СРЕДСТВО ПОВЫШЕНИЯ ДАВЛЕНИЯ ОТКРЫТИЯ ПРЕДОХРАНИТЕЛЬНЫХ КЛАПАНОВ ПАРОГЕНЕРАТОРА Российский патент 1999 года по МПК F22B37/44 G21C3/04 

Техническое решение касается преодоления аварийной ситуации на ядерной энергетической установке, оборудованной реакторами типа VVER, возникающей в результате потерь теплоносителя в парогенератор через стенки системы охлаждения реактора (авария с потерей теплоносителя через стенки (АПТС)).

1. Энергетическая ядерная установка с реакторами VVER-440
При возникновении потерь теплоносителя через стенки охлаждающей системы в парогенератор энергетической ядерной установки (авария с потерей теплоносителя через стенки (АПТС)) существует адекватная последовательность действий (например, P4 для Дукованьской ядерной энергетической установки) после обнаружения повреждения парогенератора (повреждение теплообменной трубы, утечки из первичного коллектора) или повреждений трех парогенераторов, в соответствии с которой оператор должен, среди прочего, вручную закрыть главные отсечные клапаны на ответвлениях главного циркуляционного контура, чтобы отключить контур с поврежденным парогенератором от системы охлаждения реактора или отключить три поврежденных контура от системы охлаждения реактора. Конструкция реактора и существующая последовательность действий не предусматривают невозможности закрытия соответствующего главного отсечного клапана. В случае, если авария будет развиваться по неблагоприятному сценарию, т.е. в случае невозможности отсечь поврежденный контур путем закрытия главного отсечного клапана, неизбежно существенное загрязнение вторичного контура ядерной энергетической установки и попадание радиоактивной жидкости в окружающую среду.

2. Ядерная энергетическая установка с реактором VVER-1000
Система циркуляции теплоносителя реактора данной энергетической установки не оборудована главными отсечными клапанами. Поэтому, в случае аварии с потерей теплоносителя через стенки в парогенератор, есть опасность существенного загрязнения вторичного контура установки и радиоактивного заражения окружающей среды. Главная проблема состоит в том, что при данном характере развития события и при существующей конструкции установки с реакторами VVER невозможно немедленно отсечь поверженный парогенератор.

Опасность радиоактивного заражения окружающей среды существует вследствие технических трудностей быстрого и надежного сброса давления в системе циркуляции теплоносителя до уровня давления открытия предохранительных клапанов поврежденного парогенератора или разгрузочной станции.

Поставленная задача решается тем, что система временного повышения давления открывания предохранительных клапанов ядерной энергетической установки, оборудованной реактором, в случае возникновения аварии парогенератора с потерей теплоносителя через стенки снабжена дополнительным управляющим устройством, при этом выходной и нагрузочный воздух подается через дополнительные отсечные клапаны, а патрубок нагрузочного воздуха снабжен дополнительными клапанами и емкостью для хранения воздуха, которая со стороны подачи воздуха оборудована отсечными клапанами.

Предлагается средство перенастраивания давления открытия предохранительных клапанов поврежденного парогенератора на уровень, близкий к уровню давления инспекционных испытаний оперативно, в течение необходимого периода времени и в заданный момент времени во время события с помощью простых и надежных манипуляций. Для реакторов типа VVER-440 таким событием может явиться, например, авария с потерей теплоносителя в парогенератор в том случае, если поврежденный контур не может быть отсечен от системы циркуляции теплоносителя путем закрытия ее главных отсечных клапанов при возникновении повреждений, вызванных данным событием. Парогенераторы реакторов VVER-440 (V-230, V-213) оборудованы предохранительными клапанами фирмы Sigma Ceska Trebova, управляемыми сжатым воздухом по лицензии Bopp-Reuther.

