1. РЕСПУБЛИКА КАЗАХСТАН
(19) KZ (13) B (11) 29912
(51) G21C 15/18 (2006.01)
МИНИСТЕРСТВО ЮСТИЦИИ РЕСПУБЛИКИ КАЗАХСТАН
ОПИСАНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ
К ПАТЕНТУ
(21) 2013/1568.1
(22) 14.09.2011
(45) 15.05.2015, бюл. №5
(31) 2010-255815
(32) 16.11.2010
(33) JP
(85) 10.06.2013
(86) PCT/JP2011/005181, 14.09.2011
(72) САТО, Такаси (JP)
(73) КАБУСИКИ КАЙСЯ ТОСИБА (JP)
(74) Шабалина Галина Ивановна; Шабалин
Владимир Иванович; Кучаева Ирина Гафиятовна;
Тусупова Меруерт Кырыкбаевна
(56) JP 2008-281426 A, 20.11.2008
JP 2000-275380 A, 06.10.2000
JP 4 216494 A, 06.08.1992
(54) СИСТЕМА АВАРИЙНОГО
ОХЛАЖДЕНИЯ АКТИВНОЙ ЗОНЫ
РЕАКТОРА И ЯДЕРНАЯ УСТАНОВКА С
КИПЯЩИМ РЕАКТОРОМ
(57) Система аварийного охлаждения активной
зоны реактора содержит, по меньшей мере, четыре
активные подсистемы безопасности, каждая из
которых оборудована активной системой
безопасности с приводом от электродвигателя, и, по
меньшей мере, одну пассивную подсистему
безопасности, включающую в себя пассивную
систему, для которой не требуется привод от
электродвигателя. Количество активных подсистем
безопасности больше количества активных
подсистем безопасности, необходимых во время
проектного исходного события на две или более,
при этом каждая активная подсистема снабжена
одной активной системой безопасности с приводом
от электродвигателя. Пассивная система
безопасности может охлаждать активную зону
реактора без пополнения запаса охлаждающей воды
от внешнего источника в течение периода времени,
необходимого для восстановления
работоспособности активной системы безопасности,
находящейся па оперативном техническом
обслуживании, если авария произошла во время
проведения оперативного технического
обслуживания одной активной системы
безопасности. В системе аварийного охлаждения
активной зоны для ядерной установки с кипящим
реактором можно уменьшить габариты резервного
источника электрической энергии и количество
систем, утративших свою функцию в связи с
утратой функции вспомогательной системы
охлаждения.
(19)KZ(13)B(11)29912

2. 29912
2
Настоящее изобретение относится к системе
аварийного охлаждения активной зоны реактора и
ядерной установке с кипящим реактором,
оборудованной указанной системой аварийного
охлаждения активной зоны реактора.
Уровень техники
Критерий безопасности N+1 и критерий
безопасности N+2
Существует установленный нормативными
документами критерий единичного отказа как
наиболее общий критерий безопасности,
применяемый при создании системы аварийного
охлаждения активной зоны реактора (ECCS) для
традиционных кипящих реакторов. Указанный
критерии единичного отказа предполагает, при
оценке безопасности в случае аварии с потерей
теплоносителя (LOCA), которая является одной из
проектных аварий (DBA), возникновение
единичного отказа в системе аварийного
охлаждения активной зоны реактора, и требует,
чтобы необходимое охлаждение активной зоны
реактора осуществлялось в достаточной степени
даже в такой ситуации, в которой, по меньшей мере,
одна система аварийной защиты активной зоны
реактора неспособна функционировать. Здесь и
далее этот критерий именуется критерием N+1.
Система аварийной защиты активной зоны
реактора для традиционного кипящего реактора
обычно подразделяется на две-четыре подсистемы.
При этом одна такая подсистема безопасности
содержит некоторое количество систем, и к этим
системам подводится электрическая энергия от
резервного (аварийного) источника питания,
предусмотренного для каждой подсистемы
безопасности.
Обычно в одной подсистеме безопасности
используют только один резервный источник
питания, так что если предполагается, что отказ
резервного источника питания является единичным
отказом, при оценке безопасности считается, что все
системы, приводимые в действие
электродвигателями в одной подсистеме
безопасности, становятся неспособными
функционировать. Обычно электрическую энергию
подают от внешней энергетической системы, и
поэтому системы, функционирующие с приводом от
электродвигателя в одной подсистеме безопасности,
не становятся неработоспособными только из-за
единичного отказа резервного источника энергии.
