Читай!
Концепция развития многофункциональных систем безопасности АЭС

Концепция развития многофункциональных систем безопасности АЭС

Экологически чистая атомная энергетика является решением многих проблем человечества: обеспечение энергией на многие десятилетия, снижение вредных выбросов в атмосферу, образующихся в результате сжигания органического топлива, электроснабжение и отопление далеко расположенных районов, вплоть до освоения космоса при определённой доработке имеющихся технологий. Однако все преимущества “мирного атома” сводятся на нет при возникновении крупных аварийных ситуаций.

Автор/Авторы:
Доктор технических наук В.Е. Юрин (Федеральное государственное бюджетное учреждение науки Саратовский научный центр РАН)

Произошедшая в 2011 г. крупная радиационная авария на АЭС Фукусима-1 подтверждает актуальность проблемы безопасности атомных станций и в настоящее время1. Согласно “Основам государственной политики в области обеспечения ядерной и радиационной безопасности Российской Федерации на период до 2025 года и дальнейшую перспективу”, утверждённым Указом Президента Российской Федерации от 13 октября 2018 г. № 585: “Ядерная и радиационная безопасность является одной из важнейших составляющих национальной безопасности Российской Федерации”.

На действующих АЭС аварийное электроснабжение собственных нужд в условиях обесточивания производится посредством дизель-генераторов. Крайне редкое использование резервных агрегатов в аварийных ситуациях требует весомых затрат на поддержание их в рабочем состоянии. Быстрые запуск и нагружение отрицательно сказываются на надёжности дизель-генераторов. Экспериментальное исследование причин незапуска дизель-генераторов на атомных станциях и анализ статистики действующих АЭС, проведённые учёными США и Канады2, показали, что процент незапуска может достигать 4%, что значительно выше паспортных данных этих агрегатов. Ещё одним отрицательным фактором является то, что на первом этапе аварийного расхолаживания пар, генерируемый в парогенераторах станции, выбрасывается в атмосферу.

На следующем этапе повышения безопасности атомных станций были разработаны и введены в эксплуатацию на ряде энергоблоков системы пассивного отвода тепловыделения (СПОТ). Они позволяют расхолаживать реактор, отводя тепло в атмосферу через специальные воздушные или водяные теплообменные установки без использования внешних источников энергии благодаря явлению естественной циркуляции. Однако это привело к значительному росту капитальных вложений в АЭС и затрат на поддержание СПОТ в рабочем состоянии. К негативным факторам СПОТ также относится зависимость эффективности таких систем от погодных условий3.

В 2020 г. автором статьи защищена диссертация на соискание учёной степени доктора технических наук на тему “Разработка научных основ обеспечения безопасности атомных электрических станций на основе комбинирования с многофункциональными энергогенерирующими установками” (научный консультант – Заслуженный деятель науки и техники РФ, д.т.н., профессор Р.З.Аминов). В диссертации предложен новый взгляд на поиск путей обеспечения безопасности атомных станций с учётом факторов экономичности и работоспособности в условиях работы АЭС в энергосистемах с неравномерным графиком энергопотребления. Разработаны многофункциональные резервные установки, полностью окупающие затраты посредством генерации дополнительной электроэнергии в сеть в штатном режиме. Представлены основы методологии, позволяющей провести исследование путей совершенствования атомных электростанций на основе комплексного анализа экономической эффективности, безопасности и системных эффектов, достигаемых при модернизации энергоблоков АЭС, в том числе при установке дополнительного оборудования4.

Согласно Благодарственному письму от Главного учёного секретаря Высшей аттестационной комиссии при Минобрнауки России за подготовку хорошей научной работы, диссертация аннотирована в Вестнике ВАК как одна из лучших в 2020 г. Хотелось бы отдельно отметить, что ранее по предложению профессора Р.З. Аминова Балаковскую атомную станцию и Саратовскую гидроэлектростанцию соединили резервными электрическими линиями на генераторном напряжении, что являет собой пример реализации многофункционального резервирования.

Расхолаживание реакторов АЭС с использованием энергии остаточного тепловыделения

Мощность остаточного тепловыделения остаётся на высоком уровне даже спустя несколько дней после остановки реактора. Уровень мощности зависит от обогащения свежего топлива, плотности энерговыделения в активной зоне и режима облучения тепловыделяющих сборок. Динамика мощности остаточного тепловыделения по данным Балаковской АЭС показана в зависимости от кампании (время работы реактора с одной и той же загрузкой ядерного топлива) ВВЭР-1000 на рис. 1.

Рис. 1. Мощность остаточного тепловыделения при кампаниях (время работы реактора с одной и той же загрузкой ядерного топлива), МВт.

