CC BY
101
УДК 621.039.57
А.С. Курский, В.В. Калыгин
РАДИОЛИЗ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ И МЕТОДЫ ОБЕСПЕЧЕНИЯ ВЗРЫВОЗАЩИЩЕННОСТИ КОРПУСНОГО КИПЯЩЕГО РЕАКТОРА
Представлены результаты изучения газового режима в условиях кипения теплоносителя. Показаны разработанные способы и устройства обеспечения взрывозащищенности в различных режимах эксплуатации корпусного кипящего реактора. Представленная работа посвящена описанию работы систем каталитического сжигания водорода в условиях повышенной влажности парогазовой смеси при авариях.
Корпусной кипящий реактор, продукты радиолиза, установка каталитического сжигания, гремучая смесь
A.S. Kursky, V.V. Kalygin RADIOLYSIS COOLANT AND METHODS OF EXPLOSION SECURITY IN THE BOILING WATER REACTOR
The article is devoted to radiolytic processes in the boiling water reactor. We also describe the characteristics of catalytic combustion systems occurring under emergency situations.
Vessel-type boiling water reactor, radiolysis products, the catalytically-assisted combustion facility, explosive mixture
Введение
На современном этапе развития атомной энергетики решение проблем взрывозащищенности является важнейшей задачей для эксплуатации работающих реакторов и при создании инновационных проектов.
Проблемы безопасности корпусных кипящих реакторов (BWR) решались в процессе полувековой истории данного направления реакторов, при модернизации и совершенствовании атомных энергоблоков. Уже более двух десятков лет современные BWR в США, Японии, Швеции, Германии и других странах не уступают двухконтурным установкам с реакторами типа PWR (ВВЭР) по выбросам радиоактивных веществ в атмосферу и облучению персонала.
Перспективы кипящих реакторов различных мощностей связаны прежде всего с возможностью использования естественной циркуляции теплоносителя: проект реактора CCR (300 МВт(э)) фирмы «Toshiba Corporation», совместные проекты «General Electric» (США) и «Hitachi Nuclear Energy» (Япония) реактора SBWR (600 МВт(э)) и реактора поколения III+ ESBWR (1500 МВт(э)) [1]. Именно в кипящем режиме эффективнее всего реализуется естественная циркуляция теплоносителя: за счет пассивных элементов технологических систем, действие которых основано на принципе гравитации.
Однако отсутствие референтных систем безопасности на работающих энергоблоках АЭС является основной проблемой в широкомасштабном продвижении новых кипящих реакторов с естественной циркуляцией теплоносителя [2]. После аварий на АЭС «Фукушима-I» (2011 г.) со взрывами гремучего газа и выходом радиоактивности в окружающую среду особенно остро поставлен вопрос отработки технических решений и методов обеспечения взрывозащищенности на действующей про-тотипной реакторной установке. Поэтому для мировой атомной энергетики очевидна актуальность исследований взрывозащищенности реакторной установки ВК-50 - действующего корпусного кипящего реактора с естественной циркуляцией теплоносителя. Экспериментальные данные были получены в результате изучения естественных, присущих кипящему реактору свойств безопасности.
Исследования газового режима на реакторе ВК-50
ВК-50 представляет собой действующую установку с исследовательским корпусным кипящим реактором и естественной циркуляцией теплоносителя. Для обоснования проектных решений по реакторам типа АСТ-500, РБМК, ВКТ-12, ВВЭРК-200, ВК-300 и ВВЭРК-500 на реакторной установке ВК-50 в течение длительной эксплуатации (с 1965 г.) проводились исследования различных аспектов безопасности одноконтурной установки с кипением теплоносителя в активной зоне реактора.
Газовый режим корпусного кипящего реактора при выдаче пара из реактора на турбину характеризуется как процессом генерации водорода, так и непрерывным его удалением в конденсатор турбины вместе с паром.
Радиолиз теплоносителя в кипящем реакторе протекает более интенсивно, чем в водоводяных реакторах под давлением:
- в связи с кипением воды и разделением фаз,
- вследствие выноса радиолитических газов с паром,
- из-за отсутствия условий по рекомбинации радиолитических газов (Н2 + О2).
