CC BY
8621.039:621.311:697
О.В. Деревянко, д.т.н., проф., А.В. Королёв, д.т.н., проф., А.Ю. Погосов, д.т.н., проф.
ПРОЕКТИРОВАНИЕ И СТРОИТЕЛЬСТВО НОВЫХ ЭНЕРГОБЛОКОВ АЭС ПОВЫШЕННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ С ПРИМЕНЕНИЕМ АЛЬТЕРНАТИВНЫХ ТЕХНОЛОГИЙ АВАРИЙНОЙ ПОДПИТКИ ВОДОЙ ОСНОВНОГО ОБОРУДОВАНИЯ
Одесский национальный политехнический университет, Украина
Аннотация. Рассмотрены дополнительные возможности предотвращения последствий технологически аномальных и экологически небезопасных процессов в оборудовании ядерных энергетических установок благодаря новым техническим предложениям по усовершенствованию систем аварийной подпитки оборудования реакторных установок для проектируемых и строящихся энергоблоков АЭС. Представлены технические решения, позволяющие увеличить эффективность отвода вырабатываемого в реакторе тепла посредством упреждающей или оперативной аварийной добавки водных сред в тепломассообменные аппараты вводимых в строй сооружений.
Ключевые слова: строительство энергоблоков АЭС, тепломассообменные процессы, аварийная подпитка водных сред, турбоприводы питательных насосов.
Анотащя. Розглянуто додатковi можливосп запоб^ання наслщюв технологично аномальних i еколопчно небезпечних процеав в обладнанш ядерних енергетичних установок завдяки новим техшчним пропозищям щодо удосконалення систем аваршного тдживлення обладнання реакторних установок для енергоблоюв АЕС, що проектуються та будуються. Представлеш техшчш рiшення, що дозволяють збшьшити ефективнiсть вiдведення вироблюваного в реакторi тепла за допомогою попереджувально'1 або оперативно! аваршно'1 добавки водних середовищ в тепломасообмiннi апарати споруд, що вводяться в дто.
Ключовг слова: будiвництво енергоблокiв АЕС, тепломасообмiннi процеси, аваршна пiдживлення водних середовищ, турбоприводiв живильних насосiв.
Abstract. Considered additional opportunities to prevent the consequences of technologically abnormal and environmentally unsafe processes in equipment of nuclear power units due to new technical proposals for the improvement of systems of emergency feeding of reactor units equipment designed and constructed NPPs. Presents the technical solutions that improve efficiency of discharge produced in a reactor heat by pre-emptive or operational emergency addition of water environments in the heat and mass transfer devices of commissioned facilities.
Key Words: NPP construction, heat and mass transfer processes, emergency feed water environments, turbine feed pumps.
Введение. Проектирование и строительство новых, усовершенствованных, энергоблоков АЭС относится к актуальным вопросам ресурсосбережения и экологической безопасности многих регионов. Характерным примером является Крымский полуостров, решить проблему энергодефицитности которого в недавнем прошлом планировалось за счет возведения 4 энергоблоков Щелкинской (Крымской) атомной электростанции. Как известно, строительство Крымской АЭС, начавшееся в 1975 году, не удалось завершить (после аварии
61
на Чернобыльской АЭС в 1986 г. работы были приостановлены, а введение моратория на строительство новых энергоблоков АЭС в 1990 г. не оставило надежд на реализацию этого проекта). Альтернативой атомным энергоблокам являются тепловые электростанции, на которых даже при работе в неаварийных режимах эксплуатации, суммарные годовые выбросы вредных веществ (сернистого газа, оксидов азота, оксидов углерода, альдегидов и золовой пыли) в расчете на 1000 МВт установленной мощности, по приближенным оценкам, составляют от 13000 т (на газовых ТЭС) и до 165000 т (на пылеугольных ТЭС). Бесспорным экологическим преимуществом АЭС является отсутствие подобных, систематически загрязняющих окружающую среду, выбросов.
