Способ управления остановом водо-водяного ядерного реактора

Изобретение относится к способу управления остановом водо-водяного ядерного реактора. В случае обнаружения утечки из первого и/или второго контура в парогенераторе, обнаруживают утечку первого/второго контура парогенератора; автоматически останавливают реактор и изолируют поврежденный парогенератор; вводят в действие соответствующее средство аварийного охлаждения, как только давление в первом контуре падает ниже давления срабатывания предохранительных клапанов парогенератора, изолируют аварийное средство охлаждения поврежденного парогенератора, и продолжают пассивное охлаждение реактора с помощью оставшихся парогенераторов и средств охлаждения. Первый и/или второй контур в парогенераторе снабжен предохранительным клапаном, причем генератор соединен с реактором и связан с аварийным средством охлаждения. Техническим результатом является возможность устранить течь теплоносителя из первого контура парогенератора во второй без вмешательства оператора или внешнего электроснабжения в водо-водяном реакторе с пассивной безопасностью без использования основных систем безопасности, предусматривающих быстрый сброс давления в первом контуре путем открывания защитной оболочки или другого промежуточного контейнера, чтобы минимизировать заражение территории, и без выбросов в окружающую среду. 3 з.п. ф-лы, 3 ил.

 

Настоящее изобретение относится к способу управления остановом водо-водяного ядерного реактора, встроенного в погруженный модуль для производства электроэнергии, в случае выявления первичной и/или вторичной утечки.

Такие погруженные модули для производства электроэнергии известны из уровня техники.

Ссылка может быть сделана, например, на документы US 5247553, JP 50018891 и US 4302291.

Эти различные документы фактически описывают подводные или погруженные в воду модули для производства электроэнергии, в которые могут быть встроены средства для производства электроэнергии, связанные со средствами, образующими, например, ядерный бойлер.

Известно, что такие конструкции характеризуются рядом преимуществ, т.к. атомная энергия является эффективным и выигрышным ответом на энергетические и экологические вызовы.

Такие конструкции также позволяют решить ряд проблем, в частности, относящихся к безопасности и учету рисков, будь то природные явления, такие как цунами, ураганы и т.п., или факторы, обусловленные деятельностью человека, такие как падение самолета или злоумышленное деяние.

Также известно, что в настоящее время такие проекты не нашли промышленного использования.

Усилия по улучшению такого рода конструкций предпринимались заявителем на протяжении многих лет.

Такие усилия уже привели, например, к подаче заявителем многих заявок на патенты, на которые может быть сделана ссылка, в частности, на заявки FR 2951008, FR 2951009 и FR 2951010, FR 2951011, FR 2951012 and FR 2958782, FR 2958783 и FR 2958784.

Некоторые из упомянутых документов имеют отношение, в частности, к эксплуатационной безопасности такого типа модулей и, в частности, к их безопасности в случае крупных аварий по типу тех, что недавно произошли на наземных электростанциях.

Упомянутые усилия сведены воедино в проекте, известном под наименованием FLEXBLUE (зарегистрированный заявителем товарный знак), нацеленном на радикальное повышение ядерной безопасности посредством предоставления непревзойденного уровня безопасности.

Основные принципы такой безопасности базируются на использовании источника холода, который постоянно имеется в распоряжении, и использовании пассивных предохранительных устройств.

Упомянутые принципы также позволяют реактору работать автономно в рамках категории D МАГАТЭ, т.е. без энергоснабжения, отличного от батарей системы управления, или без воздействия внешнего оператора, без каких-либо аварий на протяжении нескольких недель, в отличие от 72 часов, характерных для уже построенных атомных электростанций.

Пассивные предохранительные устройства проекта FLEXBLUE гарантируют обеспечение безопасности реактора в случае течи первого/второго контура в парогенераторе и соответствие критериям безопасности (т.е. без выбросов наружу, без осушения активной зоны ядерного реактора, без повреждения защитной оболочки и т.д.).

Однако это дается ценой значительного производственного ущерба, например, полного затопления защитной оболочки радиоактивным теплоносителем первого контура, и такой ущерб необходимо исключить.