Важной характеристикой радиолиза теплоносителя является скорость выхода радиолитиче-ских газов с паром (и), определяемая как общий объем газов, выходящих из реактора в единицу времени, или отношение мощности, приходящейся на кипение теплоносителя, к общей мощности реактора:
N^n Ga3xrxx ,1Ч
U--------------- -------, (1)
Мкип+Мэкон Dp(i' — i)
где Nran - мощность, приходящаяся на кипение теплоносителя, №,кон - мощность, приходящаяся на подогрев теплоносителя до температуры насыщения, G^ - расход теплоносителя через активную зону реактора, Dj, - расход пара из корпуса реактора, i' - энтальпия насыщенного пара, i - энтальпия воды на входе в активную зону реактора, x - массовое паросодержание.
Скорость радиолиза возрастает с увеличением доли мощности, приходящейся на кипение. Поэтому содержание водорода (газов радиолиза) зависит от движущего напора в контуре естественной циркуляции. Водорода тем больше, чем ниже давление в реакторе и меньше движущий напор (рис. 1). С ростом мощности происходит увеличение захвата пара в опускной участок контура естественной циркуляции. В связи с этим увеличивается температура питательной воды и уменьшается недогрев питательной воды до температуры насыщения на входе в активную зону реактора. Это означает уменьшение мощности, приходящейся на экономайзерный участок, и увеличение мощности испарительного участка. Исследования радиолитических процессов на ВК-50 подтвердили, что с ростом мощности корпусной кипящий реактор с естественной циркуляцией теплоносителя становится всё более взрывобезопасным.
Однако рост скорости радиолиза имеет некий предел. На рис. 1 приведены результаты экспериментов и показано, что скорость выхода газов радиолиза несколько снижается к номинальной мощности реактора. Скорость выхода радиолитических газов, которая согласно (1) пропорциональна росту массового паросодержания (х), достигает максимального значения при массовом паросодержа-нии около 15% и незначительно уменьшается при дальнейшем увеличении паросодержания. Первоначальный рост связан с уменьшением газов в воде и уменьшением скорости их рекомбинации. Но по мере увеличения паросодержания уменьшается плотность пароводяной смеси и, следовательно, общее количество воды в зоне облучения - исходной среды для радиолитических процессов. Этот эффект начинает превалировать с паросодержания около 15%.
Поскольку скорость выхода радиолитических газов с паром на турбину растет практически на всем диапазоне увеличения мощности, кроме участка 0,9-1,0 Кноминальная, то концентрация радиолитических газов в паре самого реактора непрерывно уменьшается и особенно интенсивно при небольших уровнях мощности (рис. 2).
с
ІО-'нм’/с
22» N т. МВі
Рис. 1. Зависимость скорости выхода радиолитических газов с паром от мощности реактора: 1 - при давлении в реакторе Рр=4,0 МПа, 2 - при давлении в реакторе Рр=5,5 МПа
Рис. 2. Зависимость концентрации радиолитических газов в паре от мощности реактора: о - пуск реактора без бора в теплоносителе, + - пуск реактора с концентрацией Н3ВО3 0,83 г/кг без выведения борной кислоты (без включения системы водоочистки)
На номинальном режиме эксплуатации ВК-50 (мощность реактора 200 МВт, давление в реакторе 5,5 МПа) содержание водорода в паре основного контура характеризуется следующими данными:
3
нм
- удельный выход водорода ~ 0,05мвт ч ;
- содержание водорода в паре 29-35 нмл/кг;
- объемная концентрация водорода в паре 0,0026-0,0033%, что на 4 порядка ниже взрывоопасных значений.
Согласно прямым замерам водорода на входе в активную зону с паром в опускной участок захватывается только 0,4 нмл/кг (36 мкг/кг). Столь низкие значения объемной концентрации водорода в паре реактора свидетельствуют о высокой надежности с точки зрения взрывозащищенности при работе турбинной части установки.
