Система аварийного охлаждения реактора

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]

Рис. 10.1. Принципиальная схема системы аварийного охлаждения активной зоны реактора ВВЭР-1000

В реакторах типа ВВЭР для уменьщения числа исполнительных органов дополнительно применяется ввод борной кислоты в теплоноситель в начале кампании. По мере выгорания топлива борная кислота выводится из теплоносителя. Для этого часть воды первого контура отбирается на продувку, где ионообменными фильтрами очищается от борной кислоты, а чистая вода возвращается в контур. Этот метод наиболее прост по своему конструктивному исполнению. Кроме того, поглотитель вводится равномерно по всему объему реактора и не вызывает перекосов поля, как в случае регулирования механическими исполнительными органами. Однако недостатком этого метода является малая скорость вывода бора, что ограничивает маневренность реактора. Поэтому обычно применяется комбинация методов перемещения исполнительных органов и ввода бора, который также предусматривается для остановки реактора в случае гипотетической максимальной проектной аварии, связанной с потерей теплоносителя из контура, когда зона должна охлаждаться водой, подаваемой из специальной системы аварийного охлаждения. Добавление бора в эту воду обеспечивает надежное прекращение цепной реакции. [c.129]

Система аварийного охлаждения активной зоны реактора (САО) является частью устройств защиты. САО препятствует расплавлению активной зоны реактора при потере теплоносителя из-за разуплотнения первого контура в аварийных ситуациях. [c.285]

В состав систем безопасности реактора, кроме двух систем аварийного останова, входят система аварийного охлаждения активной зоны и система локализации, снижающая давление в защитной оболочке при аварии с потерей теплоносителя и отводящая остаточную теплоту. [c.180]

В соответствии с требованиями [28.5] проектом АЭС предусматриваются защитные системы для предотвращения выхода из строя устройств нормальной эксплуатации или ограничения их повреждения при нарушениях протекания технологических процессов. В их число входят системы аварийного охлаждения активной зоны реактора, которые работают при аварии, когда основная система охлаждения либо повреждена (например, при разрывах главного циркуляционного, контура), либо не может работать из-за отсутствия источников питания. [c.390]

Дополнительные случаи останова ЯППУ с реактором типа ВВЭР вытекают из следующих положений. Как отмечено в начале пояснения к этому параграфу, на АЭС предусматривается специальная система аварийного охлаждения активной зоны реактора. В установках типа ВВЭР одним из конструктивных элементов этой системы является бак аварийного запаса раствора бора (емкость, из которой при возникновении некомпенсируемой течи из трубопроводов главного циркуляционного контура производится аварийная подпитка). Так как при течи теплоносителя вместе с водой выходит из контура и бор, бак заполняется раствором борной кислоты с концентрацией, предусмотренной проектом, для подавления реактивности холодного перегруженного реактора. [c.393]

В период работы блока системы аварийного охлаждения активной зоны реактора и аварийной подпитки, а также спринклерная система должны находиться в постоянной готовности к работе, и полная проверка их функциональной деятельности в этот период невозможна. [c.413]

Не менее двух насосов подачи раствора бора в каждой группе при эксплуатации реактора должны быть исправными и в состоянии готовности к работе должны действовать все блокировки системы аварийного охлаждения активной зоны реактора и спринклерной системы. [c.415]

Если параметры модуля достигли состояния, опасного для работы реактора, соответствующие аварийные системы откроют клапан 5 на входе в циркуляционный насос и обеспечат подвод холодной воды с высокой концентрацией борной кислоты из бассейна шахты. Обычно этот предохранительный клапан остается открытым в течение 60 с, что вполне достаточно для выведения реактора в подкритическое состояние. Охлаждение воды первого контура и соответствующее изменение ее объема вызывают подвод воды из бассейна через нижний гидравлический затвор. Борная кислота, растворенная в этой воде, приводит к затуханию реактора. Системы охлаждения бассейна шахты, работающие по принципу естественной циркуляции, обеспечивают самостоятельное охлаждение реактора в течение недели. [c.105]