Вследствие этого в настоящей заявке предлагается решить две технических задачи, а именно:

- как обнаружить течь первого/второго контура в водо-водяном реакторе и как идентифицировать поврежденный парогенератор;

- как устранить такую течь без вмешательства оператора или внешнего электроснабжения в водо-водяном реакторе с пассивной безопасностью без использования основных систем безопасности, предусматривающих быстрый сброс давления в первом контуре путем открывания защитной оболочки или другого промежуточного контейнера, чтобы минимизировать заражение территории, и без выбросов в окружающую среду.

Принцип, лежащий в основе конструкции водо-водяного реактора, заключается в отделении теплоносителя первого контура, находящегося в контакте с ядерным топливом, от теплоносителя второго контура, передающего энергию, получаемую в результате ядерной реакции, турбине, расположенной вне защитной оболочки.

Соответственно, упомянутые первый и второй контуры совместно используют ограниченное количество теплообменников, т.е. парогенераторов, в которых вода из первого контура передает полученную в результате ядерной реакции энергию второму контуру посредством доведения теплоносителя до кипения.

Чтобы повысить способность теплоносителя первого контура отдавать энергию, он должен поддерживаться в жидком состоянии.

С этой целью этот контур должен находиться под очень большим давлением, приблизительно 15 МПа, что значительно превышает давление во втором контуре, составляющем приблизительно 7 МПа.

Соответственно, течь в одном из парогенераторов неизбежно приводит к:

- попаданию теплоносителя первого контура во второй контур, до тех пор пока давление в контурах не сбалансировано, и

- обходу защитных барьеров, понимая, что радиоактивный теплоноситель первого контура, находящийся вне своего контура (второй барьер) и второго контура, выходит за пределы защитной оболочки (третий барьер), что может привести к существенному выбросу в окружающую среду.

Такие повреждения не являются гипотетическими (оценочная вероятность приблизительно 10^-3 за год работы реактора), и имеется значительный опыт с водо-водяными реакторами, работающими по всему миру (пять основных аварий в одном конкретном используемом парке реакторов, некоторые из которых привели к значительным выбросам в несколько десятков кубометров радиоактивной воды).

Следует заметить, что большинство находящихся в настоящее время в эксплуатации водо-водяных реакторов во всем мире имеют приемлемые функциональные утечки между первым и вторым контурами, а именно, около нескольких литров в час.

В настоящее время не существует автоматической системы выявления утечек первого/второго контуров, в которой не используется подтверждение результата диагностики оператором.

Общий принцип, разрешенный операторами электростанции для выявления утечек первого/второго контуров, базируется на:

- присутствии радиоактивности из-за азота 16 в главных паропроводах второго контура, значительно превышающей радиоактивность только из-за функциональных утечек (N-16: особо избирательный радионуклид, с учетом кратковременного загрязнения второго контура теплоносителем первого контура),

- подтверждении предполагаемых утечек первого/второго контуров с помощью выполняемой оператором балансировки воды в первом и втором контурах.

С другой стороны, без такой выполняемой оператором диагностики система управления используемыми водо-водяными реакторами автоматически справляется с такой аварийной ситуацией как утечка наружу из первого контура (наиболее частый случай), если достаточная масса теплоносителя первого контура проникла во второй контур.

Такой контроль утечки не учитывает обход локализации парогенераторами и приводит к значительным выбросам, т.к. в таком случае главным образом используются охлаждающие способности, используя второй контур, а также схемы аварийного впрыска первого контура, которые в таком случае также подпитывают утечку.

Ядерная безопасность фактически сводится к тому, чтобы конструкция реакторов непрерывно обеспечивала:

- локализацию радиоактивных материалов,

- сброс энергии, получаемой от ядерного топлива,

- управление реактивностью активной зоны ядерного реактора.

Утечка первого/второго контура мало влияет или совсем не влияет на соответствие третьему из вышеупомянутых критериев.

С другой стороны, первые два критерия подвержены сильному влиянию утечки, и обеспечение таких задач при наличии утечки первого/второго контура зачастую приводит к антагонистическим действиям.

