработаны усовершенствованные технологические схемы систем аварийного отвода тепла и продувки-подпитки первого контура РУ ВВЭР. Новизна предложенных технических решений подтверждена авторскими свидетельствами на изобретения.

Практическая ценность работы состоит в уникальности этих исследований и в применении полученных новых знаний при разработке систем безопасности АЭС с ВВЭР. Основные этапы работы выполнялись в рамках проекта АЭС с ВВЭР-640. Этот проект создавался ведущими организациями отечественной атомной энергетики: ОКБ "Гидропресс", РНЦ "Курчатовский Институт", СПбАЭП.

На основе полученных результатов разработан проект пассивных систем безопасности для реакторной установки с ВВЭР-640.

В настоящее время результаты комплексного анализа и оптимизации параметров пассивных систем применяются для АЭС с ВВЭР большой мощности.

Автор защищает

• результаты комплексного анализа проектных решений систем безопасности действующих АЭС и АЭС нового поколения;

• результаты исследований выполненных при выборе взаимосогласованных параметров и обосновании пассивных систем в проектах АЭС нового поколения с реактором средней мощности

• ЕШШл&Шйеские схемы систем.

Достоверность. Результаты получены с использованием общепризнанных принципов моделирования теплофизических процессов в реакторных установках с реакторами типа ВВЭР и апробированных расчетных методик, верифицированных на экспериментальных данных и аттестованных Ростехнадзором (ФСЭТАН). Полученные результаты согласуются с современными представлениями о поведении теплогидравлических процессов в реакторных установках с реакторами типа ВВЭР.

Личный вклад автора

Автор в течение длительного периода принимал непосредственное участие в работах по разработке и обоснованию проектов реакторных установок с реакторами ВВЭР, выполнял расчетные обоснования, анализ опытных и эксплуатационных данных, участвовал в формировании научно-концептуальных положений для новых проектов АЭС с ВВЭР.

Автор лично участвовал на всех этапах работ по проекту АЭС с ВВЭР-640, положенных в основу диссертации.

Апробация работы.

Разработанные усовершенствованные технологические схемы систем получили положительное решение при патентной экспертизе и защищены авторскими свидетельствами

Технические решения, разработанные на основе полученных результатов, прошли экспертизу Госатомнадзора России и получена лицензия на сооружение головного энергоблока № 001314 от 31 марта 2004г.

Основные результаты работы докладывались и обсуждались на национальных и международных научно-технических конференциях семинарах и рабочих встречах, в том числе на: международной конференции "Теплофизи-ческие аспекты безопасности ВВЭР" Обнинск 26-29 мая 1998, 2-ой научно-техническая конференция "Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР" Подольск 19-23 ноября 2001, 3-ей научно-технической конференции " Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР " Подольск 26-30 мая 2003 г., а также на рабочих встречах в Вене в 2003г в рамках работ по разработке технических документов МАГ ATE.

Список работ, опубликованных по теме диссертации

1. Авторское свидетельство SU 1285991 AI «Ядерная энергетическая установка», Быков М. А., Бессалов Г. Г., Полуянович Г. М., Государственный комитет по изобретениям и открытиям при ГКНТ СССР 21.12.1984;

2. Авторское свидетельство SU 1695766 AI на изобретение «Система продувки-подпитки первого контура энергетического ректора», Быков М.А., Молчанов A.B., Ермолаев В.Ф., Безлепкин В.В., и др., Государственный комитет по изобретениям и открытиям при ГКНТ СССР 29.11.1989;

3. Авторское свидетельство №1618175 «Система аварийного охлаждения активной зоны водо-водяного реактора» Авторы: Быков М. А. Максимов Ю. Н. Полуянович Г. М. и др., 1989г.