Однако оценку безопасности необходимо проводить
с запасом, чтобы одновременно можно было
предположить потерю внешней энергетической
системы. Поэтому при оценке безопасности следует
предположить, что только единичный отказ
резервного источника энергии приводит к тому, что
все системы с приводом от электродвигателя в
одной подсистеме безопасности становятся
неспособными функционировать.
Термин «подсистема» относится не только к
подсистеме, соответствующей резервному
источнику питания, но также к определенной зоне,
ограниченной физическими разделительными
перегородками (противопожарные перегородки или
водонепроницаемые перегородки), образованными
для защиты от возможного возгорания, затопления
водой и так далее в ядерной установке, с тем, чтобы
локализовать влияние возможных аварий в другой
подсистеме. То есть, даже если авария, при которой
система аварийной защиты активной зоны реактора,
соответствующая одной подсистеме, полностью
вышла из строя вследствие пожара или затопления,
которые являются единичной аварией, ядерная
установка спроектирована так, чтобы такая
единичная авария не оказывала влияния на другую
подсистему. Подсистема, включающая систему
безопасности, называется «подсистема
безопасности». Подсистема, не включающая
систему безопасности, но включающая систему, не
относящуюся к безопасности, называется
«подсистема, не относящаяся к безопасности».
При единичном отказе системы безопасности
утрата функции всей одной системой безопасности
приводит к наиболее серьёзному снижению
функции безопасности, и поэтому, предполагая
наличие единичного отказа в системе безопасности,
выбирают компонент подсистемы (например,
резервный источник питания) или причины
(например, возгорание или затопление), которые
могут привести к утрате функции всей одной
подсистемой безопасности.
В случае отказа в системе аварийной защиты
активной зоны реактора, выявленного при
периодической проверке, проводимой в процессе
работы ядерной установки, допускается, чтобы
функционирование установки продолжалось в
течение приблизительно от 7 до 10 дней после того,
как уже произошел единичный отказ, и работа
установки останавливается, если аварийная
ситуация не может быть ликвидирована в течение
этих 7-10 дней. Указанные нормативы времени
реализуются путем ограничения допустимой
продолжительности отключения в соответствии с
техническими требованиями. Таким образом, здесь
и далее вышеупомянутые технические требования
упоминаются как нормативы допустимой
продолжительности отключения.
Проектирование системы безопасности системы
аварийной защиты активной зоны реактора,
основанное на критерии N+1 и ограничении работы
установки на основе нормативов допустимой
продолжительности отключения, осуществляются в
большинстве случаев в США и Японии. В этих
государствах надежность системы аварийной
защиты активной зоны реактора очень высокая, и
происходят незначительные аварии, поэтому
рассмотренные выше проектирование системы
безопасности и ограничение работы ядерной
установки применяют в качестве рационального и
эффективного метода. С другой стороны, критерий
безопасности в некоторых европейских странах
включает в себя не только критерий единичного
отказа, но также и критерий, для которого
необходимо предположение об утрате функции
другой подсистемы безопасности в связи с
проведением оперативного технического

3. 29912
3
обслуживания. Этот общий критерий здесь и далее
именуется как критерий N+2.
То есть, критерий N+2 требует, чтобы
проектирование установки осуществлялось в
предположении, что произошел отказ в одном
элементе системы аварийной защиты активной зоны
реактора в исходном состоянии и в процессе работы
ядерной установки всегда осуществляется
техническое обслуживание (оперативное
техническое обслуживание), и проектирование
системы безопасности и оценку безопасности
необходимо делать, исходя из предположения о том,
что когда в случае проектной аварии автоматически
приводится в действие остальная часть системы
аварийной защиты активной зоны реактора,
находящаяся в режиме ожидания, происходит
другой отказ. Критерий N+2 представляет собой
критерий безопасности, который в высокой степени
учитывает требования безопасности. В соответствии
с критерием N+2 оперативное техническое
обслуживание лишь одной системы аварийной
защиты активной зоны реактора может быть
проведено в течение неограниченного периода
времени. Отсюда следует, что применение критерия
N+2 позволяет, чтобы техническое обслуживание
системы аварийной защиты активной зоны реактора
осуществлялось полностью в процессе работы
ядерной установки, что может внести значительный
вклад в уменьшение продолжительности нерабочего
времени ядерной установки и повышение
безопасности в период нерабочего времени
установки.