Действительно, сброс энергии, получаемой от ядерной реакции, осуществляется с помощью второго контура наиболее часто с использованием клапанов сброса в атмосферу путем непосредственного выпуска пара, вырабатываемого загрязненным генератором, в атмосферу, что создает существенный радионуклидный выброс и нарушает первый критерий.

С другой стороны, изоляция парогенератора, имеющего утечку первого/второго контура, будет приводить к росту давления в последнем (из-за недостаточного сброса энергии теплоносителем первого контура) и его заполнению радиоактивным первичным теплоносителем первого контура.

Это будет приводить к двум основным эффектам:

- потере способности сбрасывать энергию, что нарушает второй критерий,

- открыванию второго разгрузочного клапана, приводящему к большим выбросам по сравнению с предыдущей ситуацией, т.к. при этом сбрасывается не только радиоактивный пар, но и жидкая вода, которая представляет собой существенно больший вектор эффективной активности, что нарушает первый критерий.

Поэтому устранение повреждений трубопроводов парогенератора представляет собой деликатную задачу.

Это, как правило, включает в себя последовательность действий оператора, сначала делающего выбор в пользу первого критерия над вторым, таким образом определенно локализуя радиоактивные материалы, раз уж имеется возможность сбрасывать энергию, вырабатываемую активной зоной ядерного реактора, без использования поврежденного второго контура.

В традиционных водо-водяных реакторах, таких как Европейский реактор (EPR), устранение повреждения трубопровода парогенератора, как это принято у большинства поставщиков реакторов, выполняется следующим образом:

Выявление повреждения осуществляется либо оператором, который предполагает наличие неисправности в трубопроводе парогенератора, либо системой управления, которая выявляет утечку первого контура.

В обоих случаях это приводит к следующим действиям:

- автоматический останов реактора и изоляция парогенераторов второго контура,

- срабатывание систем аварийного впрыска с целью заполнения первого контура водой, чтобы гарантировать заводнение активной зоны, несмотря на утечку. В данном случае это также приводит к устранению утечки и заполнению поврежденного генератора,

- срабатывание систем сброса остаточной энергии вторым контуром. После останова активная зона реактора продолжает генерировать энергию из-за снижения радиоактивности продуктов деления. Для сброса энергии и исключения нагрева и последующего расплавления активной зоны все атмосферные клапаны сброса парогенераторов открываются и сбрасывают пар в атмосферу (в том числе пар, загрязненный утечкой первого контура).

Парогенераторы пополняются жидкой водой с помощью так называемой системы ASG (системы вспомогательных парогенераторов), которая в случае поврежденного парогенератора обеспечивает его заполнение жидкой водой.

Когда утечка первого/второго контура подтверждена и определен, к примеру, оператором поврежденный парогенератор, то его изолируют.

Однако продолжается его заполнение посредством функционирования аварийного впрыска, что поддерживает давление в первом контуре.

В таком случае первый контур охлаждается другими парогенераторами.

Целью в таком случае является как можно более быстрый останов аварийного впрыска, чтобы прекратить поддержание утечки и исключить заполнение поврежденного генератора и открывание его предохранительного клапана.

Однако это возможно только после того, как первый контур достаточно охлажден, чтобы он снова не перешел в паровую фазу после останова так называемого ISMP насоса, который служит для создания повышенного давления.

Среди известных серийно производимых водо-водяных реакторов имеется один тип, для которого данный общий способ усовершенствован и адаптирован для систем пассивной защиты.

Описание такой стратегии защиты фактически изложено в документе US 5309487.

Согласно этой стратегии, и как это изложено выше, повреждение выявляется, и система управления справляется с ним как с утечкой первого контура.

В таком случае, как это описано выше, происходит следующее:

- автоматический останов реактора и изоляция парогенераторов,

- срабатывание систем для сброса энергии второго контура.

Все атмосферные клапаны сброса парогенераторов, называемые автоматическими спускными клапанами (ADV), открываются и сбрасывают пар в атмосферу, в том числе пар, загрязненный утечкой первого контура.

Парогенераторы пополняются жидкой водой с помощью системы вспомогательных парогенераторов (ASG).