Система управления и защиты реактора (СУЗ) служит для пуска и останова реактора, поддержания заданного уровня мощности, перехода на другой уровень мощности и аварийного останова реактора. Она включает исполнительные органы, приводы, систему охлаждения. Органы управления реактивностью реактора должны выполнять следующие основные функции компенсацию запаса реактивности, автоматическое регулирование, аварийную защиту, поддержание неравномерностей энерговыделения ниже заданного уровня. В соответствии с этими функциями СУЗ состоит из компенсирующей, регулирующей и аварийной систем. [c.138]

В совместном франко-германском проекте реактора EPR использованы четыре физически разделенных канала систем аварийного охлаждения активной зоны, увеличены относительные объемы теплоносителя в компенсаторах давления и во втором контуре циркуляции, разработана малоинерционная система аварийного теплоотвода. Конструкция защитной оболочки рассчитана на сценарии с разрушением корпуса реактора, воспламенением водорода внутри оболочки, паровым взрывом внутри корпуса реактора, выходом расплава активной зоны из корпуса [78]. [c.156]

Во время останова ядерного реактора (например, во время перегрузки топлива) должны по соответствующей программе проводиться испытания действия систем аварийного охлаждения активной зоны реактора и аварийной подпитки, а также спринклерной системы. [c.413]

Защитные устройства, К ним относятся системы и оборудование, предотвращающие или ограничивающие повреждения устройств нормальной эксплуатации при нарушениях нормального протекания технологических процессов из-за выхода из строя како-го-либо оборудования или ощибок персонала системы и устройства аварийной остановки реактора, аварийного отключения оборудования, аварийного охлаждения активной зоны, аварийного ввода жидкого поглотителя, предохранительные устройства. [c.427]

Ранее были обсуждены причины выбора натрия в качестве теплоносителя, в первую очередь его отличные теплопроводные характеристики. Кроме того, следует упомянуть, что поскольку натриевая петля охлаждения работает на низком давлении, она более безопас-. на, чем система под давлением. Естественная циркуляция натрия также поможет охлаждать реактор в случае аварийного останова. [c.180]

Большое значение имеет использование инертного азота для предотвращения водородного взрыва при аварии реактора. В случае крупной аварии, когда обычная и аварийная системы охлаждения выходят из строя, остаточного тепла после остановки реактора хватает на то, чтобы расплавить оболочку реактора. Тогда радиоактивное топливо и другие радиоактивные материалы попадают в помещение, где установлен реактор. При высокой температуре циркониевая оболочка топливных элементов взаимодействует с водой с выделением водорода. Кроме того, часть воды под действием ионизирующего излучения разлагается на водород и кислород. [c.88]

J — система контроля герметичности оболочек 2 — сепаратор 3 — канал СУЗ 4 — технологический канал 5—реактор 5—аварийный бак-питатель 7 — барботер 8 — аварийный питательный насос Р — технологические конденсаторы iO — конденсатные насосы технологических конденсаторов // — сепаратор-перегреватель /2 — турбогенератор 13 — конденсатор 14 — конденсатные насосы 1-го и 2-го подъема /5 — подогреватели низкого давления (пять последовательно соединенных) 16 — деаэратор /7 — питательные электронасосы 18 — баллоны системы аварийного охлаждения реактора 19 — доохладители 20 — регенераторы 27 — насосы расхола- [c.251]

Наиболее опасны разрывы больших трубопроводов контура между насосами и активной зоной, так как при этом может сразу прекратиться подача воды в большую фуппу каналов. Поэтому нужна подача охлаждающей воды в каналы из независимого источника — системы аварийного охлаждения реактора (САОР) (рис. 2.4). СЛОР состоит из двух независимых баллонных подсистем кратковременного действия (около 3 мин), подключенных через быстродействующие клапаны к коллекторам этой системы, из которых вода поступает в раздаточные групповые коллекторы. Кроме того, в коллекторы САОР поступает вода и от питательных насосов. [c.144]

Проект Sistem 80+ (совместная американо-гер-манская разработка) предусматривает регулирование мощности реактора вводом в активную зону регулирующих стержней (вместо изменения концентрации бора в замедлителе-теплоносителе). Предполагается использовать топливо с выгорающими поглотителями (гадолинием и эрбием). Объем теплоносителя в контуре увеличен. Система аварийного охлаждения реактора имеет четыре тракта подачи охлаждающей воды, включая прямое инжектирование воды в корпус реактора. Аварийная система питательной воды — пятый, резервный тракт. Разработана автоматизированная система управления, которая позволяет решить проблему перехода к интегральному управлению АЭС [89]. [c.156]

