Сравнительная оценка безопасности ВВЭР СКДИ

Антон Глебович Зубков; Вячеслав Михайлович Зорин; Валерия Анатольевна Скляренко; Сергей Михайлович Никонов

doi:10.34831/EP.2019.1060.43572

Сравнительная оценка безопасности ВВЭР СКДИ

Антон Глебович Зубков, Вячеслав Михайлович Зорин, Валерия Анатольевна Скляренко, Сергей Михайлович Никонов

Аннотация

Подавляющее большинство эксплуатируемых на сегодняшний день типов ядерных реакторов -- водоохлаждаемые. Дальнейшим этапом развития этого направления являются ядерные реакторы, охлаждаемые водой сверхкритического давления (СКД). Работы по разработке реакторов СКД введутся в рамках международного форума Generation IV. В России одна из разработок подобных реакторов – это реакторная установка (РУ) В-670 ВВЭР СКДИ, концепция которой предложена НИЦ «Курчатовский институт» в 1990-х годах. ВВЭР СКДИ представляет собой корпусный водо-водяной реактор с водой сверхкритического давления, интегральной компоновкой первого контура и естественной циркуляцией теплоносителя. Данные особенности обеспечивают высокий уровень безопасности РУ и позволяют отказаться от многих систем безопасности (СБ), которые присутствуют в конструкции современных РУ с ВВЭР.

Предлагается оценка безопасности ВВЭР СКДИ (В-670) в сравнении с РУ В-392М для АЭС-2006, глубоко проработанного проекта. Приводится описание возможных аварий и предусмотренных для В-392М СБ. Подробно описаны особенности реактора ВВЭР СКДИ с анализом их влияния на безопасность.

Помимо этого, анализируются возможные проблемы, которые могут возникать в активных зонах одноконтурных реакторов СКД, разработанных в настоящий момент за рубежом. Эти реакторы обладают тесными решётками твэлов и большими рабочими температурами оболочек твэлов, что при авариях типа LOCA может помешать заливу активной зоны и привести к быстрому росту температуры оболочек твэлов. Реактор ВВЭР СКДИ, обладающий умеренным уровнем температур в активной зоне и более широкой решёткой, не подвержен подобной проблеме.

Обобщаются преимущества РУ В-670 и описывается ряд проблем, которые необходимо решить на пути дальнейшей разработки проекта реактора ВВЭР СКДИ.

Ключевые слова

сверхкритическое давление (СКД), Generation IV, реакторы СКД, безопасность, системы безопасности, LOCA, ВВЭР.

Полный текст:

PDF

Литература

Семченков, Ю.М. Концептуальные предложения по реактору ВВЭР-СКД, создаваемому на основе технологий ВВЭР и паротурбинных установок на СКД параметрах [Текст]: The 7th International Symposium on Supercritical Water-Cooled Reactors / Ю.М. Семченков, В.А. Сидоренко, П.Н. Алексеев [и др.]. -- ISSCWR-7, 2015. – С. 15 -- 18.

Общие положения обеспечения безопасности атомных станций [Текст]: ОПБ-88/97. НП-001-97 (ПНАЭ Г-01-011-97). – М., 1997.

Рогов, В.М. Обоснование классификации исходных событий по частоте их возникновения для анализа безопасности РУ АЭС-2006 [Текст]: сборник тезисов докладов 17-й Международной научно-технической конференции молодых специалистов по ядерным энергетическим реакторам, 25 -- 26 марта 2015_г., Россия, Московская обл., Подольск / В.М. Рогов, А.Л. Глазунов. – Подольск: ОКБ «Гидропресс».

Беркович, В.Я. Эволюция теплогидравлической части проектов ВВЭР [Электронный ресурс] / В.Я. Беркович, М.А. Быков, В.А. Мохов. – (http://www.gidropress, podolsk.ru/files/publication/st-2013/documents/76).

Силин, В.А. Двухконтурный вариант ВВЭР-СКДИ с однозаходной активной зоной со спектральным регулированием [Текст] / В.А. Силин // Росэнергоатом. -- 2009. -- № 9. – С. – 8 – 12.

Силин, В.А. Проблемы перехода на сверхкритическое давление воды в атомной энергетике и возможный путь их преодоления [Текст]: сборник тезисов докладов 8-й Международной научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» / В.А. Силин, Ю.М. Семченков, П.Н. Алексеев [и др.]. -- Подольск: ОКБ «Гидропресс», 2013. – С. 203.

Семченков, Ю.М. Интегральные реакторные установки с естественной циркуляцией воды при сверхкритическом давлении -- РУ СКДИ [Текст] / В.А. Силин, П.Н. Алексеев [и др.]. -- Подольск, 2015. – Т. 62. – С. -- 62

Зорин, В.М. Атомные электростанции [Текст]: учеб. пособие для вузов / В.М. Зорин. -- М.: Изд-во МЭИ, 2012. -- С. 140 -- 147, С. 551 -- 557.

Галин, Н.М. Тепломассообмен (в ядерной энергетике) [Текст]: учеб. пособие для вузов / Н.М. Галин, П.Л. Кириллов. – М.: Энергоатомиздат, 1987. -- С. 347 -- 348.

Теплообмен и сопротивление в трубах при сверхкритических давлениях теплоносителя: итоги научных исследований и практические рекомендации [Текст] / под ред. Ю.А. Зейгарника. -- М.: Изд-во ООО «Печатный салон «Шанс», 2018. -- 304 с. – С. 241 – 243.

Yang, J. Numerical investigation of heat transfer in upward flows of supercritical water in circular tubes and tight fuel rod bundles [Text] / J. Yang [et al.] // Nuclear Engineering and Design. – 2007. – Vol. 237. – No. 4. – P. 420 -- 430.

DOI: http://dx.doi.org/10.34831/EP.2019.1060.43572