Система безопасности PWR (Kraftwerk Union) для безопасности АЭС узлов и механизмов

4.1.1.5. Система безопасности

Система безопасности PWR (рис. 4.8) анализирует показания датчиков состояния важнейших для безопасности АЭС узлов и механизмов и в зависимости от сформированного сигнала выполняет следующие действия:

-быструю остановку реактора с отключением турбины (аварийная остановка реактора);

-включение системы аварийного электропитания;

-отвод энергии остаточного тепловыделения и аварийную подачу воды в реактор;

герметизацию защитной оболочки.

4.1.1.5.1. Аварийная остановка реактора

При аварийной остановке реактора в активную зону под действием собственной массы вводятся поглощающие стержни. Реактор приводится в подкритическое состояние, и его мощность снижается до уровня остаточного тепловыделения.

Рис. 4.8. Системы безопасности PWR (Kraftwerk Union):

А - системы безопасности реактора; В - защитная оболочка; С - система аварийного электроснабжения; D - система аварийной остановки реактора; Е - система отвода энергии остаточного тепловыделения; F - система аварийного охлаждения; 1 - вентиляционная система; 2 - компенсатор давления; 3 - теплообменник системы отвода остаточной теплоты; 4 - насос системы отвода энергии остаточного тепловыделения; 5 - насос аварийной подпитки теплоносителя; 6 - бак с водой; 7 - система аварийного электропитания; 8 - система аварийной подачи питательной воды

4.1.1.5.2. Система аварийного электропитания

Нормальное питание собственных нужд АЭС осуществляется от обычной электрической сети. При повреждениях в электрической сети происходит отключение АЭС, и мощность на выходе турбогенератора уменьшается до мощности, потребляемой на собственные нужды. Станция начинает работать изолированно от сети в режиме самообеспечения электроэнергией. При потере собственных нужд включается система аварийного электропитания, работающая от дизель-генераторов или батарей.

4.1.1.5.3. Система аварийной подачи питательной

При отключении главных питательных насосов подпитка парогенераторов осуществляется с помощью системы аварийной подачи питательной воды, работающей как по нормальной схеме, так и от системы аварийного электропитания. Система аварийной подачи питательной воды имеет четырехкратный запас воды (бак питательной воды и бак деминерализованной воды), который рассчитан на отвод энергии остаточного тепловыделения в течение 10 — 15 ч. При ее включении в первом контуре обеспечивается естественная циркуляция воды, чему способствует установка парогенераторов на более высоком уровне, чем активная зона. После снижения давления в реакторе до достаточно низкого уровня охлаждение активной зоны осуществляется специальной системой охлаждения.

4.1.1.5.4. Система аварийного охлаждения и отвода энергии остаточного тепловыделения

Эта система используется как для эксплуатационных нужд при нормальных остановках реактора, так и для обеспечения безопасности в аварийных ситуациях (рис. 4.8):

-при уменьшении мощности PWR система включается автоматически, как только давление и температура воды первого контура достигают достаточно низких значений. В дальнейшем система продолжает отводить энергию остаточного тепловыделения из активной зоны и обеспечивает циркуляцию теплоносителя;

-при авариях с потерей теплоносителя система аварийного охлаждения поддерживает необходимый уровень теплоносителя в реакторе и обеспечивает охлаждение активной зоны.

Система аварийного охлаждения имеет четырехкратный запас воды и снабжается электроэнергией от аварийного источника питания. Она может обеспечить водой как холодные (подводящие), так и горячие (отводящие) участки циркуляционного контура с помощью систем подпитки высокого и низкого давления. При самой тяжелой аварии, предусмотренной в проекте (максимальной проектной аварии), значительные потери теплоносителя могут вызвать настолько быстрое падение давления в контуре, что система впрыска высокого давления может не включиться. В этом случае борированная вода будет подаваться в первый контур непосредственно из аккумулирующих баков с помощью системы инжекции теплоносителя низкого давления. Утечки воды из первого контура собираются в дренажной системе реакторного здания.

При небольших утечках теплоносителя, приводящих к медленному снижению давления в контуре, включается система впрыска высокого давления. При этом автоматически обеспечивается регулируемое снижение давления и температуры в реакторе со скоростью 100 ºС/ч. Когда давление и температура достигают достаточно низких значений, включаются системы инжекции теплоносителя низкого давления.

В конечном счете энергия остаточного тепловыделения из активной зоны отводится в водоемы или в атмосферу. Для этого предусмотрены промежуточные контуры с теплообменниками (вторая часть системы аварийного охлаждения и отвода энергии остаточного тепловыделения), которые также имеют четырехкратный запас воды и снабжаются электроэнергией от аварийных источников питания.

4.1.1.5.5. Герметизация защитной оболочки

При аварии система аварийной защиты реактора автоматически закрывает реакторное здание и все выходы трубопроводов. В кольцевом пространстве между стальной оболочкой и наружной железобетонной стеной поддерживается давление ниже атмосферного. Таким образом, выход радиоактивных продуктов внутри здания при небольших утечках теплоносителя может быть локализован, а сами радиоактивные продукты, если необходимо, могут быть удалены с помощью фильтров и вентиляционной системы (см. рис. 4.8).