Автономная термосифонная система пассивного отвода теплоты от первого контура реакторной установки: особенности функционирования, характеристики и основные преимущества

Рассмотрена автономная система пассивного отвода остаточного тепловыделения (СПОТ) реакторной установки с ВВЭР, предназначенная для обеспечения безопасности АЭС в условиях аварии с полным длительным обесточиванием. Система предусматривает отвод теплоты непосредственно от первого контура реакторной установки (СПОТ Р). С целью повышения надежности и безопасности аварийного теплоотвода в системе применено теплообменное оборудование на основе испарительно-конденсационных устройств замкнутого типа – двухфазных термосифонов. Основной особенностью таких теплообменников является то, что их термосифонные сборки конструктивно разделяют первый контур и промконтур СПОТ, выводимый за пределы реакторного отделения, и позволяют обеспечить безопасный и эффективный теплоотвод, снижают риск распространения радиоактивных загрязнений за барьеры безопасности. Подобные автономные пассивные системы обеспечат эффективный теплоотвод непосредственно от первого контура, изменив цепочку последовательных участков теплопереноса от ядерного топлива к конечному поглотителю и исключив из нее элементы, например парогенераторы, состояние и работоспособность которых в аварийном процессе теплоотвода оказывают основное влияние на безопасность активной зоны. В статье представлена схема автономной системы теплоотвода, приведено описание ее работы. Рассмотрены основные характеристики протекания аварийного процесса отвода остаточного тепловыделения автономной термосифонной СПОТ Р, полученные методом расчетного моделирования. Проанализированы преимущества автономной термосифонной пассивной системы в сравнении с пассивной системой отвода теплоты реакторной установки с ВВЭР через второй контур (СПОТ ПГ). Полученные результаты предлагаются для решения задач диверсификации пассивных систем безопасности эволюционных реакторных установок АЭС с ВВЭР.

1. Букринский, А. М. Безопасность атомных станций по федеральным нормам и правилам России и стандартам МАГАТЭ. Сравнение основных принципов и требований по обеспечению безопасности / А. М. Букринский. 3-е изд. М.: НТЦ ЯРБ, 2019. 196 с.

2. Исследование локальной гидродинамики теплоносителя в смешанной активной зоне реактора ВВЭР / С. М. Дмитриев [и др.] // Энергетика. Изв. высш. учеб. заведений и энерг. объединений СНГ. 2020. Т. 63, № 2. С. 151–162. https://doi.org/10.21122/1029-7448-2020-63-2-151-162.

3. Сорокин, В. В. Расчет времени пуска пассивного каталитического рекомбинатора водорода локализующей системы безопасности АЭС с ВВЭР / В. В. Сорокин // Энергетика. Изв. высш. учеб. заведений и энерг. объединений СНГ. 2022. Т. 65, No 1. С. 67–75. https://doi.org/10.21122/1029-7448-2022-65-1-67-75.

4. Пути совершенствования системы пассивного охлаждения активной зоны реактора ВВЭР / А. В. Морозов [и др.] // Материалы XIV Международной научно-технической конференции «Проблемы совершенствования топливно-энергетического комплекса», Саратов, 30 октября – 1 ноября 2018 г. Саратов, 2018. С. 115–120.

5. Passive Safety Systems and Natural Circulation in Water Cooled Nuclear Power Plants [Electronic Resource]. IAEA-TECDOC-1624. Vienna: IAEA, 2009. Mode of access: https://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/te_1624_web.pdf. Date of access: 07.01.2022.

6. Natural circulation in water cooled nuclear power plants: Phenomena, models, and methodology for system reliability assessments [Electronic Resource]. IAEA-TECDOC-1474. Vienna: IAEA, 2005. Mode of access: https://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/TE_1474_web.pdf. Date of access: 05.01.2022.

7. Sierchuła, J. Analysis of passive residual heat removal system in AP1000 nuclear power plant / J. Sierchuła // IOP Conference Series: Earth and Environmental Science. 2019. Vol. 214. Art. ID 012095. https://doi.org/10.1088/1755-1315/214/1/012095.

