ПОИСК Статьи Чертежи Таблицы Безопасность АЭС с реакторами типа ВВЭР из "Тепловое и атомные электростанции изд.3 " Весь реакторный контур, включая парогенератор, расположен внутри цилиндрической железобетонной оболочки диаметром 45 м. Имеются три независимые системы аварийного охлаждения реактора (рис. 2.10). [c.154] При нарушении герметичности реакторного контура и небольшом истечении теплоносителя включаются насосы высокого давления и подают борированный раствор в контур. Если течь развивается до разрыва, соответствующего условному диаметру примерно 50 мм, и давление в реакторе падает, то в пространство над активной зоной и под активной зоной автоматически начинает поступать вода из гидроаккумулирующих емкостей. Имеются четыре такие емкости, каждая вместимостью 60 м. Одновременно автоматически включаются насосы низкого давления, которые подают воду непосредственно в реакторный контур и спринклерные установки. Назначение последних — недопущение существенного повышения давления внутри герметичного колпака за счет пара, образующегося при испарении теплоносителя. Собирающаяся в приямках вода через теплообменники расхолаживания теми же насосами низкого давления снова закачивается в контур и спринклерные установки. [c.154] С помощью предусмотренных систем аварийного охлаждения активной зоны (гидроаккумулирующих емкостей, подключенных попарно к входному и выходному объемам реактора, групп высоконапорных и низконапорных насосов) предотвращаются плавление диоксида урана и повышение температуры оболочек твэлов более 1200 °С. [c.154] Для реаи-оров ВВЭР-1000 в целях увеличения надежности теплоотвода применены насосы с вынесенным за пределы ГЦК электродвигателем, снабженным специальным маховиком, обеспечивающим медленньгй спад расхода при отключении ГЦН. [c.155] Повышенная инерционность насосов позволяет допустить перерывы электроснабжения длительностью 2—3 с без срабатывания аварийной защиты и обеспечивает надежное охлаждение реактора при его остановке при более длительной потере электропитания ГЦН. [c.155] Для контроля за состоянием теплового режима работы топливных кассет реакторы ВВЭР снабжаются системами внутриреакторного контроля (ВРК). [c.155] Предельно допустимое количество дефектов твэлов, допускаемое проектами АЭС с ВВЭР, составляет 1 % с дефектами типа газовой неплотности и 0,1 % с прямым контактом теплоносителя и диоксида урана. Суммарная удельная радиоактивность продуктов деления в теплоносителе ГЦК, соответствующая такой неплотности твэлов, составляет (1,8—3,7)10 Бк/л на момент отбора пробы при 100 %-ной тепловой мощности реактора. [c.155] Все системы и сооружения, обеспечивающие радиационную безопасность АЭС, рассчитывают на возможность длительной работы с указанными предельными значениями активности теплоносителя без нарущения действующих санитарных норм. Реально достигаемые на действующих блоках с ВВЭР значения удельной активности теплоносителя в 10—100 раз ниже предельных значений. [c.155] Эффективность поглотителей СУЗ без добавки борной кислоты в теплоноситель недостаточна для обеспечения подкритичности реактора во всех возможных состояниях. Поэтому при проектировании АЭС с ВВЭР принимают специальные меры, исключающие непредусмотренное попадание небо-рированной воды в ГЦН. Перегрузку топлива на АЭС с ВВЭР осуществляют при заполнении реактора раствором борной кислоты. [c.155] Вернуться к основной статье