Характеристики надежности деятельности ОП АЭС

 

С начала развития ядерной энергетики главное внимание уделялось контролю за возможной утечкой радиоактивности в окружающую среду. Поэтому к АЭС предъявлялись гораздо более жесткие требования, чем к любому другому источнику загрязнения. Вероятность радиактивного выброса очень мала – только при аварии.

К настоящему времени мировая практика выработала некоторый стабильный свод правил, положений, рекомендаций, обеспечивающих безопасность АЭС и сводящихся к допустимому минимуму их воздействия на человека и окружающую среду.

Среди выработанных положений, повышающих уровень безопасности АЭС, в частности, такие, как “Нормирование безопасности предприятий ядерного топливного цикла” с общепринятым принципом обеспечения безопасности на АЭС – глубокоэшелонированной защиты. Суть принципа – наличие физических барьеров безопасности, блокирующих распространение радиоактивных веществ как при нормальной эксплуатации, так и в различных аварийных ситуациях.

Система располагает пятью уровнями организации, или, вернее, защиты:

1) консервативность проекта установки, обеспечение качества, культуры безопасности;

2) оптимальное функционирование систем контроля и диагностики, обеспечивающих своевременную информацию о состоянии оборудования;

3) оптимальное функционирование систем безопасности, обеспечивающих сохранность и работоспособность физических барьеров, прекращение или ослабление процессов развития аварийных ситуаций и аварий;

4) оптимальное функционирование систем локализации, ограничивающих распространение радиоактивных веществ в пределах физических барьеров;

5) разработка мероприятий по защите населения и окружающей среды в случае маловероятного отказа в работоспособности физических барьеров и функционирования уровней защиты.

Надежность и устойчивость поведения РУ ВВЭР в аварийных ситуациях обеспечивается в первую очередь за счет свойств пассивной безопасности реакторов ВВЭР, которые определяются следующими конструктивными и проектными особенностями:

-увеличенный объем теплоносителя над активной зоной;

-увеличенный объем теплоносителя в первом контуре по отношению к массе топлива и -тепловой мощности активной зоны;

-увеличенный объем компенсатора давления;

-используются горизонтальные парогенераторы с большим объемом воды во втором контуре.

Свойства внутренней самозащищенности РУ обеспечиваются:

-срабатыванием органов регулирования в режиме аварийной защиты на основе гравитационных сил;

-самоограничением энерговыделений активной зоны за счет отрицательных коэффициентов реактивности по температуре топлива, теплоносителя, по мощности;

-отсутствием врезок и отверстий ниже главных патрубков корпуса реактора и, соответственно, ниже верхней отметки активной зоны;

-применением пассивных элементов, отсечных, ограничительных и сбросных устройств;

использованием инерционного выбега специальных маховых масс ГЦНа (главного циркуляционного насоса) для обеспечения необходимого спада расхода через активную зону при обесточивании.

В настоящее время возможно строительство надежной, безопасной, обеспеченной ядерным топливом АЭС с захоронением остаточных отходов топлива, а также всего того, что было в контакте по технологии производства энергии.

Для этого необходимо:

1) создание и применение экономичных и безотказных ядерных реакторов, а также оборудования ядерной схемы АЭС;

2) обеспечение надежной и безопасной работы атомных реакторов;

3) применение методов экономичного и безопасного захоронения твердых и жидких отходов, а также отработавшего свой срок оборудования ядерного тракта.

С учетом надежности и безопасности современная АЭС должна иметь следующие основные характеристики и параметры10:

1) мощность тепловая (номинальная) – 3000ё3200 МВт;

2) давление теплоносителя на выходе из активной зоны – 15,7ё16,2 МПа;

3) температура теплоносителя первого контура на входе в реактор – 290,0ё298,6 °С;

4) температура теплоносителя первого контура на выходе из реактора – 320,0ё329,7 °С;

5) паропроизводительность в номинальном режиме – 1470ё1600 т/ч;

6) количество парогенераторов – 4 шт.;

7) давление генерируемого пара при номинальной нагрузке на выходе из коллектора пара ПГ – 6,27ё7,0 МПа;

8) глубина выгорания топлива средняя (в стационарном топливном цикле) – до 70 МВт·сут/кгU;

9) время нахождения топлива в активной зоне – 4–5 лет;

10) время работы на номинальной мощности (эффективное) – 8 400 ч;

11) срок службы РУ – 60 лет.

Структура и функции СВРК.

Модернизированная система внутриреакторного контроля (СВРК-М) выполняет контроль технологических процессов в реакторной установке (РУ) ВВЭР-1000, информационную поддержку оператора для оптимизации протекания технологических процессов РУ, архивацию работы активной зоны РУ и состояния теплоносителя первого контура.

Основные функции:

· первичная обработка входных данных, выдача сигналов предупредительной защиты;

· ведение архива измеренных и вычисленных переменных, контроль текущих значений по технологическимуставкам;

· расчеты нейтронно-физических и теплогидравлических характеристик активной зоны и первого контура реакторной установки;

· отображение переменных в форме видеограмм, отчетов, протоколов и графиков;

· контроль работоспособности программно-технических средств СВРК-М;

· оперативная оценка распределения энерговыделения по высоте всех ТВЭЛ в активной зоне и сравнение их с уставками, зависящими от выгорания в ТВЭЛ;

· корректировка инерционности сигналов датчиков прямого заряда (ДПЗ);

· формирование сигналов предупредительной защиты на ограничение мощности реактора;

· прогноз распределения энерговыделения при заданных управляющих воздействиях;

· контроль качества оперативного восстановления поля энерговыделения.