4. Заявка № 93-041194/25/040830 о выдаче патента на изобретение «Система пассивного отвода тепла ядерного реактора» Государственный комитет по изобретениям и открытиям при ГКНТ СССР 13.08.1992;

5. Общая концепция безопасности АЭС с ВВЭР-640, Быков М.А., Молчанов A.B., Горбаев В.А., Ермолаев В.Ф., Безлепкин В.В., Карасева М.А, Теплоэнергетика 1995, №12, стр.7-12;

6. Анализ экспериментальных данных по кризису и закризисной теплоотдаче с помощью расчетных кодов ТРАП и RELAP5/MOD3.2., Быков М.А., Щеколдин В.И., Зайцев С.И., Безруков Ю.А., Труды международной конференции "Теплофизические аспекты безопасности ВВЭР". Том 1, Обнинск, 26-29 мая, 1998, стр. 295-303;

7. Моделирование энергораспределения в активной зоне ВВЭР для анализа безопасности, Быков М.А., Пономаренко Г.Л., Подшибякин А.К., Атомная энергия, том 94, вып. 5, май 2003, стр. 339-344;

8. Моделирование аварийных последовательностей в ВАБ для стояночных режимов, Быков М.А., Сиряпин В.Н., Шеин В.П., Горохова М.Ю., 3-я научно-техническая конференция "ОБЕСПЕЧЕНИЕ БЕЗОПАСНОСТИ АЭС С ВВЭР", Подольск, 26-30 мая 2003 г., том 3;

9. Теплогидравлические расчеты для ВАБ 1 уровня; Быков М.А., Сиряпин В.Н., Цыганков Е.А.; 2-я научно-техническая конференция "Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР", 19-23 ноября 2001 г., Подольск, ОКБ "Гидропресс";

Ю.Теплогидравлические расчеты для ВАБ первого уровня, Быков М.А., Лисенков Е.А., Левин В.Н., Лепешонкова Т.М., Сиряпин В.Н., 3-я научно-техническая конференция "ОБЕСПЕЧЕНИЕ БЕЗОПАСНОСТИ АЭС С ВВЭР", Подольск, 26-30 мая 2003 г., том 3, стр. 169-175;

11.INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Applicability of Computer Codes for Safety Analysis of New Fuels for WWER Reactors, M. Bykov, J. Misak and others, TECDOC, IAEA, Vienna 2003;

12.INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, computational analysis of fuel behaviour under accident conditions, С. M. Allison, M. Bykov and others, TECDOC, IAEA, Vienna 2003;

Заключение диссертации по теме «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации», Быков, Михаил Анатольевич

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

1 Выполнен анализ современных тенденций в развитии проектов систем безопасности проектов АЭС с водоохлаждаемыми реакторами корпусного типа.

Показано, что имеют место три основных направления: совершенствование «классических» схем и оптимизация характеристик

АЭС; разработка комбинированных проектов систем безопасности на основе активных и пассивных элементов; создание проектов нового поколения на основе только пассивных принципов построения систем безопасности.

Показано, что при использовании только пассивных принципов построения систем безопасности, определяющим фактором успеха является взаимосогласованный выбор характеристик систем. Это объясняется тем, что располагаемые движущие силы, обеспечивающие циркуляцию теплоносителя через активную зону и аварийную подачу в первый контур воды, ограничены располагаемыми высотными отметками и разницей температур теплоносителя и конечного поглотителя тепла,

2. Разработаны усовершенствованные схемные решения по системам АЭС с ВВЭР-640.

3. Выявлены характерные закономерности в динамике изменения локальных параметров в активной зоне реактора и интегральных параметров в первом контуре в определяющих аварийных режимах.

4. В результате выполненных расчетных исследований режима с полным обесточиванием АЭС показано, что при соответствующем соотношении пропускной способности тракта, поверхности теплообменника и высотных отметок СПОТ может работать в режиме саморегулирования. Определены характеристики СПОТ, при которых обеспечивается заданная скорость расхолаживания.

Принципиальная возможность реализации режима саморегулирования СПОТ подтверждена экспериментами на стенде «СПОТ» ЦКТИ.

5. В результате расчетных исследований спектра аварийных режимов с течью теплоносителя первого контура определено оптимальное сочетание характеристик пассивных систем аварийного охлаждения активной зоны.

