Разработка систем безопасности в проекте АЭС нового поколения с реактором ВВЭР средней мощности с использованием пассивного принципа

• Автор: Молчанов, Анатолий Викторович
• Шифр специальности: 05.14.03
• Научная степень: Кандидатская
• Год защиты: 2004
• Место защиты: Санкт-Петербург
• Количество страниц: 139 с. : ил.

Содержание

Перечень сокращений

Введение

1 Современные требования к системам безопасности и пути их реализации

1.1 Требования, предъявляемые к системам безопасности АЭС нового поколения

1.2 Обзор технологических решений систем безопасности в проектах АЭС

1.2.1 Удаление остаточного тепловыделения из неповрежденного первого контура

1.2.2 Отвод тепла из первого контура в случае аварии с потерей теплоносителя

1.2.3 Отвод остаточных тепловыделений из

1.3 Использование вероятностного анализа безопасности для повышения надежности АЭС с ВВЭР нового поколения

1.4 Анализ перечня исходных событий Г.З

1.5 Функциональный анализ значимости активных и пассивных систем безопасности в рамках логиковероятностной модели
1.6 Выводы
2 Эволюция схемных решений, направленных на повышение безопасности АЭС нового поколения
2.1 Технологические решения системы пассивного отвода тепла от ПГ
2.2 Пассивные элементы системы аварийного охлаждения активной зоны
2.3 Технологические решения системы аварийного разуплотнения первого контура
2.4 Конструкционные особенности системы пассивного отвода тепла из герметичной оболочки
2.5 Пассивная система удержания расплава в корпусе реактора
2.6 Выводы
3 Обоснование тсплогидравлических характеристик систем безопасности в проекте АЭС нового поколения средней мощности
3.1 Исследование характеристик системы пассивного отвода тепла от ПГ
3.1.1 Численное решение
3.1.2 Сопоставление с экспериментальными данными ЦКТИ
3.1.3. Результаты тестирования программы
3.2 Исследование характеристик системы аварийного разуплотнения первого контура
3.2.1 Режим с отказом всех СПОТ ПГ
3.2.2 Режим с отказом двух СПОТ ПГ
3.2.3 Влияние различных факторов на режим расхолаживания РУ через бассейн в авариях . с разгерметизацией 1 контура
3.3 Выводы
4. Экономические характеристики АЭС нового поколения
4.1 Оценка материалоемкости сопоставляемых вариантов АЭС средней мощности
4.1.1 Общая часть
4.1.2 Техникоэкономические показатели по строительной части
4.1.3 Сопоставление объемов оборудования по технологической части
4.1.4 Сопоставление объемов оборудования по электротехнической части
4.1.5. Сопоставление объемов оборудования по гидротехнической части
4.2 Экономическая эффективность продления сроков службы блоков АЭС.
ЗАКЛЮЧЕНИЕ
СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ


Требования, предъявляемые: к ядерной безопасности, имеют целью обеспечить надлежащую защиту персонала на площадке, населения и окружающей среды от воздействий ионизирующих излучений и радионуклидов, возникающих на АЭС. В публикации МАГАТЭ из серии Основы безопасности “Безопасность ядерных установок” [4] изложены три главные цели безопасности, исходя из которых определяются требования для сведения к минимуму опасностей, связанных с эксплуатацией АЭС. Общая цель безопасности: защитить отдельных лиц, общество и окружающую среду от вредных воздействий путем создания и поддержания на ядерных установках эффективных средств защиты от радиационной опасности”. Эта общая цель ядерной безопасности подкрепляется двумя дополнительными целями, связанными с радиационной защитой и техническими аспектами безопасности. Они взаимозависимы: технические аспекты в сочетании с административными и процедурными мерами обеспечивают защиту от опасности, создаваемой ионизирующим излучением. Для достижения этих трех целей безопасности при проектировании АЭС проводится всеобъемлющий анализ безопасности для определения всех источников излучения и оценки доз облучения, которые могут получить сотрудники АЭС и население, а также потенциальных воздействий на окружающую среду. На основе этого анализа могут быть определены способность инженерной части проекта противостоять постулируемым исходным событиям и авариям, эффективность систем безопасности и узлов или систем, связанных с безопасностью, а также требования, предъявляемые к аварийному реагированию. Общий подход, применяемый в целях детального изучения всего энергоблока в целом как на этапе проектирования и анализа его безопасности, так и на этапе его эксплуатации принято называть концепцией глубокоэшелонированной защиты. Концепция глубокоэшелонированной защиты, применяемая ко всем видам деятельности в области безопасности - организационным, поведенческим или связанным с проектированием,- обеспечивает такую глубину охвата перекрывающимися по своему действию мерами, при которых возникающий отказ будет обнаружен и скомпенсирован или устранен соответствующими средствами. После года концепция была доработана в документах 1ПБАС-, (5,6,7]. Применение концепции глубокоэшелонированной защиты на всех этапах проектирования и эксплуатации предусматривает ступенчатую защиту от самых различных переходных процессов, ожидаемых при эксплуатации событий и аварий, включая аварии, которые происходят в результате отказа оборудования или действий человека на станции, и событий, происходящих за пределами станции. Применение концепции глубокоэшелонированной защиты при проектировании станции предусматривает создание нескольких уровней защиты (внутренне присущие свойства, оборудование и процедуры) с целью предотвращения аварий и обеспечения соответствующей защиты в том случае, если такое предотвращение окажется безрезультатным. Сравнение требований МАГАТЭ года, изложенных в документе «Безопасность атомных станций: проектирование» [3] и отечественных ОПБ-/ [8] года, приведенное в таблице 1. АЭС. Таблица . I Цель первого уровня зашиты состоит в том. В результате этого возникает требование, чтобы станция была надежно и с консервативным запасом спроектирована. Для достижения этой цели пристальное внимание уделяется подбору соответствующих проектных норм и материалов, а также контролю за изготовлением элементов и сооружением станции. На этом уровне защиты используются проектные решения, которые могут способствовать уменьшению потенциальной возможности возникновения внутренних опасностей (например, контроль реагирования на ПИС), смягчению последствий конкретного ПИС или уменьшению вероятных параметров радиоактивного выброса после развития аварийной последовательности. Внимание уделяется также процедурам, связанным с проектированием, изготовлением, сооружением, эксплуатационным контролем станции. В поддержку всего этого процесса проводится детальный анализ, в ходе которого определяются требования в отношении эксплуатации и технического обслуживания, предъявляемые к станции.