В новых исторических условиях строительство АЭС во всём мире рассматривается как экологически обоснованная перспектива при условии обеспечения их безопасного функционирования даже в аварийных режимах. Снижение риска развития экологически опасной (неуправляемой) аварии, связанной с неэффективным отведением тепла от ядерного реактора, возможно на основе использования систем, направленных на дополнительную активизацию тепломассообмена в оборудовании энергетической установки. Важной особенностью современных проектов АЭС является то, что для систем, выполняющих функции отвода тепла предусмотрена возможность их пассивной работы в течение длительного времени - без привлечения дополнительных энергетических источников и технических средств. Так, к пассивной части комплексной системы безопасности новых энергоблоков относится внедряемая в последние годы система пассивного отвода тепла (СПОТ) от парогенераторов, в свою очередь длительно принимающих тепловую энергию, вырабатываемую в ядерном реакторе - поскольку мгновенное прекращение тепловыделения в активной зоне реактора невозможно ни при каких условиях и альтернативная утилизация тепла, предназначенного для выработки подаваемого на турбину пара, является необходимой мерой.
Функционирование СПОТ в принципе не зависит от работоспособности другого оборудования и может осуществляться даже при полном электрообесточивании энергоблока, однако эффективность этой системы существенно зависит от достаточного снабжения водой парогенераторов. На ранее введенных в эксплуатацию АЭС штатная подпитка парогенераторов осуществляется за счет роторных насосов с электроприводом, что делает систему подпитки ненадежной, не позволяющей максимально реализовать возможности СПОТ в условиях электрообесточивания энергоблока и достичь востребованного уровня безопасности основного оборудования реакторных установок АЭС.
Анализ публикаций. Обзор опубликованной информации об аварийных событиях на объектах атомной энергетики, построенных в предшествующие годы, позволяет понять, что основной причиной развития неуправляемых аварий становится потеря теплоносителя из-за разгерметизация элементов оборудования циркуляционных контуров, призванных обеспечивать в нормальных условиях тепломассообмен на основе использования достаточного количества водных сред. Первичной причиной, которая способна привести со временем к аварийной разгерметизации оборудования, может стать поначалу консервативное и
относительно безопасное (предаварийное) нарушение теплоотвода, например, из-за теплогидравлической неустойчивости, если такого рода аномалии не будут своевременно обнаружены и устранены. Подобные процессы могут развиться постепенно на фоне относительно малых течей, не нарушающих нормальную эксплуатацию установки. Пока процессы неустойчивости, проявляющиеся в виде низкочастотных колебаний расхода теплоносителя, остаются невыраженными (скрытыми, латентными), такие малые течи поначалу вполне могут быть скомпенсированы с помощью подачи в контур дополнительных водных сред, чем может быть достигнута стабилизация теплогидравлических процессов и обеспечено дальнейшее безаварийное управление энергоблоком. Обзор литературы [1-5] показывает, что надежная подпитка оборудования, функционально отвечающего за тепломассообмен, является важным фактором безопасности энергоблоков АЭС.
Цель и постановка задач. Целью работы является повышение безопасности строящихся энергоблоков АЭС путем усовершенствования системы аварийной и предаварийной подпитки основного оборудования реакторных установок. Эта цель определила задачи: во-первых, - изучить возможность использования дополнительных (по отношению к штатным, имеющимся на АЭС) технических средств ослабления вероятных негативных эффектов нарушения гидравлических и тепловых режимов функционирования энергооборудования; во-вторых, -разработать систему обеспечения надежной подпитки основного оборудования реакторных установок планируемых к строительству энергоблоков; в-третьих, -предложить технические решения, необходимые для эффективной работы приводов насосов подпитки в условиях электрообесточивания энергоблоков - как строящихся, так и реконструируемых.
Методика исследования. Методика проведенного исследования последовательно предусматривала: проведение анализа штатных средств АЭС и вариантов технического обеспечения подпитки основного (тепломассообменного) оборудования энергоблока; выбор главного направления в разработке принципов проектирования и конструирования альтернативных технических средств; разработку эффективных систем организации подпитки водных сред с помощью насосного оборудования с неэлектрическим приводом и исследование возможности использования турбопривода, работающего на вырабатываемом парогенераторами АЭС влажном паре; исследование возможности разработки комбинированного турбопривода, сочетающего достоинства лопаточных турбин и турбин трения; разработку, стендовое (физическое) моделирование и экспериментальное исследование турбины трения как элемента комбинированного турбопривода насосов подпитки - в качестве сепаратора влажного пара и одновременно буферного элемента, предвключенного традиционной лопаточной турбине в составе комбинированного турбопривода. Данная методика предусматривала многовариантную разработку технических предложений с использованием предварительного математического анализа элементов разрабатываемых конструкций и их практическую (экспериментальную) реализацию на основе конструирования специализированного экспериментального стенда для проведения исследований. В соответствии с этой методикой были предложены различные конструктивные исполнения турбины трения и в качестве базовой модели была
принята дисковая конструкция. При реализации всех указанных методических этапов учитывалось, что важным обстоятельством в условиях функционирования оборудования АЭС в предаварийных и аварийных режимах является необходимость срабатывания исполнительных механизмов (приводов) с достаточным быстродействием и высокой надежностью их включения в работу.