108

На основе результатов расчетных исследований выбраны и обоснованы основные схемные решения и параметры пассивных систем безопасности на примере АЭС с реактором средней мощности ВВЭР-640.

Полученные характеристики пассивных систем безопасности обеспечивают выполнение основной проектной функции безопасности САОЗ это защита первого и второго барьеров безопасности, топливной матрицы и оболочки твэл, при проектных авариях с потерей теплоносителя первого контура.

6 Выполненный экономический анализ предложенных и внедренных в проект систем безопасности показал существенный выигрыш по сравнению с известными техническими решениями, благодаря улучшению мас-согабаритных показателей, снижению металлоемкости и соответственно финансовых затрат.

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Быков, Михаил Анатольевич, 2007 год

1. Progress in design, research and development and testing of safety systems for advanced water cooled reactors (TCM Piacenza, Italy, 16-19 May 1995), International Atomic Energy Agency Report, IAEA-TECDOC-872, Vienna (April 1996).

2. Status of advanced light water cooled reactor designs 1996, International Atomic Energy Agency Report IAEA-TECDOC-968, Vienna (September 1997).

3. IAEA, 1997b Advances in heavy water reactor technology (TCM, Mumbai, India, 29 Jan.-l Feb. 1996), International Atomic Energy Agency Report, IAEA-TECDOC- 984, Vienna (November 1997).

4. Terms for describing new, advanced, nuclear power plants, IAEA, TEC-DOC-936 (April 1997

5. Technologies for improving the availability and reliability of current and future water cooled nuclear power plants (TCM Argonne, IL, 8-11 September 1997), International Atomic Energy Agency Report, IAEA-TECDOC-1054, Vienna (November 1998).

6. Int. Symposium on Evolutionary Water Reactors: Strategic Issues, Technologies and Economic Viability, Seoul, Republic of Korea, 30 November -4 December 1998, IAEA-SM-353.

7. Technical Committee Meeting on Experimental Tests and Qualification of Analytical Methods to Address Thermohydraulic Phenomena in Advanced Water Cooled Reactors, 14-17 September, 1998, Paul Scherrer Institute, Wurenlingen and Villigen, Switzerland.

8. SFEN/KTG Cjnference on EPR Project (European Pressurized Reactor), Strasbourg (France), 13-14 Nov. 1995.

9. Advanced Light Water Reactor Utility Requirements Document, Volumes I, II, and III, EPRI Report NP 6780-L, Palo Alto, California, September 1990.

10. Ability Of AP600 To Meet Uk Licensing Requirements, ICONE-8514 Terry L. Schulz, Dennis Joynson, Richard Mayson, Westinghouse Electric

11. Company, 8th International Conference on Nuclear Engineering ICONE 8, April 2-6,2000, В altimore, MD US A

12. AP1000 Passive Safety System Design and analysis, T. L. Schulz, R. M. Kemper, A. F. Gagnon, Westinghouse Electric Company, 9 International Conference on Nuclear Engineering ICONE 9, 8-12 April 2001.

13. Chang, S., NO, H.C., Baek, W.-P. and Lee S.-I., 1997, Korea looks beyond the next generation, Nucl. Eng. Int., February 1997,12-16.

14. Cavicchia, V., Fiorino, Е. and Vanini, P., 1997, Innovative containment cooling for a double concrete containment. In Proc. 1997 Int. Meeting on Advanced Reactors Safety ARS-97 (Orlando, FL, 1-5 June 1997), American Nuclear Society, pp. 1305-1312.

15. МЕЖДУНАРОДНОЕ АГЕНТСТВО ПО АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ, Безопасность ядерных установок, Серия изданий по безопасности, №1Ю,МАГАТЭ, Вена (1994).

16. МЕЖДУНАРОДНОЕ АГЕНТСТВО ПО АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ, Глу-бокоэшелонированная защита в ядерной безопасности,INSAG-10,МАГАТЭ, Вена (1998)

17. INTERNATIONAL NUCLEAR SAFETY ADVISORY GROUP, Basic Safety Principles for Nuclear Power Plants, 75-INSAG-3 Rev.l,INSAG-12,IAEA, Vienna (1999).