Чтобы исключить потерю рабочего тела5 через предохранительные клапаны второго контура и снизить риск отказа систем аварийного электроснабжения, питание потребителей АЭС можно обеспечить за счёт дополнительной турбоустановки небольшой мощности. Энергия остаточного тепловыделения активной зоны реактора может быть использована для генерации в парогенераторах АЭС пара, способного в аварийном режиме стать рабочим телом для дополнительной турбины. Автономность электроснабжения собственных нужд обеспечивается возможностью использования только энергии остаточного тепловыделения остановленного реактора без привлечения внешних энергоисточников6. Рассматриваемые системы также позволяют сохранять и полезно использовать рабочее тело АЭС, в отличие от штатных систем аварийного электроснабжения.

Если вся генерируемая в штатном режиме на дополнительной паротурбинной установке (ПТУ) электроэнергия будет направляться в энергосистему, при обесточивании АЭС дополнительная ПТУ будет также отключена системой автоматической защиты. На запуск дополнительной ПТУ потребуется время. Для того, чтобы избежать этого был разработан способ бесперебойного электроснабжения собственных нужд АЭС, по которому получен патент РФ на изобретение7. Бесперебойность электроснабжения достигается благодаря техническому решению подключения генератора дополнительной ПТУ к потребителям собственных нужд, которые должны находится в работе при расхолаживании реактора (рис.2). Это позволит дополнительной турбине при обесточивании станции оставаться в работе. Избыток генерируемого в парогенераторах пара может быть направлен через быстродействующую редукционную установку в конденсатор дополнительной турбины.

Рис. 2. Схема бесперебойного электроснабжения собственных нужд АЭС.
1 – дополнительная паротурбинная установка; 2 – закрытое распределительное устройство; БРУ-К – быстродействующая редукционная установка со сбросом в конденсатор турбины.

Дополнительная паровая турбина может быть установлена в турбинном отделении для строящихся энергоблоков АЭС или в прилегающем здании для действующих. Главная задача – поместить турбину как можно ближе к парогенераторам, снизив риск отказов и тепловые потери из-за длинных паропроводов.

В соответствие с программой аварийного расхолаживания в условиях полного обесточивания в начальный момент времени при останове блока ВВЭР-1000 осуществляется сброс пара из второго контура в атмосферу. При этом запускается аварийный дизель-генератор и формируется сигнал на пуск одного из трёх аварийных питательных электронасосов для подпитки парогенераторов. Первый этап расхолаживания происходит, пока температура теплоносителя первого контура не достигнет 1500С, после чего второй контур отключается, и расхолаживание осуществляется через систему аварийного охлаждения активной зоны низкого давления8.

Как показывает практика эксплуатации четвёртого энергоблока Балаковской атомной станции, в процессе расхолаживания с отключёнными главными циркуляционными насосами (ГЦН) возможно длительное поддержание температуры теплоносителя первого контура на постоянном уровне за счёт снижения расхода и уровня рабочего тела в парогенераторах (рис. 3). Благодаря этому остаточное тепловыделение может отводиться длительное время через второй контур с получением пара со стабильными высокими параметрами, который может быть использован в качестве рабочего тела для маломощной паровой турбины. При этом в работе остаются аварийные потребители первой, второй групп и циркуляционный насос9. В первом контуре будет обеспечиваться естественная циркуляция.

Выполнено исследование процесса расхолаживания реакторов ВВЭР-1000 с использованием вариантов установленной мощности дополнительной турбины 6 и 12 МВт. С целью обеспечения более высоких значений относительного внутреннего КПД10 проточной части дополнительной турбины на разных уровнях мощности регулирование нагрузки может осуществляться скользящим давлением пара (регулировка давления обеспечивается посредством электрического аварийного питательного насоса для соблюдения баланса требуемой и генерируемой мощности) при полностью открытых регулирующих клапанах. При таком регулировании объёмный пропуск пара на входе в голову турбины остаётся практически неизменным. Результаты исследования продемонстрировали возможность отвода остаточного тепловыделения двух реакторов ВВЭР-1000 в течение 72 ч без внешних дополнительных источников энергии с использованием только энергии остаточного тепловыделения одного из реакторов, в том числе, при разгерметизации первого контура на одном из реакторов11.

Далее была укрупнённо (учтены факторы, оказывающие основное влияние на результаты исследования) оценена надёжность резервирования собственных нужд АЭС на основе постоянной действующей паровой турбины. Результаты исследований показали, что при совместном функционировании дополнительной паровой турбины и трёхканальной системы аварийного электроснабжения с дизель-генераторами достигается сопоставимый с системами пассивного отвода тепловыделения (СПОТ) уровень безопасности, удовлетворяющий действующим требованиям МАГАТЭ12. Таким образом, на строящихся АЭС целесообразна замена теплообменников СПОТ на дополнительную паровую турбину.

Далее читайте в «Энергия: экономика, техника, экология» 12/2021.


