РАЗВИТИЕ СИСТЕМ ПАССИВНОГО ОТВОДА ТЕПЛА

СЕКЦИЯ 4. СУДОВЫЕ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЕ УСТАНОВКИ НА ЯДЕРНОМ И ВОДОРОДНОМ ТОПЛИВЕ

Б01: 10.24937/2542-2324-2021-1-8-1-155-157 УДК 53.084.866:621.039

А.В. Аполлова, А.В. Хахлунов

СПбГМТУ, Санкт-Петербург

РАЗВИТИЕ СИСТЕМ ПАССИВНОГО ОТВОДА ТЕПЛА

Система пассивного отвода тепла (СПОТ) предназначенная для длительного отвода тепла активной зоны к конечному поглотителю через второй контур при запроектных авариях. Система дублирует соответствующую активную систему отвода тепла к конечному поглотителю в случае невозможности выполнения ею проектных функций. В развитии защитных систем наблюдается тенденция к переходу от активных к пассивным системам безопасности. Ключевые слова: пассивный отвод тепла, аварийное расхолаживание, естественная циркуляция, реакторная установка, теплообменник.

Авторы заявляют об отсутствии возможных конфликтов интересов.

SECTION 4. SHIP POWERPLANTS ON NUCLEAR AND HYDROGEN FUEL

DOI: 10.24937/2542-2324-2020-1-S-I-155-157 UDC 53.084.866:621.039

A.V. Apollova, A.V. Khakhlunov

St. Petersburg State Marine Technical University, St. Petersburg

DEVELOPMENT OF PASSIVE HEAT REMOVAL SYSTEMS

Passive heat removal system (SPOT) designed for long-term heat removal of the core to the final absorber through the second circuit in case of out-of-design accidents. The system duplicates the corresponding active heat removal system to the final absorber if it is not possible to perform its design functions. In the development of security systems, there is a tendency to move from active to passive security systems.

Key words: passive heat removal, emergency cooling, natural circulation, reactor plant, heat exchanger.

Authors declare lack of the possible conflicts of interests.

Для обеспечения высокой надежности расхолаживания реакторов, при всех аварийный событиях предполагается два независимых канала [1]. Однако после аварийных ситуаций на а/л «Сибирь» и на АЭС «Фукусима-1» выяснили, что существующие на атомных судах системы расхолаживания не в полной мере отвечают высоким требованиям безопасности. В результате возникла задача разработать систему аварийного расхолаживания, которая могла бы функционировать при любых аварийных

условиях, вплоть до длительного полного обесто-чивания ЯЭУ.

Впервые на а/л («Ямал», «Таймыр») была установлена штатная пассивная система аварийного расхолаживания (САР), которая включалась автоматически при снижении давления пара за парогенераторами. Затем подобные системы были внедрены на уже эксплуатируемых атомных судах. В этих системах вода поступает из двух цистерн аварийного расхолаживания (ЦАР). Во время про-

Для цитирования: Аполлова А.В., Хахлунов А.В. Развитие систем пассивного отвода тепла. Труды Крыловского государственного научного центра. 2021; Специальный выпуск 1: 155-157.

For citations: Apollova A.V., Khakhlunov A.V. Development of passive heat removal systems. Transactions of the Krylov State Research Centre. 2021; Special Edition 1: 155-157 (in Russian).

А. В. Аполлова, А. В. Хахлунов Развитие систем пассивного отвода тепла

качивания охлаждающей воды через ПГ теплоноситель циркулирует в первом контуре за счет естественной циркуляции (ЕЦ) [1], [2]. Электропитание контрольно-измерительной аппаратуры осуществляется от аккумуляторных батарей. Основным ограничением длительности расхолаживания реакторной установки (РУ) в режиме ЕЦ в первом контуре при полном обесточивании ЯЭУ является наличие запасов охлаждающей воды (в ЦАР, деаэраторе), а также повышение температуры под крышкой циркуляционного насоса первого контура (ЦНПК) выше 100 °С.

Дальнейшее развитие пассивная система расхолаживания реактора получила при проектировании плавучего энергоблока (ПЭБ) плавучей атомной теплоэлектростанции (ПАТЭС) [1]. В данной пассивной системе между парогенераторами и ЦАР установлен промежуточный теплообменник системы аварийного расхолаживания (ТО САР), в который поступает охлаждаемая среда из парогенераторов. Охлаждение этой среды осуществляется водой, поступающей из ЦАР. Нагретая в ТО САР вода поступает в ЦАР за счет ЕЦ. Вода ЦАР постепенно испаряется с передачей теплоты атмосферному воздуху. Охлаждаемая в ТО САР пароводяная смесь из парогенераторов конденсируется и доохлаждается в ТО САР, а затем возвращается в парогенераторы. Циркуляция теплоносителя в реакторной установке, охлаждаемой среды в парогенераторах и охлаждающей воды в ЦАР, осуществляется за счет ЕЦ. Система включается при падении давления пара за парогенераторами и повышении давления в первом контуре со срабатыванием гидроуправляемого пневмораспределителя (ГУП). Данная система рассчитана на расхолаживание в течение 12 ч.