8. Design, Experiment, and Commissioning of the Passive Residual Heat Removal System of China’s Generation III Nuclear Power HPR1000 / Feng Li [et al.] // Science and Technology of Nuclear Installations. 2021. 6 p. https://doi.org/10.1155/2021/6680400.

9. Дан, П. Д. Тепловые трубы / П. Д. Дан, Д. А. Рей; пер. с англ. Ю. А. Зейгарник. М.: Энергия, 1979. 272 с.

10. Чи, С. Тепловые трубы: Теория и практика / С. Чи; пер. с англ. В. Я. Сидоров. М.: Машиностроение, 1981. 207 с.

11. Гершуні, О. Н. Випаровувально-конденсатційні системи теплопередачі для ядерних енергетичних технологій / О. Н. Гершуні, О. П. Ніщик, Є. М. Письменний. Київ: Альтерпрес, 2007. 236 с.

12. Chapter 1 – Natural circulation loops – advantages, challenges, and classification –/ P. K. Vijayan, A. K. Nayak, N. Kumar // Single-Phase, Two-Phase and Supercritical Natural Circulation Systems. Woodhead Publishing, 2019. P. 1–30. https://doi.org/10.1016/B978-0-08-102486-7.00001-9.

13. Passive Residual Heat Removal System for WWER with the Thermosiphon Heatexchange Equipment / I. I. Sviridenko [et al.] // International Journal of Energy for a Clean Environment. 2015. Vol. 16. N 1-4. P. 209–223. https://doi.org/10.1615/InterJEnerCleanEnv.2015015683

14. Свириденко, И. И. Расчетные исследования аварийного теплоотвода ВВЭР автономной термосифонной СПОТ первого контура / И. И. Свириденко, Д. В. Шевелев, В. В. Свердлов // Технологии обеспечения жизненного цикла ядерных энергетических установок: науч.-тех. сб. Сосновый Бор: ФГУП НИТИ, 2018. Вып. 3 (13). С. 28–41.

15. Свириденко И. И. Удержание реактора в подкритическом состоянии при запроектной аварии одновременным расхолаживанием и декомпрессией первого контура / И. И. Свириденко // Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика. 2019. № 1. С. 85–96. https://doi.org/10.26583/npe.2019.1.08

16. Инструкция по ликвидации аварий и аварийных ситуаций на реакторной установке энергоблока № 5 Запорожской АЭС. 05.ГТ.00.ИЭ.11. ОП «Запорожская АЭС», 2017. 444 с.

17. Васильев, Л. Л. Теплообменники на тепловых трубах / Л. Л. Васильев. Минск: Наука и техника, 1981. 143 с.

18. Безродный, М. К. Процессы переноса в двухфазных термосифонных системах. Теория и практика / М. К. Безродный, И. Л. Пиоро, Т. О. Костюк. К.: Факт, 2005. 704 с.

19. АЭС «Куданкулам». Классификация систем, оборудования, трубопроводов и элементов теплотехнической части. KK.UJA.0.SR.PZ.PR004. Институт «Атомэнергопроект», 2002.

20. Концепция расширенного использования естественной циркуляции теплоносителя первого контура в энергоблоках с ВВЭР-1000 (1200) и перспективы ее реализации / А. Я. Благовещенский [и др.] // Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики: Материалы 8-й Междунар. науч.-техн. конф., Москва, 23–25 мая 2012 г. М.: Концерн «Росэнергоатом», 2012. С. 602–605.

21. Влияние пассивных систем на протекание типичных запроектных аварий РУ В-392 [Электронный ресурс] / Н. В. Букин [и др.] // Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР: материалы 2-й науч.-техн. конф., Подольск, 19–23 ноября 2001 г. Режим доступа: http://www.gidropress.podolsk.ru/files/proceedings/mntk2001/report1/vpsnptza.pdf. Дата доступа: 17.09.2021.

22. АЭС с реактором типа ВВЭР-1000. От физических основ эксплуатации до эволюции проекта / С. А. Андрушечко [и др.]. М.: Логос, 2010. 603 с.