Влияние водно-химического режима на взрывобезопасность реактора
Выполненные на ВК-50 исследования показали, что выход радиолитических газов с паром в значительной степени определяется не только уровнем мощности, но и качеством теплоносителя. При анализе режимов нормальной эксплуатации реактора было установлено, что радиолиз теплоносителя зависит от количества радиоактивных продуктов коррозии в теплоносителе: 64Си, 652и и особенно 59Бе. При изменении рН от 8 до 5 выход радиолитических газов с паром увеличивается с 60 до 200 нмл/кг. При этом радиолиз значительно усиливается при снижении рН < 6.
В пусковых режимах общее содержание примесей в теплоносителе всегда больше, чем в рабочих режимах. Однако несмотря на то, что содержание водорода в паре реактора в пускоостановочном режиме почти на порядок выше, чем в рабочем режиме, тем не менее объемная концентрация водорода (0,03%) остается очень малой по сравнению со взрывоопасным значением.
На радиолиз теплоносителя существенное влияние оказывает жидкий борный поглотитель нейтронов. В экспериментах, проведенных в пусковых режимах с вводом в теплоноситель борной кислоты (Н3ВО3), содержание газов радиолиза (Н2 и О2) в паре повышалось в 1,5-2 раза в сравнении с режимом без борной кислоты в теплоносителе (рис. 2). В табл. 1 приведены результаты пусковых режимов с вводом борной кислоты до концентраций 1-1,5 г/кг. По мере вывода борной кислоты из теплоносителя при подъеме мощности концентрация водорода уменьшается: на мощности 40 МВт содержание водорода в паре составляло 315-350 нмл/кг (0,031-0,35% объемных), а при повышении мощности до 80 МВт оно снизилось до 70-80 нмл/кг (0,007-0,008% объемных) [3].
Таблица 1
Влияние борной кислоты на радиолиз теплоносителя
Содержание газов, % Концентрация газов радиолиза в паре Показатели воды реактора
Н2 О2 нмл/кг % Н3ВО3 г/кг рН Ре мкг/кг Си мкг/кг гп мкг/кг
Режим без борной кислоты
78 22 240 0,024 - 5 350 16 4,5
78,8 21,2 60 0,006 - 7,5 50 15,5 3,2
Режим с борной кислотой
78 22 470 0,047 1,45 5,1 570 53 60
78 22 351 0,035 0,83 5,3 428 48 50
78,4 21,6 204 0,02 0,5 5,75 88 34 28
78,4 21,6 80 0,008 0,24 6,5 40 18 5
Влияние борной кислоты на радиолиз воды проявляется как непосредственно через активацию ядер бора при их распаде, так и через повышение концентрации продуктов коррозии [4]. Использование борной кислоты только в пусковых режимах в начале кампании и исключение борного регулирования на стационарных режимах позволяет поддерживать низкие концентрации радиолитических газов при работе корпусного кипящего реактора.
Таким образом, гидродинамически стабилизированные режимы при установившихся воднохимических показателях теплоносителя положительно влияют на взрывозащищенность кипящего реактора.
Особенности радиолитических процессов в пускоостановочных режимах с замкнутым паровым объемом реактора
При исследованиях радиолитических процессов в пускоостановочных режимах без выдачи пара из реактора концентрация «гремучей» смеси в замкнутом паровом пространстве реактора составляла в среднем 0,03% (или 350 нмл/кг). Полученные значения приведены в табл. 2. Эти значения на порядок выше тех, которые имеют место в режиме с выдачей пара на турбину, и тем выше, чем больше содержание продуктов коррозии и борной кислоты в теплоносителе.
Таблица 2
Равновесные концентрации «гремучей» смеси в замкнутом паровом пространстве
Давление в реакторе, МПа Мощность реактора, МВт Концентрации «гремучей» смеси
% об. нмл/кг
1,6 4,0 0,033 375
1,2 3,5 0,030 360
0,8 3,2 0,029 350
Достижение равновесных концентраций через 5-6 часов после закрытия парогазовых сдувок (рис. 3) свидетельствует о переходе газов из парогазового объема в жидкость путем растворения через зеркало испарения. Эксперименты на ВК-50 показали, что данный эффект возможен только в случае, когда рабочее давление (Рр) превышает давление насыщения у зеркала испарения (Р8):
Сн= ан Кг(Рр-Р8), (2)
где ан - объемная доля водорода, Кг - константа Г енри, (Рр-Р8) - парциальное давление водорода непосредственно над зеркалом испарения.