Следующим этапом развития систем безопасности является схема пассивного канала САР с использованием теплообменника, охлаждаемого за счет естественной конвекции атмосферного воздуха. Здесь среда (пар, паровоздушная смесь (ПВС), горячая вода), поступающая из парогенераторов, охлаждается в воздушном теплообменнике (ВТО). Затем конденсат доохлаждается в теплообменнике промежуточного контура, размещенном в расширительной цистерне третьего конура.

Дальнейшее развитие системы аварийной защиты получили в последующих проектах РУ плавучих объектов с ЯЭУ (ПЭБ «Академик Ломоносов» и атомный ледокол нового поколения ЛК-60 проекта 22220) [3]. Здесь активно используются пассивные системы безопасности. Пассивная система аварийного охлаждения активной зоны РУ работает без по-

требления энергии извне и ограничения по времени с любого уровня мощности при ЕЦ теплоносителя по всем контурам. При этом решаются технические задачи поддержания запаса воды в активной зоне при высоком и низком давлении.

В развитии подходов к проектированию защитных систем также наблюдается стремление к сочетанию активных и пассивных систем безопасности. При этом первым техническим решением было использование для принудительной подачи воды в реактор штатных турбопитательных насосов, что не требует установки дополнительного оборудования. Однако последующие проекты предполагают использование специальных проливочных насосов, в системе проливки, которые обеспечивают автономность работы этой системы, что обеспечивает автономность проливки. Дальнейшего повышения надежности отработки защитных систем добиваются за счет сочетания активной проливки с использованием штатных подпиточных насосов и пассивной подачи воды в реактор из гидроаккумуляторов под действием гидростатического напора.

Для атомных ледоколов была спроектирована система снижения давления в защитной оболочке (СОЗО), которая обеспечивает подачу распыленного дистиллята в аппаратное помещение, а также слив воды из аппаратной в помещение цистерн жидких радиоактивных отходов. Снижение давления в защитной оболочке осуществляется за счет конденсации пара на водяных струях системы орошения защитной оболочки, а также на холодных поверхностях оборудования. Напорный трубопровод (оросительное кольцо) с форсунками системы СОЗО установлен в верхней части аппаратного помещения. Специальные форсунки орошают баллоны газа высокого давления. Недостатком данной системы является наличие стравливающего клапана, который при недопустимом повышении давления в ЗО автоматически сбрасывает парогазовую смесь (ПГС) в атмосферу. В новых проектах не допускается сброс ПГС в окружающую среду.

В СПБГМТУ на кафедре судовой ядерной и водородной энергетики была разработана система пассивного отвода тепла от реакторной установки [4]. Циркуляция рабочего тела осуществляется за счет пароводяных струйных аппаратов, которые позволяют осуществлять аварийное охлаждение РУ в пассивном режиме неограниченное время без электроэнергии. Применение такой схемы СПОТ позволяет уменьшить или отказаться от запасов воды размещаемые в емкости на большой высоте. И тем самым упростить и удешевить строительные конструкции.

156

Труды Крыловского государственного научного центра. Специальный выпуск 1, 2021

A.V. Apollova, A.V. Khakhlunov Development of passive heat removal systems

Список использованной литературы

1. Королев В.И., Ластовцев А.Ю., Малышев В.А. Организация циркуляции сред для нормального и аварийного охлаждения активной зоны атомных плавучих объектов: учеб. пособие. СПб.: ГМА им. адмирала С.О. Макарова, 2012. 140 с.

2. Королев В.И. Изменение давления в главном паропроводе и за питательными насосами ЯЭУ атомного ледокола при маневрировании // Сб. науч. тр. проф.-преп. сост. Государств. ун-та морского

и речного флота им. адмирала С.О. Макарова. 2014. С. 81-85.

3. Королев В.И. Развитие систем аварийного охлаждения активной зоны в проекте атомного плавучего энергоблока // Науч.-техн. конф. проф.-преп. сост., науч. сотр. и курсантов: тез. докл. 2011, Санкт-Петербург. С. 364-367.

4. Пат. ЯИ 155932 и1 Российская Федерация. Система пассивного отвода тепла реакторной установки / Пейч Н.Н.

Поступила / Received: 15.11.21 Принята в печать / Accepted: 08.12.21 © Аполлова А.В., Хахлунов А.В., 2021