Авторы
Фадеев Ю.П., Большухин М.А., Пахомов А.Н., Хизбуллин А.М., Соколов А.Н., Шмелев Д.И.
Организация
Акционерное общество «Опытное Конструкторское Бюро Машиностроения имени И.И. Африкантова», Нижний Новгород, Россия
Хизбуллин А.М. – заместитель начальника подразделения, кандидат технических наук. Контакты: 603074, Нижний Новгород, Бурнаковский проезд, 15. Тел.: (831) 275-25-71; e-mail:
Большухин М.А. – начальник департамента, кандидат технических наук.
Пахомов А.Н. – начальник подразделения».
Фадеев Ю.П. – главный конструктор».
Соколов А.Н. – начальник бюро».
Шмелев Д.И. – инженер-конструктор.
Аннотация
Одним из направлений развития судовых и транспортабельных реакторных установок
является повышение уровня их ядерной безопасности. При этом приоритет отдается
внедрению пассивных систем, не требующих функционирования обеспечивающих,
управляющих систем, а так же вмешательства эксплуатирующего персонала. Особенно это
актуально для плавучих энергоблоков, которые должны иметь повышенный уровень
безопасности. Кроме того они являются, зачастую, единственными источниками
электрической и тепловой энергии в регионах удаленных от централизованного
энергоснабжения.
В настоящем докладе представлено описание комплекса систем безопасности для
перспективных судовых и транспортабельных реакторных установок интегрального типа,
как дальнейшее развитие существующих «консервативных» решений, применяемых в
установках блочного типа. А так же проведен их сравнительный анализ.
В качестве критерия сравнения принимался резерв времени в аварии с полным длительным
обесточиванием установки до достижения давлением теплоносителя первого контура
предельных значений по прочности оборудования при отсутствии управляющих действий
эксплуатирующего персонала.
Расчетный анализ показал, что рассматриваемые варианты исполнения комплекса систем
безопасности удовлетворяют нормативным требования РФ в части обеспечения ядерной
безопасности в условиях рассматриваемой теплоотводной аварии
«Консервативный» комплекс систем безопасности имеет резерв времени, необходимый для
организации управления аварией, а именно, обеспечения подпитки цистерны аварийного
расхолаживания пресной водой.
В свою очередь, предлагаемый вариант исполнения комплекса систем безопасности проходит
аварию без превышения проектных пределов по давлению, без ограничений по времени и мер по
управлению аварийный процессом не требует. Помимо этого, он позволяет сократить
номенклатуру оборудования, а значит, улучшить его стоимостные и массогабаритные
показатели.
В результате, включение предлагаемого комплекса систем безопасности в проектируемые
реакторные установки, в дальнейшем, может повысить не только их безопасность, но и
конкурентоспособность.
Ключевые слова
ядерная безопасность, транспортабельные реакторные установки, судовые реакторные установки, пассивные системы безопасности, аварии с потерей теплоотвода от первого контура, аварии с потерей теплоносителя первого контураи, комплекс систем безопасности, система аварийного расхолаживания, источник электрической энергии, источник тепловой энергии
УДК 621.039.58
Вопросы атомной науки и техники. Cерия: Ядерно-реакторные константы, 2016, вып. 3, 3:6