Предположим, что авария с потерей
теплоносителя, которая является одной из
проектных аварий, произошла в соответствии с
действующим критерием N+2. В частности,
предположим, что произошел разрыв трубопровода
одной системы в системе аварийного охлаждения
активной зоны реактора и, как результат, авария с
потерей теплоносителя, и предположим также, что
две системы аварийного охлаждения активной зоны
реактора становятся неспособными
функционировать вследствие единичного отказа и
проведения оперативного технического
обслуживания. Таким образом, необходимы, по
меньшей мере, четыре системы в составе системы
аварийного охлаждения активной зоны реактора.
Кроме того, критерий N+2 предполагает, что две
подсистемы становятся неспособными
функционировать из-за аварийного сигнала и
вследствие проведения оперативного технического
обслуживания. Если используются три активных
подсистемы безопасности, в одной из подсистем
необходимы две системы и, кроме того,
необходимо, чтобы была принята во внимание
симметрия, и в результате необходимо, чтобы две
системы аварийного охлаждения активной зоны
реактора были обеспечены каждая подсистемой
безопасности.
Система аварийного охлаждения активной зоны
реактора BWR72
Система аварийного охлаждения активной зоны
реактора BWR72 в Германии является типичным
примером, который удовлетворяет критерию N+2 за
счет использования трех активных подсистем. Здесь
и далее со ссылкой на фиг.7 будет рассмотрена
схема системы аварийного охлаждения активной
зоны реактора BWR72, используемой в Германии.
Представленная на фиг. 7 система аварийного
охлаждения активной зоны реактора, в состав
которой входят три активные подсистемы, содержит
в каждой подсистеме систему 25 впрыска
теплоносителя высокого давления в активную зону
реактора, приводимую в действие
электродвигателем (HPCI), систему 26 впрыска
теплоносителя низкого давления в активную зону
реактора с приводом от электродвигателя (LPCI) и
резервный (аварийный) дизель-генератор (EDG) 4.
Таким образом, каждая подсистема оборудована
двумя системами с приводом от электродвигателя и,
соответственно, каждый резервный дизель-
генератор 4 имеет большую мощность. Кроме того,
система аварийного охлаждения активной зоны
реактора спроектирована так, что когда система
водяного охлаждения компонентов реактора (не
показана), имеющаяся в каждой активной
подсистеме безопасности, становится неспособной
функционировать, система 25 впрыска
теплоносителя высокого давления в активную зону
реактора и система 26 впрыска теплоносителя
низкого давления в активную зону реактора,
имеющиеся в соответствующей подсистеме,
становятся не способными функционировать
одновременно. Таким образом, хотя общее
количество систем, используемых для аварийного
охлаждения активной зоны реактора, равно шести,
общая надежность определяется ненадежностями
систем водяного охлаждения компонентов реактора,
имеющихся в соответствующих трех подсистемах.
Подобным образом, в случае выхода из строя
резервного дизель-генератора 4, служащего для
подвода электрической энергии к каждой активной
подсистеме безопасности, система 25 впрыска
теплоносителя высокого давления в активную зону
реактора и система 26 впрыска теплоносителя
низкого давления в активную зону реактора,
имеющиеся в соответствующей подсистеме,
одновременно становятся неспособными
функционировать.
Система аварийного охлаждения активной зоны
реактора BWR75
Другим типичным примером реактора BWR,
спроектированного в соответствии с критерием N+2,
является реактор BWR75, эксплуатируемый в
Швеции. Здесь и далее со ссылкой на фиг.8 в общих
чертах будет описана система аварийного
охлаждения активной зоны эксплуатируемого в
Швеции реактора BWR75.
В соответствии с фиг.8 система аварийного
охлаждения активной зоны реактора, в которую
входят четыре подсистемы безопасности, содержит
в каждой подсистеме безопасности
вспомогательную систему 31 питательной воды
(AFS), систему 26 впрыска теплоносителя низкого
давления в активную зону реактора или
спринклерную систему 32 охлаждения активной

4. 29912
4
зоны реактора низкого давления (LPCS), систему
отвода остаточного тепла (RHR) и резервный
дизель-генератор 4. Система 26 впрыска
теплоносителя низкого давления в активную зону
реактора или спринклерная система 32 охлаждения
активной зоны реактора низкого давления и система
отвода остаточного тепла выполнены
независимыми, без совместного использования
одного общего насоса. Поскольку система отвода
остаточного тепла из реактора BWR75 используется
непосредственно в качестве системы охлаждения
защитной оболочки реактора, для охлаждения
«мокрой» стенки и сухой стенки оболочки ядерного
реактора в случае проектной аварии на ядерной
установке, она показана на фигуре как система 24
охлаждения с «мокрой» стенкой/сухой стенкой
(WDCS).