Еще при разработке критериев обеспечения безопасностн при нормальных условиях эксплуатации ядерных энергоблоков были опубликованы технические требования для достижения безопасности во время нерасчетной эксплуатации или в аварийных условиях. Существуют многочисленные средства для решения этих задач, но самыми важными являются система аварийного охлаждения активной зоны (САОЗ), система аварийной подпитки, аварийная остановка реактора и аварийное дизельное энергопитание. [c.184]

Еще не было ни одного случая опробирования по полной схеме системы аварийного охлаждения зоны на работающем энергетическом реакторе. Этот факт является серьезным источником беспокойства для многих, кто испытывает сомнения по поводу ядерной энергетики. Вся имеющаяся в настоящее время информация по работе САОЗ в режиме аварии с потерей теплоносителя основана на математическом моделировании и экстраполяции существующей технологии и результатов нескольких испытаний по неполной схеме. [c.185]

Защитные системы безопасности — системы, предназначенные для предотвращения или ограничения повреждений ядер-ного топлива, оболочек тепловыделяющих элементов, первого контура и аварий, вызванных нарушением контроля и управления цепной ядерной реакцией деления в активной зоне реактора, а также нарушением теплоотвода от твэлов, К защитным системам относятся системы аварийной защиты реактора и системы аварийного охлаждения. [c.106]

Для обеспечения надежности и безопасности АЭС в целом важное значение имеет исследование напряжений, прочности и несущей способности не только элементов корпуса реактора и ВКУ, но и всех других высоко-нагруженных компонентов оборудования, особенно в первом главном циркуляционном контуре (ГЦК). В этот контур применительно к реакторам ВВЭР-440 (с шестью петлями) и ВВЭР-1000 (с четырьмя петлями) входят реактор (корпус, внутрикорпусные устройства, внешние элементы привода системы управления и зашиты - СУЗ) паровой компенсатор объема (КО) главные циркуляционные насосы (ГЦН) (по числу петель) парогенераторы (ПГ) запорные задвижки главные циркуляционные трубопроводы первого контура (по числу петель) системы аварийного охлаждения зоны (САОЗ) системы обеспечения контроля и управления. [c.17]

Для изучения последствий аварии необходимо рассмотрение всех стадий ее протекания во времени (начальной, вслед за раскрытием трещины, срабатьшания системы аварийного охлаждения зоны, движения свободных концов трубопровода, так назьтаемого эффекта хлыста с возможными разрушениями окружающего оборудования, нагружение и разрушение защитной оболочки АЭС), Общий подход к оценке прочности корпуса реактора, его внутрикорпусных устройств и опорных конструкций, а также другого оборудования АЭС остается тем же самым. Вначале вьшолняются исследования соответствующих теплогидравлических процессов, сопровождающих все стадии аварии, определяется история силового (давление) и температурного нагружений оборудования первого контура АЭС, Затем на основании общей расчетной схемы с раскрытым контуром определяются усилия, действующие на оборудование (с учетом взаимодействия друг с другом) и их опорные конструкции, а также напряженные состояния в элементах оборудовашгя и опорных конструкциях. [c.94]

Более сложным для моделирования оказьшается процесс теплообмена в корпусе реактора при срабатывании системы аварийного охлаждения активной зоны (САОЗ). Этот процесс подробно описан вьпде в 3 гл. 3, носит сложный характер, поскольку внутренняя поверхность корпуса находится в начальный момент времени при температуре вьпие температуры насыщения, соответствующей падающему давлению теплоносителя, и охлаждающая жидкость (раствор борной кислоты) может находиться в двухфазном состоянии. А это в значительной мере затрудняет надлежащий выбор коэффициента теплообмена между корпусом реактора и закипающей жидкостью. Для исследования процесса теплообмена использовались следующие значения коэффициента теплообмена, соответствующие 176 [c.176]