Рис. 3. Изменение концентрации газов радиолиза (Н2 + О2) в паре реактора без отведения парогазовых парогазовой смеси из реактора: 1 - давление в реакторе 0.5 МПа, мощность реактора 3.0 МВт, 2 - давление в реакторе 0.8 МПа, мощность реактора 3.5 МВт, роб - объемная концентрация газов радиолиза (Н2 + О2), %
Для создания избыточного давления согласно (2) водород находится в атмосфере азота, подаваемого в корпус реактора ВК-50, и в связи с этим не представляет опасности. При создании корпусных кипящих реакторов без соответствующего газового режима с подавлением радиолиза теплоносителя в пусковых режимах необходимо обеспечивать постоянную сдувку радиолитических газов из корпуса реактора.
Газовый режим с замкнутым контуром в пускоостановочных режимах является аналогом режима нормальной эксплуатации первоначальной концепции легководного реактора атомной станции теплоснабжения (ACT). Дополнительные коррекционные меры, которые необходимо обеспечивать в паровом режиме с замкнутым контуром, заставили разработчиков перевести технологию ACT на работу с водой под давлением без газового объема в реакторе. В отличие от ACT продукты радиолиза выводятся из реактора типа BWR в прямом цикле работы установки.
Обеспечение взрывобезопасности на действующей реакторной установке
Основная проблема кипящего реактора с прямым циклом связана не с паровым объемом реактора, из которого происходит постоянный унос водорода на турбину, а заключается:
— в удалении «газовой подушки» из тупиковых зон оборудования от реактора до конденсатора турбины, включая теплофикационную установку,
— в исключении слабовентилируемых объемов в конструкции реактора и паропроводов.
В связи с этим были проведены работы по реконструкции элементов крышки реактора ВК-50: замена чехлов Cy3 на новые с организованной сдувкой газов в паровой контур на турбину и монтаж страхующих сдувочных линий от всех измерительных каналов.
На реакторной установке ВК-50 нет условий и не применяются меры по рекомбинации радиолитических газов (Н2 + О2). В связи с этим создаются условия по накоплению радиолитического во-
дорода в зонах конденсации пара, что требует определенных технических и организационных мер по обеспечению его взрывобезопасности.
Влияние конденсации пара на процессы радиолиза, а также наличие застойных паровых зон указывает на необходимость исключения подачи воды на механизмы СУЗ при их верхнем расположении в конструкции корпусных кипящих реакторов. В частности, использование вместо электроприводов конструкций гидроприводов решает проблему взрывобезопасности, особенно в пускоостановочных режимах с замкнутым паровым объемом.
Максимальные концентрации водорода зафиксированы в газоохладителях конденсатора турбины, где прекращается процесс разбавления водорода паром. Поэтому взрывозащищенность корпусного кипящего реактора при нормальной эксплуатации в основном определяется безопасностью конденсатора турбины и эжектора турбины, отводящего газы из конденсатора для создания в нем вакуума.
В табл. 3 дан анализ парогазовой среды на входе в эжекторы (в зоне наивысших концентраций водорода) при номинальной мощности реактора ВК-50. При реальных условиях эксплуатации максимальная объемная концентрация водорода, измеренная после газоохладителей конденсатора, не превышает 10%, что ниже взрывоопасного значения для парогазовой смеси ~12%.
Таблица 3
Характеристики парогазовой смеси перед эжекторами турбинами в зависимости от температуры ^)
и давления насыщения (Рэ)
ъ, °С 0 пара, кг/ч Рз, кг/м2 Концентрация Н2, % об.