Однако такой реактор отличается наличием пассивной системы аварийного спрыска.

Вместо использования ISMP насосов, как это имеет место на Европейском реакторе, к первому контуру подсоединяют емкость компенсации, что в результате естественной циркуляции приводит к замещению горячей воды из первого контура или даже пара холодной водой.

В дополнение к этому также используется обычная система объемного регулирования первого контура, которая стремится возместить утечку путем впрыска воды в первый контур.

Это приводит к поддержанию утечки и заполнению поврежденного парогенератора паром.

Чтобы избежать такой ловушки, в вышеупомянутом американском документе предусмотрен автоматический останов этого устройства, если один из парогенераторов достигает очень высокого уровня воды.

Конструкция такого реактора близка к конструкции, предложенной в проекте FLEXBLUE.

Это, в частности, решает некоторые проблемы, также встречающиеся в традиционных водо-водяных реакторах при контроле такого рода повреждений, и, в частности:

- выбор момента прекращения работы ISMP насоса активного аварийного впрыска,

- заполнение поврежденного парогенератора активными системами.

Однако такая конструкция не дает всех ответов, в частности, по следующим причинам:

- алгоритм, предлагаемый в упомянутом американском документе, является автоматическим только в течение первых минут после возникновения повреждения. Фактически оператор должен быстро вмешаться с целью выявления поврежденного парогенератора и изоляции его клапана сброса в атмосферу, чтобы ограничить радиоактивный выброс. В таком случае охлаждение первого контура должно быть с помощью пассивных систем;

- предлагаемый алгоритм предусматривает использование системы, сообщающейся с атмосферой, для сброса остаточной энергии. Такой конструктивный выбор приводит к выбросу, запрещенному данным проектом. Однако он делает возможным ограничить утечку посредством очень быстрого охлаждения (и вследствие этого падения давления) первого контура.

В настоящем изобретении предлагаются ответы на ранее поставленные вопросы, учитывая преимущество из использования средств аварийного охлаждения, таких как аварийные конденсаторы.

В частности, это позволяет реализовать пассивную систему для сброса энергии в замкнутом контуре посредством второго контура, причем такое решение заменяет выбросы наружу защитной оболочки в случае утечки первого/второго контура.

Исходя из этого, настоящее изобретение относится к способу управления остановом водо-водяного ядерного реактора, встроенного в погруженный модуль для генерации электроэнергии, когда выявлена утечка первого и/или второго контура в парогенераторе, снабженного предохранительным клапаном, причем упомянутый генератор соединен с реактором и ассоциирован со средствами аварийного охлаждения, характеризующемуся тем, что способ включает в себя следующие этапы, на которых:

1. выявляют течь теплоносителя из первого контура парогенератора во второй;

2. автоматически останавливают реактор и изолируют поврежденные парогенераторы;

3. приводят в действие соответствующее средства аварийного охлаждения;

4. контролируют давления в первом контуре;

5. изолируют аварийное средство охлаждения поврежденного парогенератора при падении давления в первом контуре ниже установленного давления срабатывания предохранительных клапанов парогенератора, и

6. продолжают пассивно охлаждать реактор с помощью оставшихся парогенераторов и средств охлаждения.

Согласно другим отличительным признакам предлагаемого в настоящем изобретении способа, рассматриваемым по отдельности или в комбинациях:

- выявление течи из первого контура во второй осуществляют посредством обнаружения одного или нескольких следующих явлений:

1. повышенной радиоактивности второго контура из-за заражения теплоносителем из первого контура;

2. повышенного запаса теплоносителя в первом контуре;

3. пониженного запаса теплоносителя во втором контуре;

- изоляция аварийного средства охлаждения поврежденного парогенератора достигается срабатыванием управляемого клапана, установленного между ними;

- управляемый клапан соединяют с системой подачи сжатого воздуха.

Настоящее изобретение становится более понятным по прочтении нижеследующего описания, приведенного исключительно в качестве примера, со ссылками на прилагаемые к описанию чертежи, на которых показано:

на фиг. 1 – блок-схема алгоритма, иллюстрирующая различные этапы предлагаемого в настоящем изобретении способа;

на фиг. 2 – блок-схема, иллюстрирующая часть водо-водяного реактора; и

на фиг. 3 – график, иллюстрирующий ослабление утечки первого/второго контура.