Средство для временного повышения давления открытия предохранительных клапанов парогенератора, поврежденного в результате аварии с потерей теплоносителя через стенки, до необходимого уровня (реактор VVER-440) выполнено в виде модификации (фиг. 2) существующей системы управления (фиг. 1) предохранительным клапаном SIZ-1508 с полным рабочим ходом, используемым в реакторе VVER-440 (V-213).

На фиг. 1 представлена схема существующей пневматической системы управления предохранительными клапанами парогенератора для реактора VVER-440 (V-213). Нагрузочное и подъемное управляющее давление, необходимое для подачи в дифференциальный поршень находящегося под давлением цилиндра 2 соответствующего предохранительного клапана, подается от системы распределения сжатого воздуха с давлением 0,6 МПа при помощи управляющего устройства RP, настроенного на давление открытия 5,69 МПа или 5,78 МПа. Если давление в импульсном трубопроводе устройства, соединенного с защищаемым оборудованием, поднимается выше установленной величины давления открытия, нагрузочный воздух поступает в устройство управления, что приводит к созданию разрежения над дифференциальным поршнем в цилиндре со сжатым воздухом. В результате этого предохранительный клапан открывается. В случае уменьшения давления в защищаемом оборудовании давление нагрузочного воздуха восстанавливается, и предохранительный клапан закрывается. Система управления оборудована системой выброса в атмосферу типа N2-1, позволяющей соединить устройство управления с предохранительными клапанами и принудительно открыть некоторые из них по отдельности при давлении открытия ниже установленной величины.

Сущность предлагаемого средства изменения системы управления (фиг. 2), которое позволяет перенастраивать давление открытия в поврежденном парогенераторе в процессе развития повреждений на величину, близкую к давлению инспекционных испытаний, вызванных аварией с потерей теплоносителя через стенки в парогенератор в заданный момент времени, состоит в том, что в существующую систему управления вводятся управляющее устройство RP3, емкость 4 с запасом воздуха примерно на три часа работы и отсечные клапана UV1-UV4 или EV1-EV4.

Переход к повышенному давлению открытия может быть осуществлен простым открытием клапанов EV4 или UV4 и закрытием клапанов EV2, 3 или UV2, 3 (дистанционно или на месте). Как только давление в парогенераторе достигает 7,37 МПа, открываются импульсные регулирующие клапаны ИРК 1, 2, 3. При этом величина давления в защищаемом оборудовании не превышает величины давления при инспекционных испытаниях и опрессовке корпуса предохранительного клапана. Новая конфигурация сохраняет все прежние предохранительные функции. Например, если необходимо закрыть клапаны EV1, UV1 в случае повреждения RP1 или RP2, импульсные регулирующие клапаны переводятся на режим непосредственного открытия, т. е. к "пружинному" режиму при давлении 5,69 МПа или 5,78 МПа. Возможные режимы работы системы импульсных управляющих клапанов и их рабочие характеристики представлены в таблице 1.

Отсечные клапаны UV1-UV4 дублируют работающие от мотора клапаны EV1-EV4 в случае из поломки. В то же время все клапаны, приводимые в действие от мотора, имеют ручное управление. Ввиду уникальности использования модифицированной системы нет необходимости следовать технической спецификации для импульсных регулирующих клапанов TP07-23Y-14/81, стр. 3, пункт 13, которая устанавливает максимальное допустимое число импульсных регулирующих клапанов в одном управляющем устройстве. Управляющее устройство RP3 для управления давлением открытия вблизи давления инспекционных испытаний должно быть обозначено, например, красными точками, цветными полосами и т.п.