25 65 323 10,0
30 85 432 8,2
35 110 573 6,5
Взрывобезопасность конденсатора определяется не только объемной концентрацией водорода, сколько давлением в конденсаторе. При давлении в конденсаторе 5 кПа парогазовая смесь абсолютно взрывобезопасна. Это основывается на том, что смесь водорода с сухим воздухом взрывобезопасна при давлениях до 120 мм рт. ст. (16 кПа) [5]. Давление в конденсаторе ниже этого значения, а водород находится в атмосфере пара.
Анализ эффективности технологии сжигания водорода
После эжекторов турбины парогазовая смесь вместе с продуктами радиолиза направляется на контур сжигания газовой смеси (КСГС). В КСГС вместе с водородом сжигаются и радионуклиды трития, выходящие из кипящего реактора в газообразном состоянии.
Решение проблем взрывозащищенности на установке КСГС заключается в предварительном осушении парогазовой смеси, поскольку катализаторы (из платины, родия, осмия, иридия, рутения или палладия) теряют работоспособность при влажности парогазовой смеси 100%: капельки влаги сорбируются на активной поверхности катализатора, препятствуя доступу водорода.
Подогрев парогазовой смеси до контактного аппарата производится в пусковом теплообменнике, а в режиме работы на мощности - на встроенном теплообменнике контактного аппарата, на который подается насыщенный пар давлением 0,6 МПа. Данная технология позволяет обеспечивать нормальный режим сжигания водорода. Опыт работы ВК-50 показал, что наиболее эффективное сжигание водорода на платиновом катализаторе происходит при перегреве парогазовой смеси не менее чем на 40°С. Контактный аппарат со встроенным в слой катализатора теплообменником обеспечивает осушку катализатора от влаги и сжигание водорода с эффективностью до 99%. Опыт стабильной работы контактного аппарата с подогревом парогазовой смеси и мгновенным сжиганием водорода на поверхности прогретого катализатора был учтен при создании технологии сжигания водорода в сдувках от защитной оболочки корпуса кипящего реактора малой мощности, предназначенного для теплоснабжения городов [6].
Взрывозащищенность корпусного кипящего реактора с естественной циркуляцией теплоносителя в запроектной аварии с разгерметизацией корпуса реактора и отказами по внешнему электроснабжению и охлаждению активной зоны обеспечивается следующим образом:
1. При нормальной эксплуатации осуществляется постоянная вентиляция замкнутого объема между корпусами реактора и его защитной оболочки через систему каталитического сжигания водорода (поз. 2 на рис. 4). Платиновый катализатор, установленный на сдувочной линии защитной оболочки реактора, прогрет до температуры 200-220°С. Вентиляция межкорпусного объема организована сжатым воздухом. Подача сжатого воздуха во внутреннее пространство контейнмента в режиме нормальной эксплуатации осуществляется компрессором (поз. 8), при потере электроснабжения - от ресивера (поз. 5).
2. Режим «выбег генератора» позволяет в первые 3 минуты аварии обеспечить взрывобез-опасность установки за счет сброса радиолитического водорода из реактора в конденсатор турбины (поз. 12), а из конденсатора эжекторами - на установку сжигания водорода (поз. 11). Работа основного контура теплоносителя обеспечивается подачей электроэнергии на высоковольтные насосы (питательный, конденсатный и циркуляционный насос охлаждения конденсатора турбины) от шин турбогенератора. Работа турбины осуществляется паром, остающимся в трубопроводах и в самом реакторе после срабатывания аварийной защиты [7].
3. После завершения режима «выбег генератора» организуется автоматический перевод вентиляции парового объема реактора на установку сжигания водорода защитной оболочки корпуса реактора (поз. 7).
Проведенные исследования и экспериментально опробованные на реакторе ВК-50 технологии доказывают, что обеспечение взрывозащищенности при тяжелых запроектных авариях на корпусных кипящих реакторах с естественной циркуляцией теплоносителя надежно обеспечиваются:
- постоянной вентиляцией внутреннего объема реактора и его защитной оболочки в систему очистки и систему сжигания водорода.