Ключевым вопросом при урегулировании утечки первого/второго контура в водо-водяном реакторе с пассивной и автоматической защитой без выброса в атмосферу является выявление повреждения и достижение компромисса между охлаждением и ослаблением утечки.

Исходя из этого, предлагаемое в настоящем изобретении решение включает в себя:

- логику обнаружения утечки первого/второго контура с использованием нескольких сигналов, соответственно основанных на увеличении радиоактивности N-16 во втором контуре, несоответствии при регулировке подачи воды, поддерживающей уровень парогенератора, несоответствии регулировки первичного объемного регулирования, обеспечивающего поддержание запаса воды в первом контуре,

- автоматическое прекращение охлаждения поврежденного парогенератора.

Утечка первого/второго контура характеризуется:

- повышенной радиоактивностью второго контура из-за загрязнения теплоносителем первого контура,

- повышенным запасом воды во втором контуре,

- пониженным запасом воды в первом контуре.

В настоящей заявке предлагается обнаруживать такую утечку по одному или нескольким из этих признаков.

Действительно, можно довольствоваться обнаружением N-16, что само по себе достаточно, но в случае настоящей заявки, например, мы выбираем, что утечка первого/второго контура имеется в случае одновременного наличия всех трех из ранее указанных признаков, чтобы гарантировать отсутствие несвоевременного обнаружения.

Следует напомнить, что в случае настоящего проекта FLEXBLUE необнаружение утечки не ставит ядерную безопасность под вопрос, но ведет к существенной порче производственного оборудования, это является проблемой, которую предлагает решить настоящая заявка.

Первый вышеуказанный признак, т.е. повышенная радиоактивность второго контура, обнаруживается с помощью систем обнаружения N-16, установленных в паропроводах первого контура реактора.

Такая система обнаружения включает в себя датчики, которые должны быть связаны с порогом срабатывания, который изменяется в зависимости от мощности, выдаваемой реактором, позволяя отличать повышение радиоактивности вследствие функционально обусловленных и непрерывных утечек и повышения мощности активной зоны от действительной утечки первого/второго контура.

Второй признак обнаруживается по несоответствию работы системы регулировки уровня парогенератора.

Действительно, эта система основана на сочетании двух входных величин, т.е. мощности, выдаваемой турбиной, с которой ассоциирован сведенный в таблицу расход пара, и показания уровня парогенератора.

Исходя из этих данных, система регулирования обеспечивает впрыск с расходом жидкой воды, требующимся для поддержания постоянного уровня парогенератора.

Таким образом, неожиданное увеличение запаса воды во втором контуре будет обнаруживаться по разнице между ожидаемым расходом подаваемой воды для выдаваемой мощности и расходом, фактически подаваемым для поддержания постоянного уровня парогенератора.

Последний признак обнаруживается по несоответствию работы системы объемного регулирования первого контура.

Если указанная система должна впрыскивать большое количество воды для поддержания уровня компенсатора давления с постоянным давлением и температурой первого контура, то имеется не идентифицированная потеря запаса в первом контуре.

Поэтому, целью предлагаемой автоматизации является поиск компромисса между:

- обеспечением максимального сброса энергии и быстрого охлаждения первого контура с использованием всех аварийных конденсаторов (или других средств охлаждения) и

- необходимостью быстро изолировать охлаждение поврежденного генератора, чтобы не подпитывать утечку и ограничить потерю запаса в первом контуре.

Все это, конечно, делается при поддержании полностью пассивного режима работы, подобно всем аварийным системам рассматриваемого проекта, т.е. согласно категории D справочной классификации МАГАТЭ.

С этой целью заявитель провел моделирование и наблюдал различные явления.

Так, если аварийные средства охлаждения поврежденного парогенератора остановлены слишком рано, наблюдается повышение давления и уровня воды в этом парогенераторе, приводящее к открыванию предохранительных клапанов парогенератора и загрязнению части защитной оболочки.