Все системы используют насосы с приводом от
электродвигателя, общее число систем достигает 12,
и, соответственно, каждый резервный дизель-
генератор 4 имеет большую мощность. Тем не
менее, большое количество систем аварийного
охлаждения активной зоны реактора с приводом от
электродвигателя, имеющихся в каждой активной
подсистеме, делает невозможной их работу из-за
аварии соответствующего резервного дизель-
генератора 4. Подобным образом, если выходит из
строя система водяного охлаждения компонентов
реактора (не показана), которой оборудована каждая
активная подсистема безопасности, то в этом случае
все системы, предназначенные для аварийного
охлаждения активной зоны реактора, имеющиеся в
соответствующей подсистеме, становятся
неспособными функционировать.
Пример, в котором используется пассивная
подсистема безопасности в дополнение к активным
подсистемам безопасности, удовлетворяющим
критерию N+2.
Согласно изложенному выше система
аварийного охлаждения активной зоны реактора,
содержащая активные подсистемы,
удовлетворяющие критерию N+2, имеет
достаточное дублирование и, таким образом,
обладает высокой надежностью. Вместе с тем, из
документа D1 известен метод, как пример, в
котором в дополнение к активным подсистемам,
удовлетворяющим критерию N+2, используется
пассивная подсистема безопасности. Система, в
которой независимо от описанных выше активных
подсистем безопасности, обеспечивается пассивная
подсистема безопасности с тем, чтобы ещё больше
повысить безопасность, называется всесторонней
гибридной системой безопасности.
Современный уровень техники будет описан
ниже с использованием фиг.9. В соответствии с
фиг.9 имеются первая, вторая, и третья подсистемы
безопасности, являющиеся активными
подсистемами безопасности. Четвертая подсистема-
пассивная подсистема безопасности. В состав
каждой из трех активных подсистем безопасности
входит система 1 охлаждения активной зоны
высокого давления (HPCF), система 2 охлаждения
активной зоны низкого давления (LPFL), которую
обычно используют в качестве системы 3 отвода
остаточного тепла, и резервный дизель-генератор 4,
который подает электрическую энергию, как к
системе охлаждения активной зоны высокого
давления, так и к системе охлаждения активной
зоны низкого давления. Пассивная подсистема
безопасности содержит изолирующий конденсатор
(IC) 5, пассивную систему 8 охлаждения защитной
оболочки (PCCS) и гравитационную систему 9
охлаждения (GDCS).
В результате, даже если система аварийного
охлаждения активной зоны реактора, содержащая
три активные подсистемы безопасности, становится
полностью неспособной функционировать
вследствие природной катастрофы, такой как
сверхмощное землетрясения или гигантское цунами,
безопасность реактора может быть обеспечена с
помощью системы аварийного охлаждения активной
зоны реактора за счет пассивной подсистемы
безопасности. При этом каждая активная
подсистема безопасности обеспечивается двумя
системами, обеспечивающими аварийное
охлаждение активной зоны реактора, и в результате
имеется, в общем, шесть систем, что превышает
минимальное количество (четыре, как указано
выше) систем, необходимых для критерия N+2.
Каждый резервный дизель-генератор 4 должен
иметь большую мощность, составляющую,
например, приблизительно 5000 кВт, вследствие
необходимости подвода электрической энергии к
двум системам аварийного охлаждения активной
зоны реактора. В результате физическое количество
компонентов и стоимость системы аварийного
охлаждения активной зоны реактора, содержащей
активные подсистемы безопасности,
соответствующие критерию N+2, увеличивается.
Увеличение физического количества компонентов
системы соответствующим образом увеличивает
объем здания реактора, вмещающего эти
компоненты. Помимо этого, добавление четвертой
пассивной подсистемы безопасности также
увеличивает физическое количество и стоимость
всей системы аварийного охлаждения активной
зоны реактора. Кроме того, когда система водяного
охлаждения компонентов реактора,
предусмотренная в каждой активной подсистеме
безопасности, становится неспособной
функционировать, как система 1 охлаждения
активной зоны реактора высокого давления, так и
система 2 охлаждения активной зоны реактора
низкого давления выходят из строя, и,
следовательно, ненадежность всех активных
подсистем безопасности определяется
ненадежностью системы водяного охлаждения
компонентов реактора, входящей в состав
соответствующих трех подсистем.