Преимущества проявляются при повреждениях в результате аварии с потерей теплоносителя через стенки в парогенератор. Главное преимущество временной перенастройки давления открытия предохранительных клапанов поврежденного парогенератора ядерной энергетической установки, оборудованной реакторами VVER, до давления, близкого к давлению инспекционных испытаний парогенератора, состоит в повышении безопасности вследствие существенного увеличения времени до начала действий персонала. Это время недостаточно или его нет вовсе при реализации существующих решений. Таким образом, предлагаемое техническое решение имеет следующие преимущества:
- предотвращается существенное загрязнение вторичного парового контура и системы подачи воды вследствие немедленного отключения парогенератора от трубопроводной системы после обнаружения повреждения парогенератора;
- уменьшается опасность выброса радиоактивной жидкости в атмосферу через предохранительные клапаны парогенератора;
- существует возможность немедленного сброса давления в системе циркуляции теплоносителя при стандартной подаче энергии ядерной энергетической установкой без необходимости предварительного охлаждения теплоносителя для установления необходимых пределов вскипания. При этом величина критического выброса жидкости из первичного во вторичный контур поврежденного парогенератора по существу мгновенно уменьшается;
- существует возможность поддержания работоспособности при наличии сигнала "Большая авария с потерей теплоносителя" при преодолении аварии с потерей теплоносителя через стенки в парогенератор в случае, если небольшая утечка (приводящая к разрушению одной из теплообменных труб) внезапно становится большой (повреждение пучка труб или внезапная потеря целостности оболочки первичного коллектора парогенератора);
- нет необходимости в отключении баков системы впрыска аварийного теплоносителя (аккумуляторов) от системы циркуляции теплоносителя реактора в течение события при необходимости сброса давления в системе циркуляции теплоносителя реактора;
- предлагаемое техническое решение облегчит преодоление аварии с потерей теплоносителя через стенки в парогенератор с помощью автоматического включения защит.

Примечание: для ядерной энергетической установки, используемой на Дукованьской атомной станции, важность данного технического решения возрастает в связи с вводом в эксплуатацию системы контроля, которая будет количественно определять величину утечки при аварии с потерей теплоносителя в парогенератор.

К недостаткам реактора VVER-440 (V-213) относится необходимость модифицирования системы распределения управляющего воздуха для предохранительных клапанов парогенератора, суммарная стоимость которой на одну паропровод достигает 220 000 Кс, т.е. 1 320 000 Кс на один реактор, и повышенные расходы на техническое обслуживание и работы по совершенствованию (один раз в год) устройства управления RP3, включая проверку целостности приводимых в действие моторами отсечных клапанов EV1-EV4.

При достижении давления 7,37 МПа в главном паропроводе ИРК 1, 2, 3 открываются; при превышении установленного давления открытия RP1, 2, воздух может перетекать в RP.

Примечание: если импульсные регулирующие клапаны (ИРК) полностью открыты при превышении давления 5,69 МПа или 5,78 МПа, ИРК будут закрыты путем открытия EV4, UV4 и закрытия EV3, UV3 и, таким образом, перенастроены на давление открытия 7,37 МПа. ( см. таблицу в конце описания).

Система предназначена для повышения давления открывания предохранительных клапанов ядерной энергетической установки в случае возникновения аварии парогенератора с потерей теплоносителя через стенки. Система снабжена дополнительным управляющим устройством. При этом выходной и нагрузочный воздух подается через дополнительные отсечные клапаны. А патрубок нагрузочного воздуха снабжен дополнительными клапанами и емкостью для хранения воздуха, которая со стороны подачи воздуха оборудована отсечными клапанами. Такое выполнение системы позволит предотвратить существенное загрязнение вторичного парового контура и системы подачи воды, уменьшить опасность выброса радиоактивной жидкости в атмосферу. 1 табл., 2 ил.

Система временного повышения давления открывания предохранительных клапанов ядерной энергетической установки, оборудованной реактором, в случае возникновения аварии парогенератора с потерей теплоносителя через стенки, отличающаяся тем, что система снабжена дополнительным управляющим устройством, при этом выходной и нагрузочный воздух подается через дополнительные отсечные клапаны, а патрубок нагрузочного воздуха снабжен дополнительными клапанами и емкостью для хранения воздуха, которая со стороны подачи воздуха оборудована отсечными клапанами.