1 Mycle Schneider. The World Nuclear Industry Status Report 2014 / Mycle Schneider, Antony Froggatt et al. // A Mycle Scheneider Consulting Project. Paris, London, Washington, D.C., July 2014.

2 Samanta Pranab & Kim Inn Seock & Uryasev Stan. Emergency diesel generator: Maintenance and failure unavailability, and their risk impacts. Report NUREG / CR – 5994 of the Brookhaven National Laboratory, Vol 26, Nov 1994; Battle R.E. Emergency ac power systems operating experience at US nuclear power plants-1976 through 1983. Nuclear Energy Agency of the OECD. Report NEA-CSNI-R1986-115 of the operated by Martin Marietta Energy Systems, Inc., for U.S. Vol 47, 1986; U.S. Nuclear Regulatory Commission, SECY-93-044, for the Commission from James M.Taylor, NRC Executive Director for Operations, Subject: Resolution of Generic Safety Issue B56, “Diesel Generator Reliability”, 1993; Winfield D.J., & McCauley G.M. CRL Research Reactor Diesel Generator Reliability Study 1960–1992. Atomic Energy of Canada Limited Research. Chalk River Laboratories Chalk River, Ontario, Canada. Vol. 2, 1994.

3 Коршунов А.С., Таранов Г.С. НВАЭС-II: Обоснование пассивных систем безопасности. РЭА Росэнергоатом. 2008. № 6; Мильман О.О., Птахин А.В., Кондратьев А.В. и др. Пуск воздушно-конденсационных установок и сухих градирен при отрицательных температурах охлаждающего воздуха // Теплоэнергетика. 2016. № 5; Аминов Р.З., Егоров А.Н. Сопоставление и анализ систем отвода остаточного тепловыделения реакторов в аварийных ситуациях с обесточиванием // Атомная энергия. 2016. Т. 121. Вып. 6.

4 Юрин В.Е. Разработка научных основ обеспечения безопасности атомных электрических станций на основе комбинирования с многофункциональными энергогенерирующими установками: дис. … докт. техн. наук: 05.14.01. СГТУ имени Гагарина Ю.А., Саратов, 2020.

5 В системе АЭС с водо-водяными реакторами имеются теплоноситель и рабочее тело. Теплоноситель – вода, циркулирующая в первом контуре при непосредственном контакте с активной зоной реактора под высоким давлением (более 16 МПа). Рабочим телом, совершающим во втором контуре энергоблока АЭС работу с преобразованием тепловой энергии в механическую посредством турбины, является водяной пар.

6 Юрин В.Е. Разработка научных основ обеспечения безопасности атомных электрических станций на основе комбинирования с многофункциональными энергогенерирующими установками: дис. … докт. техн. наук: 05.14.01. СГТУ имени Гагарина Ю.А., Саратов, 2020; Аминов Р.З., Юрин В.Е., Кузнецов Д.Ю. Исследование процессов расхолаживания водо-водяных реакторов на основе использования энергии остаточного тепловыделения для выработки электроэнергии в аварийных ситуациях с обесточиванием // Атомная энергия. 2020. Т. 128. Вып. 4.

7 Аминов Р.З., Юрин В.Е. Патент РФ № 2702100. Способ бесперебойного электроснабжения собственных нужд АЭС // Заявка на патент РФ №2019100412 от 09.01.2019, опубл. 04.10.2019. Бюл. № 28.

8 Система аварийного охлаждения активной зоны низкого давления (САОЗ НД) предназначена для отвода остаточного тепловыделения активной зоны реактора через первый контур (посредством насоса САОЗ НД циркулирует теплоноситель, отдающий тепло реактора в теплообменник САОЗ НД, откуда отвод тепла осуществляется технической водой из брызгального бассейна) в аварийном и плановом режимах расхолаживания при снижении температуры теплоносителя первого контура ниже 150 0С.

9 Аминов Р.З., Юрин В.Е., Кузнецов Д.Ю. Исследование процессов расхолаживания водо-водяных реакторов на основе использования энергии остаточного тепловыделения для выработки электроэнергии в аварийных ситуациях с обесточиванием // Атомная энергия. 2020. Т. 128. Вып. 4

10 Относительный внутренний КПД турбины характеризует степень совершенства проточной части турбины и потери мощности (технической работы) в необратимом адиабатном процессе турбины.

11 См. сноску 9.

12 Юрин В.Е. Разработка научных основ обеспечения безопасности атомных электрических станций на основе комбинирования с многофункциональными энергогенерирующими установками: дис. … докт. техн. наук: 05.14.01. СГТУ имени Гагарина Ю.А., Саратов, 2020; Токмачев Г.В. Подход к применению ВАБ при проектировании АЭС с реакторами ВВЭР нового поколения // Известия ВУЗов. Ядерная энергетика. 2007. Том 3. № 4.



Работа выполнена при поддержке Российского Фонда Фундаментальных Исследований (соглашение №19-08-01053 А).