Накопление радиоактивных продуктов деления в твэлах, чрезвычайно высокая их радиоактивность и связанное с этим весьма долговременное остаточное тепловыделение в активной зоне реактора после его остановки (рис. 4.3) вместе с высокой наведенной радиоактивностью материалов и теплоносителя — все это предъявляет особые требования к проектированию, сооружению и эксплуатации АЭС, ее основного оборудования, а также систем контроля, управления и защиты, систем гарантированного обеспечения ядерной и радиационной безопасности. Эти требования не имеют аналогии в теплоэнергетике, работающей на органическом топливе. Их удовлетворение в основном и вызывает увеличение в 1,5—2,5 раза удельных капитальных вложений в АЭС по сравнению с удельными капитальными вложениями в ТЭС. Такое увеличение связано с усложнением инженерных решений, с оснащением АЭС специальными дорогостоящими устройствами, оборудованием, приборами и специальными материалами, не имеющими применения в обычной энергетике. К специфическим устройствам и совружениям АЭС относятся система аварийного охлаждения и защиты реактора (САОЗ), защита от ионизирующего излучения, бассейны для охлаждения и выдержки отработавшего топлива, выгруженного из реактора, специальные машины для дистанционной загрузки и перегрузки топлива, система специальной вентиляции и фильтрации радиоактивных газов, специальная очистка теплоносителя первого контура от радиоактивных продуктов деления, устройства для дезактивации обору- [c.94]

Система аварийного охлаждения активной зоны реактора и другие системы безопасности предйазначены для исключения случаев обезвоживания активной зоны, ее перегрева выше допустимых температур и локализации аварийных ситуаций при любых возможных авариях. Без возможности правильного функционирования этих систем пуск не разрешается потому, что в соответствии с [28.5] безопасность должна обеспечиваться в любых эксплуатационных и аварийных режимах, в том числе прн совпадении одновременно нескольких отказов. Поэтому в любой Момент должна быть обеспечена возможность включения системы аварийного охлаждения активной зоны. Кроме того, необходимо учитывать, что проверка функционального действия этих систем в период работы блока исключается. [c.364]

На современных АЭС предусматривается специальная система аварийного охлаждения активной зоны, подключенная к дополнительным патрубкам корпуса реактора и имеющая специальные гидроемкости, заполненные раствором борной кислоты с той концентрацией, что и в предыдущем случае. При разрыве трубопроводов первого контура и возникновении, некомпенсируемой течи вода из гидроемкостей поступает в корпус реактора. [c.393]

Для систем безопасности, находящихся в режиме ожидания, период функционирования которых весьма краток (к этим устройствам относятся, например, системы гидроемкостей реакторов ВВЭР), более существенным в оценке надежности является определение вероятности срабатывания в определенном интервале времени. В связи с этим основной анализ надежности указанных подсистем проводился на основе средней вероятности срабатывания или функции готовности в интервале времени до 8760 ч. Для других подсистем САОЗ анализ проводился также с учетом периодов и длительности инспекции, условий восстановления оборудования и длительности функционирования. Однако при определении эффективности аварийного охлаждения наиболее существенным является начальный период функционирования САОЗ, в течение которого определяется ход температурных кривых оболочек твэлов и соответственно их целостность. Поэтому прежде всего необходимо установить взаимосвязь показателей структурной надежности и совершенства охлаждения на стадии работы гидроемкостей реакторов ВВЭР. [c.112]

САОЗ обеспечивают аварийное охлаждение зоны при возникновении крупных неплотностей в первом контуре для ВВЭР-440. В схему второго контура входят паропроизводящая часть парогенераторов, трубопроводы, подогреватели воды, другое теплотехническое оборудование с системами контроля и управления рабочими параметрами. Схема компоновки первого и второго контуров АЭС с ВВЭР-1000 показана [10] на рис, 1.5. В энергоустановках с ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 используются парогенераторы горизонтального типа. Трубные пучки парогенераторов погружены в теплоноситель с естественной циркуляцией котловой воды в межтрубном пространстве и поперечным омыванием труб. Питательная вода подается под уровень кипящей воды. Нагретый в реакторе теплоноситель проходит через трубные пучки парогенераторов. Образовавшийся в парогенераторе пар после сепарации в паровом объеме через коллектор подается к турбинам. Для реакторов, указанных в табл. 1.1, паропроизводительность парогенераторов увеличивалась соответственно от 230 до 1470 т/ч (230-325-450-1470). Давление пара на выходе повышалось соответственно 3,14-3 24—4 6-6,3 МПа, а температура питательной воды - 189-195-226-220° С. [c.17]