Результаты и их анализ. В ходе исследований были получены результаты, позволившие выработать ряд технических предложений, которым относится насосный агрегат с комбинированным турбоприводом, характеризующийся сокращенным временем включения в работу [6]. В основе конструктива такого турбопривода лежит применение технического решения, рассматриваемого нами в качестве базового при проведении дальнейших стендовых экспериментов, предусматривающего закрепление на общем валу дисковой турбины типа турбины Теслы и лопаточной турбина Лаваля [7], как это показано на рис. 1.
Рис.1. Принципиальная конструкция комбинированного турбопривода для системы надежной подпитки тепломассообменного оборудования реакторных установок
проектируемых и строящихся АЭС [7]:
1 - дисковая турбина, 2 - лопаточная турбина.
Данное техническое предложение запатентовано. Результаты физического моделирования элементов описанной конструкции представлены на рис.2. Представленные на рисунке конструктивные элементы спроектированы и изготовлены силами авторов на базе лабораторного машинного зала кафедры АЭС ОНПУ.
Анализ показывает, что конструкция (рис. 1 и рис.2), предусматривающая предвключение дисковой турбины по отношению к лопаточной, позволит упростить и ускорить решение задачи аварийного запуска насосов подпитки, поскольку особенности турбины трения позволяют использовать неподготовленный (несепарированный) пар непосредственно от парогенераторов. Более того - повышенные значения коэффициентов трения, свойственные несепарированному (влажному) пару, может обеспечить минимизацию постоянной времени (крутизну кривой разгона) и сокращение времени переходного процесса при запуске агрегата. Интерес представляет
также то, что такая конструкция позволяет совместить в одном корпусе турбину и сепаратор жидкой фазы двухфазного потока: это позволит просто и надежно подавать на лопаточную турбину пар, практически лишенный водной фазы [8].
Рис.2. Элементы экспериментальной конструкции исследовательской установки лабораторного машинного зала кафедры АЭС ОНПУ
Анализ возможности внедрения предложенного технического решения на действующих и планируемых к строительству энергоблоках показывает, что оперативное включение описанного агрегата, предназначенного для использования в системе подпитки тепломассообменного оборудования, целесообразно обеспечить средствами автоматизации. Исходя из этого, как вариант, может быть принята структурная схема автоматической системы запуска исполнительных механизмов, обеспечивающих предаварийную или аварийную подпитку технологических водных сред, которая представленна на рис.3. Эта система предусматривает использование в качестве сигнальной информации значений запасов теплогидравлической устойчивости потоков, движущихся в каналах теплообменного оборудования. Для определения значений указанных запасов до потери устойчивости - вплоть до срыва теплообмена и возникновения течей, способных привести к разрушению сооружений - могут использоваться флуктуации режимных параметров и их спектральная обработка для получения частотных передаточных функций по ранее разработанному нами алгоритму [9].
4 3 2
О
э 10 1
I
6 -► 7 -► 9 -* 11 -> 12
т
8 13
Рис.3. Структура автоматической системы запуска режима подпитки [9]:
1 - нуждающийся в подпитке технологический элемент; 2 - система датчиков флуктуаций режимных параметров; 3 - система спектрального анализа измерительных сигналов; 4 - блок цифровой обработки спектральных характеристик; 5 - блок вычисления значений частотных передаточных функций; 6 - анализатор запасов стабильности теплогидравлических процессов; 7 - компаратор; 8 - задатчик базовых уставок; 9 - быстродействующий нормально-закрытый автоматический клапан; 10 - источник неподготовленного пара; 11 -специализированный паровой турбопривод; 12 - насосный агрегат; 13 - резервуар подпиточной (подготовленной)воды.