Раскрытие изобретения
Задачи изобретения
В обычной системе аварийного охлаждения
активной зоны реактора, соответствующей
критерию N+2, в одной активной подсистеме
безопасности имеется большое количество систем с
электроприводом, и, таким образом, мощность

5. 29912
5
аварийного дизель-генератора, используемого для
подвода электрической энергии к большому
количеству систем с приводом от электродвигателя,
увеличивается. Кроме того, большое количество
систем в одной активной подсистеме безопасности
охлаждается с помощью единственной системы
водяного охлаждения компонентов реактора, и
поэтому отказ системы водяного охлаждения
компонентов реактора в одной подсистеме приводит
к неработоспособности большого количества
систем, имеющихся в соответствующей подсистеме.
Подобным образом, отказ резервного дизель-
генератора в одной подсистеме приводит к выходу
из строя большого количества систем в
соответствующей подсистеме. Помимо этого, общее
количество систем составляет от шести до
двенадцати, что приводит к увеличению стоимости
и объема здания реактора.
В результате установка пассивной подсистемы
безопасности в дополнение к активным
подсистемам безопасности, соответствующим
критерию N+2, дополнительно увеличивает
стоимость и объем здания реактора.
Настоящее изобретение создано для решения
вышеупомянутой проблемы. В этой связи задача
изобретения заключается в обеспечении системы
аварийного охлаждения активной зоны реактора
ядерной установки с кипящим реактором, способной
уменьшить габариты аварийного источника энергии
и минимизировать количество систем с
электроприводом, предотвращая неспособность
функционирования большого количества систем
вследствие утраты функции системой водяного
охлаждения компонентов реактора.
Решение задачи
Для решения вышеуказанной поставленной
задачи в соответствии с одним аспектом настоящего
изобретения обеспечивается система аварийного
охлаждения активной зоны реактора ядерной
установки с кипящим реактором, содержащая:
четыре или более активных подсистем
безопасности, каждая из которых содержит
активную систему безопасности с приводом от
электродвигателя; и одну или большее число
пассивных подсистем безопасности, содержащих
пассивную систему безопасности, для которой не
требуется привод от электродвигателя, при этом
количество активных подсистем безопасности на
две или более превышает их количество,
необходимое при возникновении проектной аварии;
каждая активная подсистема безопасности содержит
одну активную систему безопасности с приводом от
электродвигателя и аварийный источник энергии
для подачи электрической энергии к активной
системе безопасности, приводимый в действие
электродвигателем; и если предполагается
возникновение аварийной ситуации во время
проведения оперативного технического
обслуживания одной активной системы
безопасности, пассивная система безопасности без
пополнения запаса охлаждающей воды из внешнего
источника может охлаждать активную зону в
течение периода времени, необходимого для
восстановления работоспособности активной
системы безопасности, в которой осуществляется
оперативное техническое обслуживание.
В соответствии с другим аспектом настоящего
изобретения обеспечивается ядерная установка с
кипящим реактором, оборудованная системой
аварийного охлаждения активной зоны реактора,
при этом система аварийного охлаждения активной
зоны реактора содержит: четыре или более
активных подсистем безопасности, каждая из
которых содержит активную систему безопасности с
приводом от электродвигателя; и одну или большее
число пассивных подсистем безопасности,
содержащих пассивную систему безопасности, для
которой не требуется привод от электродвигателя,
при этом количество активных подсистем
безопасности на две или более превышает их
количество, необходимое при возникновении
проектной аварии; каждая активная подсистема
безопасности содержит одну активную систему
безопасности с приводом от электродвигателя и
аварийный источник энергии для подачи
электрической энергии к активной системе
безопасности, приводимый в действие
электродвигателем; и если предполагается
возникновение аварийной ситуации во время
проведения оперативного технического
обслуживания одной активной системы
безопасности, пассивная система безопасности без
пополнения запаса охлаждающей воды из внешнего
источника может охлаждать активную зону в
течение периода времени, необходимого для
восстановления работоспособности активной
системы безопасности, в которой осуществляется
оперативное техническое обслуживание.