Если аварийные средства охлаждения поврежденного парогенератора остановлены слишком поздно, происходит излишняя потеря запаса в первом контуре, вызывая автоматическое падение давления и затопление защитной оболочки.

В изобретении предлагается осуществлять показанный на фиг. 1 способ, позволяющий обеспечивать безопасность узла при останове.

В этом случае, конечно, необходимо обращаться к различным документам, составленным заявителем по проекту FLEXBLUE, чтобы получить полное описание реактора.

Описанный способ приводит к останову аварийных средств охлаждения поврежденного генератора на основе индикации, отражающей запас энергии в первом контуре, чтобы быть уверенным, что энергия, подлежащая сбросу из первого контура, которая может только снижаться, не приведет к открыванию клапанов.

В этой связи реализуется способ, показанный на фиг. 1.

Данный способ может быть кратко сформулирован следующим образом:

если выявлена утечка первого/второго контура, аварийное охлаждение поврежденного парогенератора изолируется при условии, что термогидравлические условия бойлера свидетельствуют о том, что больше нет риска открывания клапанов этого парогенератора, если его охлаждение будет прекращено.

В описанном в настоящей заявке случае решение об изоляции аварийного конденсатора поврежденного парогенератора принимается, если давление в первом контуре падает ниже значения, которое ниже, чем установленная величина срабатывания предохранительных клапанов парогенератора.

Действительно, показанный на фиг. 1 способ в таком случае включает в себя этап 1 обнаружения утечки из первого/второго контура, что на этапе 2 запускает автоматический останов реактора и изоляцию парогенератора.

На этапе 3 подключаются аварийные конденсаторы, а на этапе 4 считывается давление в первом контуре для его сравнения с давлением срабатывания клапанов парогенераторов.

Когда последнее, т.е. давление в первом контуре, становится ниже давления срабатывания клапанов, на этапе 5 инициируется изоляция аварийного конденсатора поврежденного парогенератора, и затем на этапе 6 продолжается пассивное охлаждение реактора на оставшихся теплообменниках.

Осуществление данного способа можно проиллюстрировать с помощью фиг. 2.

Чтобы упростить описание того, что уже разработано заявителем, просто отметим, что на фиг. 2 показан корпус водо-водяного реактора, в целом обозначенный позицией 10, парогенератор, обозначенный позицией 11, и аварийный конденсатор, обозначенный позицией 12, находящийся в контакте, например, с бесконечным источником 13 холода, таким как океан или т.п., как это описано в различных документах, относящихся к проекту FLEXBLUE.

По соображениям безопасности клапаны 14 и 15, используемые для подключения аварийных конденсаторов, подобных конденсатору 12, установлены в ряд, и относятся к нормально открытому типу, так что потеря логистической поддержки модуля автоматически приводит к подключению аварийных конденсаторов.

Алгоритм, предложенный в настоящей заявке, должен учитывать это явление.

Таким образом, в соединительную линию с аварийным конденсатором встроен изолирующий клапан, обозначенный позицией 16, предназначенный для изоляции конденсатора под воздействием управляющего клапана, обозначенного позицией 17, соединенного, например, с источником 18 сжатого воздуха.

Таким образом, когда регулирующий воздух пропадает вслед за пропаданием снабжения электроэнергией вследствие останова реактора, аварийный конденсатор 12 изолируется клапаном 16, установленным ниже по потоку и снабжаемым сжатым воздухом от источника 18 и, например, установленным за клапаном 17 пиротехнического типа или любым другим устройством, обладающим такими же свойствами, т.е. очень низким коэффициентом сбоев и очень энергоэффективным управлением и обслуживанием на месте установки.

Конечно, могут рассматриваться различные технические решения проблемы автоматической изоляции системы охлаждения второго контура.

Можно также рассмотреть целую серию альтернатив с двух конкретных технических точек зрения на описанные элементы, т.е. логики, связанной с тремя признаками обнаружения для срабатывания автоматики, и термодинамического критерия, используемого для количественной оценки минимальных потерь энергии в первом контуре перед изоляцией аварийного конденсатора от поврежденного парогенератора.

