Система управления и защиты (СУЗ) для АЭС с ВВЭР нового поколения

Концепция энергоблоков нового поколения базируется на эволюционном пути развития технологии реакторов ВВЭР и предусматривает достижение более высокого уровня безопасности со снижением расчетных частот повреждения активной зоны и аварийных выбросов до более низких значений, чем заложенные в ОПБ-88/97. Это достигается путем:

- выполнения основных функций безопасности активными и пассивными системами;

- оптимального совмещения системами АЭС функций безопасности и нормальной эксплуатации;

- оснащения АЭС локализующими системами безопасности, рассчитанными на выполнение функций безопасности не только при проектных, но и при запроектных авариях.

Отмечаются следующие особенности новых проектов РУ в части обеспечения безопасности:

- применение двойных защитных оболочек с контролируемым пространством между ними;

- наличие активных и пассивных систем безопасности, причем пассивные системы могут выполнить все функции безопасности без активных систем и без вмешательства оператора, по крайней мере, в течение 24 часов;

- возможность обеспечения безопасности активными системами (часть из них выполняет также функции систем нормальной эксплуатации) без вмешательства пассивных систем для наиболее вероятных аварий, не сопровождающихся полной потерей переменного тока на АЭС;

- обеспечение останова реактора в случае необходимости как путем введения в активную зону органов регулирования под действием силы тяжести, так и введением в теплоноситель борной кислоты;

- наличие для расхолаживания и отвода остаточного тепловыделения в случае аварий, не сопровождающихся значительными потерями теплоносителя 1-го контура, систем пассивного отвода тепла (СПОТ) от парогенераторов;

- осуществление при авариях с потерей теплоносителя 1 -го контура (по мере снижения давления) подпитки 1-го контура из гидроемкостей системы аварийного охлаждения активной зоны (САОЗ). Запасенный в гидроемкостях объем воды (с учетом работы СПОТ от парогенератора) позволяет сохранять активную зону под заливом в течение как минимум 24 часов без ввода в действие активных систем безопасности;

- наличие систем для управления запроектными авариями, в том числе технических возможностей удержания расплава в корпусе реактора и "ловушки" расплава, размещенной под корпусом реактора.

- Предусматриваются меры по исключению взрывоопасных концентраций водорода и защите контайнмента от превышения давления при тяжелых авариях.

Современные АЭС компонуются моноблоками. Блок состоит из реакторной установки с водо-водяным энергетическим реактором с водой под давлением и турбоустановки. Тепловая схема двухконтурная.

Количество органов регулирования (ОР) системы управления и защиты реактора (СУЗ) увеличено по сравнению с проектом В-320 с 61 до 121. В этом случае их эффективности достаточно (с учетом застревания одного органа регулирования), чтобы остановить реактор и выполнить расхолаживание его до температуры 20— 100°С без ввода борной кислоты.

К основным контролируемым параметрам реактора относятся (см. рис 1.2 и табл. 1.3):

- плотность потока нейтронов в активной зоне;

- плотность потока нейтронов в пусковом и рабочем диапазоне, при перегрузке;

- период изменения нейтронного потока;

- давление над активной зоной;

- концентрация борной кислоты на входе в активную зону;

- температура теплоносителя на входе и выходе ТВС;

- уровень теплоносителя в реакторе и др.

К основным регулируемым параметрам реакторной установки относятся:

- мощность реактора;

- давление в I контуре;

- скорость разогрева I контура;

- уровень теплоносителя в компенсаторе давления:

- уровень воды в парогенераторе;

- скорость разогрева компенсатора давления;

- скорость расхолаживания компенсатора давления:

- скорость расхолаживания I контура.

Основные контролируемые параметры по парогенератору и II контуру приведены на рисунке 1.3 и в таблице 1.4.