Поскольку планируемое развитие атомной энергетики, основанной на проектах российских разработчиков (проектах, применяемых, в частности, и в Украине) в ближайшей перспективе будет осуществляться, прежде всего, на основе строительства энергоблоков по проекту «ВВЭР-ТОИ» (типового оптимизированного информатизированного варианта энергоблока на базе ядерного реактора ВВЭР, составляющего основу всех ныне действующих энергоблоков, построенных в Украине), концепция предлагаемой системы также должна учитывать тенденции использования принципов более полной информатизации оборудования, применяемого на АЭС в целях повышения безопасности. Исходя из этого, при проектировании системы подпитки, эффективно дополняющей СПОТ, следует учитывать, что сигналом для автоматического открытия клапана паропровода для пуска турбонасоса подпитки в простейшем случае может служить совпадение текущих запасов стабильности тепломассообмена - с заданными опорными значениями. В то же время, заметим, что простое сравнение осредненных значений режимных параметров (без определения запасов диагностическими средствами) с их аварийными уставками может вызывать срабатывание системы подпитки с задержкой - лишь по факту развития аварийного процесса, а не в режиме упреждения такового, и поэтому не является оптимальным. Применение же информатизированной и автоматизированной системы запуска предложенной системы подпитки, может обеспечить оптимизацию ее приименения, что должно способствовать большей безопасности строящихся и вводимых в эксплуатацию энергоблоков АЭС.
Выводы. 1. Обоснована необходимость и исследована возможность создания для планируемых к строительству АЭС специализированной системы
подпитки тепломассообменного оборудования реакторных установок на основе использования комбинированного турбонасосного агрегата, конструктивно содержащего в общем корпусе лопаточную турбину и предвключенную ей дисковую турбину трения. Конструкция агрегата запатентована.
2. Разработана экспериментальная модель дисковой турбины трения, применимой в качестве составной части комбинированного турбопривода насосного агрегата системы подпитки, а также основы ее конструктивного исполнения. Проведено опытное проектирование и стендовое конструирование элементов предложенного устройства, даны рекомендации по проектированию и использованию промышленных систем подпитки тепломассообменного оборудования АЭС.
3. Предложена структурная схема следящей автоматической системы подпитки, предусматривающая информатизированное сопровождение работы оборудования путем раннего выявления скрытых тенденций нарушения режимов нормальной эксплуатации энергоблоков АЭС на основе диагностического анализа флуктуаций режимных параметров. Предложенные технические решения могут быть использованы при строительстве новых энергоблоков АЭС повышенной безопасности.
Список литературы
1. Walker Samuel J. Three Mile Island: A Nuclear Crisis in Historical Perspective // Berkeley: University of California Press, 2004. - Р. 231.
2. Билей Д.В. и др. Опыт АЭС Фукусима-1 для повышения экологической безопасности атомной энергетики Украины / Билей Д.В., Ващенко В.Н., Злочевский В.В., Погосов А.Ю., Скалозубов В.И., Шавлаков А.В. К.: Гос.академия последипломного образования, 2012. -194 с.
3. Погосов А.Ю., Кравченко В.П. Анализ влияния инцидентных факторов на развитие аварийных событий с разрушением активных зон реакторов АЭС в сейсмоопасных регионах // Ядерна енергетика та довкшля, №1, 2013. - С.63-67.
4. Погосов А.Ю. Диагностика скрытой динамики процессов в реакторных установках АЭС. Одесса: наука и техника, 2013. - 288 с.
5. Королев А.В. Повышение теплотехнической надежности оборудования АЭС // Труды Одесского политехнического университета. Вып.1(29). 2008. - С. 103-105.
6. Деревянко О.В., Королев А.В., Погосов А.Ю. Экстраординарные теплогидравлические процессы ЯЭУ и энерго-информационные возможности их автоматической аттенюации //Международный научно-исследовательский журнал. Ч.1 № 12 (19). - 2013, С.79-81
7. Патент Украши на корисну модель: Комбшований турбопривщ насоса для подачi водних середовищ/ по заявщ № u 201402481, - ршення Украшського 1нститута промислово'1 власносп про видачу патента вщ 03.06.2014.
8. Деревянко О.В., Королев А.В., Погосов А.Ю. Предаварийные физические процессы и надежный теплоотвод в ядерных энергоустановках. Одесса: Наука и техника, 2014.- 264 с.
9. Королев А.В., Деревянко О.В., Погосов А.Ю. О выявлении латентных факторов, требующих превентивного срабатывания специализированной системы подпитки водных сред ЯЭУ// Енергетика та електрифшащя, 2014, № 4 (368), С.44-50.