Наконец, можно рассматривать применение той же логики изоляции аварийных систем охлаждения на реакторах с активной безопасностью.

Алгоритм может быть упрощен при понимании того, что он ограничивается постоянной изоляцией клапана сброса в атмосферу поврежденного генератора, как только термодинамические условия первого контура позволяют это сделать (т.е. при достаточно низкой остаточной энергии, при давлении в первом контуре ниже, чем давление срабатывания предохранительных клапанов парогенератора, и т.д.).

Например, на фиг. 3 показаны результаты моделирования работы всего алгоритма снижения в контексте проекта.

При моделировании использовался компьютерный код ATHLET (от англ. Analysis of THermal-hydraulics of LEaks and Transients), представляющий собой средство моделирования термодинамического процесса, используемое при изучении аварий на ядерных объектах и признанное международными органами в области ядерной безопасности.

Полученные результаты иллюстрируют работу, охватывая весь диапазон утечек первого/второго контура, обычно требующихся при демонстрации безопасности.

На фиг. 3 показаны результаты, полученные при гильотинном отключении трубопровода парогенератора, отражающие быстрый контроль повреждения, более не используя только пассивные системы после обнаружения и не вызывая неприемлемого или необратимого повреждения производственного оборудования.

На фиг. 3 начало утечки обозначено позицией 20, обнаружение повреждения, приводящее к автоматическому останову реактора и прекращению подачи пара к турбине – позицией 21.

Позицией 22 обозначен момент запуска аварийных конденсаторов, а позицией 23 – останов аварийного конденсатора поврежденного парогенератора.

Позицией 24 обозначено равновесное состояние первого/второго контуров, достигаемое, когда утечка устранена, при этом реактор затем медленно охлаждается своими пассивными средствами.

Показанные кривые установлены, исходя из давления в первом контуре, давления в первом исправном парогенераторе и во втором парогенераторе, на который оказывает влияние утечка.

Конечно, такая модель является упрощенной, в частности, с точки зрения регулировок давления и уровня в парогенераторе, но она дает хорошее представление о полученных результатах.

Это также позволяет усилить и улучшить аргументы, выдвигаемые в отношении внутренне присущей и пассивной безопасности ядерных реакторов, как это определено заявителем.

Конечно, могут рассматриваться и другие варианты осуществления настоящего изобретения.

В частности, настоящее изобретение, естественно, подходит для водо-водяного реактора, встроенного в наземный модуль.

1. Способ управления остановом водо-водяного ядерного реактора, встроенного в погруженный модуль для производства электроэнергии, при выявлении утечки в первом и/или втором контуре в парогенераторе, снабженном предохранительным клапаном, причем указанный генератор соединен с реактором и связан с аварийным средством охлаждения, отличающийся тем, что способ включает этапы, на которых:

- обнаруживают (1) утечку первого/второго контура парогенератора;

- автоматически останавливают (2) реактор и изолируют поврежденный парогенератор;

- вводят в действие (3) соответствующее аварийное средство охлаждения;

- контролируют (4) давление в первом контуре;

- изолируют (5) аварийное средство охлаждения поврежденного парогенератора, как только давление в первом контуре падает ниже давления срабатывания предохранительных клапанов парогенератора, и

- продолжают (6) пассивное охлаждение реактора с помощью оставшихся парогенераторов и средств охлаждения.

2. Способ управления остановом водо-водяного ядерного реактора по п. 1, отличающийся тем, что обнаружение (1) утечки первого/второго контура осуществляют путем обнаружения одного или нескольких из следующих признаков:

- повышенная радиоактивность второго контура из-за загрязнения теплоносителем первого контура;

- повышенный запас воды во втором контуре;

- пониженный запас воды в первом контуре.

3. Cпособ управления остановом водо-водяного ядерного реактора по п. 1, отличающийся тем, что изоляция (5) аварийного средства (12) охлаждения поврежденного парогенератора достигается путем срабатывания управляемого клапана (16), установленного между ними.

4. Способ управления остановом водо-водяного ядерного реактора по п. 1, отличающийся тем, что управляемый клапан (16) связан с источником (18) подачи сжатого воздуха.