Другие разделы курса Атомная энергетика. Ядерные реакторы АЭС. Атомный флот

Проектные решения систем безопасности АЭС с БН-800

Проект АЭС с БН-800 базируется на критериях безопасности, содержащихся в нормативнотехнической документации, действующей в России.

Кроме нормативов России, в проекте учтены и рекомендации МАГАТЭ.

В основу обеспечения безопасности в проекте АЭС с БН-800 заложен принцип глубокоэшелонированной защиты — применение системы барьеров на пути распространения ионизирующих излучений и радиоактивных веществ в окружающую среду и системы технических и организационных мер по защите барьеров и сохранению их эффективности непосредственно для защиты населения.

Защитные барьеры

 

Накопленный опыт НИОКР и опыт эксплуатации быстрых реакторов с натриевым теплоносителем указывает на следующие, безусловно подтвержденные свойства внутренне присущей безопасности:

Устойчивая отрицательная обратная связь по мощности и температуре, определяемая отрицательными значениями температурного и мощностного эффектов реактивности; отсутствие отравления реактора после его останова. ;Незначительные изменения пространственного распределения нейтронных потоков в процессе нормальной эксплуатации и динамических режимах при возмущениях по входным параметрам (температура и расход теплоносителя, реактивность); исключительная простота управления реактором.

Очень слабое коррозийное воздействие натрия на конструктивные материалы реактора.

В корпусе реактора давление близко к атмосферному. В то же время температура кипения натрия при этом примерно на 300 оС превышает максимальную температуру теплоносителя в наиболее напряженной сборке. Разгерметизация трубопроводов первого контура любого размера в полностью интегральном реакторе не приводит к ядерноопасным авариям. Большая теплоемкость первого контура реактора. Расчеты, подтвержденные прямыми экспериментами на БН-350 и БН-600, показывают, что в условиях полного прекращения теплоотвода от первого контура после срабатывания аварийной защиты рост средней температуры натрия в первом контуре реактора не превышает 30 оС/час. С учетом большого запаса до температуры кипения натрия это даёт резерв времени для принятия мер по ограничению последствий данной запроектной аварии. Незначительное уменьшение коэффициента теплоотдачи натрия при переходе в режим естественной циркуляции. Эффективная естественная циркуляция, обеспечивающая отвод остаточного тепловыделения от активной зоны при потере принудительных источников циркуляции.

В проекте блока дополнительно к вышеперечисленным свойствам внутренне присущей безопасности и самозащищенности быстрых реакторов реализованы следующие меры: внедрение в проект реактора активной зоны с нулевым значением натриевого пустотного эффекта реактивности, параметры которой обоснованы многолетними расчетными и экспериментальными исследованиями, в том числе и на БФС;

внедрение в проект реактора специальных технических устройств, самопроизвольно (без вмешательства автоматики) ограничивающих максимальный интегральный вылив натрия 1-го контура при гильотинном разрыве внешних трубопроводов вспомогательных систем, не имеющих страховочного кожуха;

разработка в составе проекта РУ пассивно срабатывающих стержней аварийной защиты (ПАЗ) в авариях с потерей принудительного расхода; конструкция полномасштабного макета этого органа была испытана на водяном стенде;

разработка в составе проекта поддона для улавливания и охлаждения расплавленного топлива в гипотетических ситуациях;

разработка в составе проекта высокоэффективной системы защиты парогенератора.

Аварийная остановка реактора

Система защиты парогенератора

Данная система разработана в составе проекта аварийной системы расхолаживания реактора через воздушные теплообменники, подключенные к основным натриевым трубопроводам второго контура. Система имеет в своем составе три независимых канала, каждый канал имеет 100% производительность.

Характеристики надежности и безопасности блока были подтверждены вероятностным анализом безопасности в составе технического проекта. Документ содержит, в частности, анализ более 30 аварийных ситуаций (включающих рассмотрение более 1000 последовательностей их прохождения). Показано, что результирующая вероятность разрушения активной зоны менее 7х10-6 1/год.

Система аварийного расхолаживания реактора

На главную