Для РУ эволюционных проектов ВВЭР-1000 (В-392) и ВВЭР-640 основное внимание направлено на обеспечение надежного прекращения цепной реакции деления в аварийных ситуациях за счет пассивных средств и внутренне присущих реактору свойств, а также надежного и длительного пассивного охлаждения остановленного реактора, удержание и охлаждение расплава активной зоны. С этой целью осуществляют функциональное и пространственное разделение систем защиты, дублирование и резервирование систем обеспечения безопасности, увеличивают запас воды в корпусе и первом контуре. Используют пассивные устройства и системы безопасности, учитывающие возможность длительного перерыва в энергоснабжении двойную защитную оболочку, рассчитанную на внутреннее давление (стальную) и внешние воздействия (бетонную). ВВЭР-640 имеет пониженную энергонапряженность активной зоны (65,4 кВт/л), увеличенную эффективность механических систем управления и защиты (СУЗ), выгорающие поглотители, организованный вокпуг корпуса бассейн-выгородку с водой для аварийного отвода теплоты, систему аварийного охлаждения активной зоны с увеличенным запасом воды и систему пассивного отвода теплоты с эффективными водо-водяными теплообменниками. [c.129]

Промышленное развитие водографитовых реакторов в электроэнергетике пошло по конструктивной линии РБМК - канальных реакторов большой мощности. Поступательный прогресс в их конструкции был реализован в целом ряде модификаций реакторной установки. Изменения были связаны с модернизацией трубопроводной системы первого контура, его гидравлических характеристик, эксплуатационных процедур и управления реакторной установки, компоновочностроительными решениями для упрощения монтажа. Далее последовала серия изменений, связанных с последовательным усилением систем аварийного охлаждения и локализации аварий при введении новых правил по безопасности АЭС. [c.353]

Необходимость отвода тепла из остановленного реактора в любых (нормальных или аварийных) ситуациях требует обеспечения бесперебойного и абсолютно надежного электроснабжения, а также функционирования всех аварийных систем охлаждения С этой целью АЭС комплектуются автономными системами элект роснабжения, действующими независимо от внешних источников Все это, конечно, существенно удорожает строительство и эксп луатацию АЭС и предъявляет весьма высокие требования к ква лификации эксплуатационного персонала. [c.95]

Реактор РБМК имел недостаточный запас оперативной реактивности и положительный паровой эффект реактивности. Для уменьшения этого эффекта обогащение топлива по было увеличено с 2 до 2,4 % кроме того, в активную зону были установлены вместо ТВС 80 каналов с дополнительными поглотителями [2] Ведется эксплуатация ТВС с уран-эрбиевым топливом и топливом с измененной (введением центрального отверстия) геометрией таблеток, заменой стальных дистан-ционирующих решеток циркониевыми [41, 51]. Оперативный запас реактивности для номинального режима работы реактора был доведен до 48 эффективных стержней СУЗ, а минимальный запас реактивности — до 30 стержней. Увеличение запаса реактивности, кроме всего прочего, достигалось и некоторым снижением выгорания топлива. Паровой коэффициент реактивности был уменьшен с (4—5)Р до (0,5—0,7)Р (где р — доля запаздывающих нейтронов), тем самым была исключена возможность неконтролируемого роста мощности реактора. Была дополнительно внедрена быстродействующая аварийная защита с полным вводом стержней этой защиты в активную зону за 2,5 с. Стержни существующей аварийной защиты были модернизированы, и время их погружения в активную зону сокращено с 18 до 12 с. Число исполнительных стержней защиты было увеличено. Кроме того, были введены защиты по снижению расхода в контуре многократной принудительной циркуляции и защиты по снижению давления и расхода в контуре охлаждения СУЗ. Реконструкция парогазовой системы энергоблоков исключила возможность разрушения реактора в результате разрыва технологических каналов. Был введен регламент усиленного контроля металла контура МПЦ и [c.143]

Циркуляция в испарительной системе реактора принудительная, и подача воды из барабана в технологические каналы реактора осуществляется с помощью циркуляционного насоса. Для обеспечения охлаждения технологических каналов в случае отключения основного циркуляционного насоса установлен аварийный насос. Насыщенный пар из барабана поступает в пере-гревательные технологические каналы реактора, где осуществляется его перегрев до требуемой температуры. Перегретый пар используется в двух турбоагрегатах К-100-90. [c.499]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...