- использованием контура теплоносителя в режиме «выбега генератора» в качестве первого этапа обеспечения взрывозащищенности.
Рис. 4. Системы обеспечения взрывозащищенности:
1 - пар на турбину; 2 - установка каталитического сжигания водорода; 3 - установка снижения радиоактивности выбросов; 4 - спецвентиляция; б - ресивер со сжатым воздухом; б - дроссельные клапаны; 7 - отсечная арматура; В - компрессор, 9 - турбина, 10 - генератор, 11 - установка сжигания водорода, 12 - конденсатор,
13 - конденсатный насос, 14 - деаэратор, 15 - питательный насос, 16 - подача воды в реактор
Выводы
1. Естественная взрывозащищенность кипящего реактора обеспечивается за счет постоянного уноса продуктов радиолиза с паром.
2. Существенные изменения в радиолизе воды вследствие нарушений водно-химического режима в пусковом кипящем режиме с замкнутым паровым объемом не могут привести к взрывоопасным концентрациям в оборудовании одноконтурной реакторной установки.
3. Взрывозащищенность оборудования контура теплоносителя с наибольшей концентрацией водорода обеспечивается низким давлением в конденсаторе и эжекторе турбины.
4. Конструктивные решения, заложенные в конструкцию оборудования контура теплоносителя и технологию системы сжигания водорода, позволяют исключать вероятность образования гремучей смеси в оборудовании установки BK-5G.
5. Выполненные на BK-5G исследования радиолитических процессов позволяют гарантированно обеспечивать взрывозащищенность корпусных кипящих реакторов с естественной циркуляцией теплоносителя в режимах нормальной эксплуатации и при авариях.
ЛИТЕРАТУРА
1. Akio S. Next-Generation ABWR and Future Nuclear Power Plants / S. Akio, S. Shigeru, F. Toshihiro // Toshiba review. 2GG5. Vol. 6G, № 2. Р. 14-21.
2. Concept of a future High Pressure-Boiling Water Reactor (HP-BWR) // Frigyes Reisch Nuclear Power Safety, Department of Physics School of Engineering Sciences KTH, Royal Institute of Technology Stockholm, Sweden Seminar. 2007. Vol. 21, № 6. Р. 2-4.
3. Курский А.С. Обоснование эффективности и безопасности использования корпусных кипящих реакторов для малой энергетики на основе результатов исследований на реакторе ВК-50: авто-реф. дис.... канд. техн. наук: 05.14.03 / Курский Александр Семенович. М., 2011. 22 с.
4. Забелин А.И. Исследование водно-химических режимов АЭС ВК-50: препринт НИИАР-23(528) / Забелин А.И. Димитровград, 1982. 31 с.
5. Иванов В.С. Газомасляное хозяйство генераторов с водородным охлаждением / В.С. Иванов, Ф.З. Серебров. М.: Энергия, 1970. С. 122-125.
6. Курский А.С. Корпусные кипящие реакторы для атомной теплофикации / А.С. Курский, В.М. Ещер-кин, В.В. Калыгин, М.Н. Святкин, И.И. Семидоцкий // Атомная энергия. 2011. Т. 111, Вып. 5. С. 297-302.
7. Курский А.С. Перспективы атомной теплофикации в России / А.С. Курский, В.В. Калыгин, И.И. Семидоцкий // Теплоэнергетика. 2012. № 5. С. 3-9.
Курский Александр Семенович - Alexander S. Kursky -
кандидат технических наук, главный инженер Ph.D., Chief Engineer
ОАО «Высокотехнологический научно- JSC A.A. Bochvar High Technology
исследовательский институт неорганических Scientific Research
материалов имени академика А.А. Бочвара», Institute for Inorganic Materials
г. Дедовск
Калыгин Владимир Валентинович -
доктор технических наук, профессор Государственного научного центра «Научноисследовательский институт атомных реакторов», г. Димитровград
Vladimir V. Kalygin -
Dr. Sc., Professor
State Scientific Center «Research Institute of Atomic Reactors», Dimitrovgrad
Статья поступила в редакцию 17.08.13, принята к опубликованию 15.09.13