Таблица 1.3. Перечень контролируемых параметров по реактору

Номер позиции по схеме	Наименование измеряемого параметра	Величина	Колич-во точек контроля
		номинальная	min max
1.	Контроль заполнения реактора	-	-
2.	Температура воздуха на выходе из верхнего блока, °С
3.	Температура теплоносителя под крышкой реактора, °С
4.	Температура бетона в консоли, °С
5.	Температура наружной поверхности корпуса реактора, °С
6.	Температура наружной поверхности корпуса реактора, °С
7.	Каналы нейтронно-физических измерений	-	-
8.	Плотность потока нейтронов в диапазоне (10 -7 -120)%NнOM, н/см2*с		1010
9.	Плотность потока нейтронов при загрузке (перегрузке) активной зоны, н/см с		0,8 5*105
10.	Период изменения нейтронного потока, с
11.	Температура теплоносителя на входе в ТВС, °С
12.	Температура теплоносителя на выходе из ТВС, °С
13.	Отбор пробы теплоносителя на входе в активную зону для системы подготовки проб, г НзВОз	5,6
14.	Отбор пробы теплоносителя на входе в активную зону для системы подготовки проб, г Н3ВОз	5,6
15.	Уровень теплоносителя в реакторе, мм	-
16.	Уровень теплоносителя в реакторе, мм	-
17,18,19	Давление над активной зоной, МПа	15,68	19,3	21*3
20,21	Перепад давления на реакторе, МПа	0,144	0,196

Продолжение таблицы 1.3

Номер позиции по схеме	Наименование измеряемого параметра	Величина	Колич-во точек контроля
		Номиналь-ная	min max
22,23,24	Давление над активной зоной, МПа	15,68	19,3	14*3
25.	Давление над активной зоной, МПа	15,68	19,3
26.	Температура металла опорной фермы, °С
27.	Контроль плотности главного разъема реактора, МПа		24.5
28.	Контроль плотности фланцевых разъемов верхнего блока		1.0
29.	Температура поверхности чехлов СУЗ. °С
	Температура строительного бетона, ºС
31.	Уровень теплоносителя в реакторе, мм	-
32.	Концентрация водорода, %		0 5
33.	Активность паров йода, Бк/м3	-	18,5*105 3,7*1011
34.	Давление в контайменте, МПа	0,089	0 0,5

Совместно с механической системой СУЗ действует система борного регулирования реактивностью реактора.

Органы регулирования СУЗ объединены в 10 групп, из которых одна группа - рабочая, управляемая автоматическим регулятором мощности.

СУЗ обеспечивает предупредительные и аварийные защиты реактора:

УПЗ- ускоренную предупредительную защиту при определенном составе работающего оборудования и значений параметров реакторной установки посредством сброса одной наперед заданной группы с понижением мощности реактора до 50% N_Hом;

ПЗ-1 - предупредительную защиту 1-го рода при достижении контролируемыми параметрами соответствующих уставок или разгрузку и ограничение мощности реактора посредством снижения мощности реактора поочередным движением вниз групп органов регулирования, начиная с рабочей;

ПЗ-2 - предупредительною защиту 2-го рода при достижении контролируемыми параметрами соответствующих уставок, а также при несанкционированном падении любого органа регулирования посредством запрета на движение органов регулировании вверх;

A3 -аварийную защиту реактора путем обесточивания всех приводов органов регулирования и падения их под действием собственного веса до крайнего нижнего положения

Примеры срабатывания УПЗ:

· обесточивание 2-х ГЦН из 4-х работающих;

· закрытие 2-х из 4-х стопорных клапанов;

· отключение энергоблока от энергосистемы (сброс нагрузки до холостого хода).

Примеры срабатывания ПЗ-1:

· период изменения потока тепловых нейтронов в пусковом (рабочем) диапазоне менее 20 с;

· мощность реактора в рабочем диапазоне при 4-х работающих ГЦН больше 102% Nном;

· отключение одного из работающих ГЦН;

· давление над активной зоной более 16,7 МПа.

Примеры срабатывания ПЗ-2:

· давление над активной зоной более 16,2 МПа;

· падение одного органа регулирования СУЗ.

Примеры срабатывания A3:

· период изменения потока тепловых нейтронов в пусковом (рабочем) диапазоне менее 10с;

· мощность реактора в рабочем диапазоне более 107% N_Hом;

· давление над активной зоной более 17,5 МПа;

· уровень в компенсаторе давления менее 4000мм.