18. МЕЖДУНАРОДНОЕ АГЕНТСТВО ПО АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ, Обеспечение качества для безопасности атомных электростанций и других ядерных установок, Свод положений и руководства по безопасности^ 1-Q14,Серия изданий по безопасности,№50-C/SG-Q, МАГАТЭ, Вена (1998).

19. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций. ОПБ-88/97 НП-001-97 (ПНАЭ Г-01-011-97), Москва, 1997г.

20. Быков М.А., Безлепкин В.В., Горбаев В.А., Ермолаев В.Ф., Молчанов А.В., Карасева М.А. Общая концепция безопасности АЭС с ВВЭР-640. Теплоэнергетика 1995, №12, стр.7-12.

21. Авторское свидетельство SU 1285991 А1 «Ядерная энергетическая установка», Быков М. А. Бессалов Г. Г. Полуянович Г. М., 21.12.1984г.111

22. Авторское свидетельство №1618175 «Система аварийного охлаждения активной зоны водо-водяного реактора» Авторы: Быков М. А. Максимов Ю. Н. Полуянович Г. М. и др., 1989г.

23. Безруков Ю.А., Астахов В.И., Салий JI.A. и др. Исследование критических тепловых потоков в пучках стержней применительно к реакторам ВВЭР. Труды теплофизического семинара СЭВ, ТФ-74,1974, С. 57-66.

24. Безруков Ю.А., Астахов В.И., Брантов В.Г. и др. Экспериментальные исследования и статистический анализ данных по кризису теплообмена в пучках стержней для реакторов ВВЭР. Теплоэнергетика № 2, 1976, С. 80-82.

25. Трушин A.M., Безруков Ю.А., Логвинов С.А. и др. Исследование теплоотдачи к влажному и перегретому пару при малых скоростях и давлениях. Труды теплофизического семинара стран СЭВ, ТФ-78,1978, С. 589-600.

26. Безруков Ю.А., Ясколко А.Э., Трушин A.M. Исследование теплоотдачи применительно к частично заполненной активной зоне. Вопросы атомной науки и техники, Серия: Физика и техника ядерных реакторов, 1987, Выпуск 4, С. 21-27.

27. ЗО.Осмачкин B.C. Кризис теплообмена при движении кипящей воды вдоль пучков тепловыделяющих стержней, ИАЭ-2014,1971

28. Дубровский И.С., Югай Т., Гашенко М.П. и др. Кризис теплообмена при вынужденном течении пароводяной смеси в сборке стержней в112стационарных и нестационарных режимах. Труды теплофизического семинара СЭВ, ТФ-74,1974, С. 76-78.

29. Barnett P.G. A Correlation of Burnout Data for Uniformly Heated Annuli and Its Use for Predicting Burnout in Uniformly Heated Rod Bundles. AEEW-R 463, September, 1966.

30. Смолин B.H. , Поляков B.K. Методика расчета кризиса теплоотдачи при кипении теплоносителя в стержневых сборках. Труды теплофизического семинара стран СЭВ, ТФ-78,1978, т.2, С. 475-486.

31. Фокин B.C., Гольдберг Е.Н. В кн.: Теплообмен, температурный режим и гидродинамика при генерации пара. Ленинград, Наука, 1981.

32. Tong L.S., Currin Н.В., Thorp A.G. Nucleonics, 21,1963, № 5.

33. Mattson R.J. and others. Regression analysis of post-CHF flow boiling

34. Миропольский З.Л. Теплоотдача при пленочном кипении пароводяной смеси в парогенерирующих трубках. Теплоэнергетика № 5,1963, С.49.

35. Morris D.G., Millins Ch.B., Joder G.L. An experimental study of rod bundle dispersed flow film boiling with high pressure water. Nuclear Technology, V.69, April 1985, C. 82-93.

36. Быков M. А., Беляев Ю. В., «Установка реакторная В-407 Расчет тепло-гидравлический Часть 5 Полное обесточивание АЭС 407 РР02.4» ОКБ «Гидропресс», Подольск, 1992г.