2.3.1. Концепция «АЭС-91»

Концепция «АЭС-91» является эволюционным развитием стандартной АЭС с реактором типа ВВЭР-1000. Еще в 1977 году партнерами и подрядчиками Общества — ОАО «СПбАЭП», ОАО «ОКБ ГИДРОПРЕСС» и финской Компанией Imatran Voima International Ltd (в настоящее время — Fortum Enginееring Ltd) — была начата разработка нового проекта АЭС, прототипом которого являлся проект с серийным реактором ВВЭР-1000 (В-320). В результате был создан проект реактора ВВЭР-1000 (В-428), по которому в Китайской Народной Республике сооружены два энергоблока Тяньваньской АЭС (ТАЭС).

В проекте ТАЭС было достигнуто существенное повышение безопасности и улучшение технико-экономических показателей в проекте АЭС с реактором ВВЭР-1000 (В-428) в сравнении с серийным проектом, в том числе за счет:

- улучшения ядерно-физических характеристик активной зоны;

- усиления принципа «эшелонирования в глубину» новыми элементами, в том числе использование двойной защитной оболочки реакторного отделения;

- обеспечения гарантированных отрицательных значений коэффициентов реактивности;

- применения четырехканального принципа резервирования систем безопасности;

- применения новых систем контроля и диагностики оборудования;

- внедрения впервые в практике мировой атомной отрасли устройства для локализации расплава активной зоны — «ловушки кориума»;

- цифровой системы контроля и управления;

- сокращенного количества насосов, арматуры, клапанов и т. п.;

- повышенной сейсмостойкости.

Системы безопасности Тяньваньской АЭС (Китайская Народная Республика)

- Спринклерная система защитной оболочки выполняет функцию отвода тепла от защитной оболочки. Эффективность системы такова, чтобы при проектных авариях не превышались нормативы по выбросам и содержанию радиоактивных продуктов в окружающей среде.

- Система аварийного охлаждения активной зоны предназначена для обеспечения охлаждения активной зоны реактора в авариях с потерей теплоносителя и состоит из:

• системы аварийного впрыска высокого давления;

• системы аварийного охлаждения активной зоны, пассивная часть;

• системы аварийного впрыска низкого давления;

• системы аварийного ввода бора.

- Система отвода остаточного тепла осуществляет отвод остаточных тепловыделений и охлаждение реактора в режимах нормальных условий остановки станции, нарушений нормальных условий эксплуатации, а также при авариях.

- Система аварийной питательной воды предназначена для обеспечения питательной водой парогенераторов при нарушениях нормальных условий эксплуатации и проектных авариях, когда подача воды от основной и вспомогательной системы невозможна.

- Система защиты от избыточного давления предназначена для защиты от сверхдавления первого контура и парогенераторов осуществляется предохранительными клапанами компенсатора давления и парогенераторов.

- Система аварийного газоудаления предназначена для удаления парогазовой среды из первого контура при авариях, связанных с оголением активной зоны реактора и возникновением пароциркониевой реакции, а также для снижения давления в первом контуре.

- Система надежного питания.

- Система промежуточного контура охлаждения обеспечивает охлаждение оборудования реакторной установки, ее вспомогательных систем и систем безопасности в режимах нормальной эксплуатации, нарушений нормальных условий эксплуатации и при проектных авариях. Система обеспечивает барьер между вспомогательными системами, содержащими радиоактивность, и системой технической воды для ответственных потребителей.

- Система технической воды для ответственных потребителей удаляет тепло из системы промконтура охлаждения ответственных потребителей к конечному поглотителю тепла во всех режимах работы АЭС.

- Фильтрующие системы безопасности — системы локализации радиоактивных материалов, которые могут быть выброшены в атмосферу технологических помещений при ожидаемых отклонениях от нормальной эксплуатации и авариях на энергоблоке, учитываемых в проекте, с целью снижения аварийного выброса в окружающую среду и неконтролируемого распространения по станции.

- Устройство локализации расплава.

- Другие системы, обеспечивающие безопасную эксплуатацию АЭС.

Устройство локализации расплава («Ловушка кориума») — новая эпоха в безопасности ядерных реакторов

Устройство удержания расплава в бетонной шахте реактора впервые в мировой практике реализовано российскими атомщиками на Тяньваньской АЭС. Оно обеспечивает защиту фундаментной плиты здания реактора от проплавления при тяжелой аварии с разрушением активной зоны и корпуса реактора, удерживает расплав и твердые фрагменты разрушенной активной зоны, части корпуса реактора и внутрикорпусные устройства. Локализация и охлаждение расплава осуществляется в пределах подреакторного помещения бетонной шахты неограниченное время. Защиту фундаментной плиты и стен бетонной шахты реактора обеспечивают водоохлаждаемые теплообменники. Ловушка способствует существенному усилению безопасности объекта в случае выделения водорода. Проект ловушки успешно прошел экспертизу российских и китайских надзорных органов, получил одобрение со стороны финских экспертов из компании Fortum Engineering и на специальной комиссии МАГАТЭ.

вверх