Преимущества изобретения
В соответствии с настоящим изобретением
может быть обеспечена система аварийного
охлаждения активной зоны реактора ядерной
установки с кипящим реактором, способная
уменьшить габариты аварийного источника энергии,
минимизируя количество систем с приводом от
электродвигателя, и предотвратить неспособность
большого количества систем функционировать
вследствие утраты функции системой водяного
охлаждения компонентов реактора.
Краткое описание чертежей
На фиг.1 показана общая структура первого
варианта осуществления системы аварийного
охлаждения активной зоны реактора в соответствии
с настоящим изобретением;
на фиг.2 - общая структура второго варианта
осуществления системы аварийного охлаждения
активной зоны реактора в соответствии с настоящим
изобретением;
на фиг.3 - общая структура третьего варианта
осуществления системы аварийного охлаждения
активной зоны реактора в соответствии с настоящим
изобретением;
на фиг.4 - общая структура четвертого варианта
осуществления системы аварийного охлаждения
активной зоны реактора в соответствии с настоящим
изобретением;

6. 29912
6
на фиг.5 - общая структура пятого варианта
осуществления системы аварийного охлаждения
активной зоны реактора в соответствии с настоящим
изобретением;
на фиг.6 - общая структура шестого варианта
осуществления системы аварийного охлаждения
активной зоны реактора в соответствии с настоящим
изобретением;
на фиг.7 - общая структура традиционной
системы аварийного охлаждения активной зоны
реактора BWR72;
на фиг.8 - общая структура традиционной
системы аварийного охлаждения активной зоны
реактора BWR75;
на фиг.9 - общая структура разносторонней
гибридной системы безопасности, соответствующей
критерию N+2.
Осуществление изобретения
Варианты осуществления системы аварийного
охлаждения активной зоны реактора в соответствии
с настоящим изобретением будут описаны ниже со
ссылками на фиг.1 - фиг.6. Компоненты, одинаковые
с иллюстрируемыми на фиг.7-9, обозначены на
фиг.1-6 одинаковыми ссылочными номерами
позиций, поэтому их описание здесь не будет
приведено, а пояснения будут даны лишь в
отношении существенных элементов.
Первый вариант осуществления изобретения
Первый вариант осуществления системы
аварийного охлаждения активной зоны реактора в
соответствии с настоящим изобретением будет
описано со ссылкой на фиг.1.
На фиг.1 представлена структура системы
аварийного охлаждения активной зоны реактора в
соответствии с первым вариантом осуществления
настоящего изобретения. Рассматриваемая система
аварийного охлаждения активной зоны реактора в
соответствии с первым вариантом осуществления
настоящего изобретения содержит пять подсистем
безопасности, а именно, первую, вторую, третью и
четвертую подсистемы, которые используются
исключительно для активной системы аварийного
охлаждения активной зоны реактора, и пятую
подсистему безопасности, относящуюся к пассивной
системе аварийного охлаждения активной зоны
реактора. Каждая из подсистем безопасности, с
первой по четвертую, используемая исключительно
для активной системы аварийного охлаждения
активной зоны реактора, снабжена системой 2
охлаждения активной зоны низкого давления
(LPFL), которая является системой охлаждения
активной зоны низкого давления, приводимой в
действие электродвигателем, системой 3 отвода
остаточного тепла из активной зоны реактора
(RHR), которая использует несколько насосов и
трубопроводов совместно с системой 2 охлаждения
активной зоны низкого давления, и резервным
дизель-генератором (EDG) 4, используемым в
качестве резервного источника электрической
энергии. Поскольку несколько насосов и
трубопроводов используются совместно системой 2
охлаждения активной зоны низкого давления и
системой 3 отвода остаточного тепловыделения, на
фиг.1 эти системы обозначены как LPFL 2/ RHR 3.
Кроме того, хотя на фигуре не показано, в
качестве средства снижения давления в реакторе
используется автоматическая система снижения
давления (ADS). Автоматическая система снижения
давления представляет собой систему,
обеспечивающую автоматическое открытие ряда
клапанов сброса давления в ситуации, в которой
происходит разрыв трубопровода небольшого
диаметра с понижением давления, и эта система
используется также в традиционном кипящем
ядерном реакторе.
Система 2 охлаждения активной зоны низкого
давления, система 3 отвода остаточного тепла из
активной зоны реактора, резервный дизель-
генератор 4 и автоматическая система снижения
давления имеют одинаковую структуру со
структурой, используемой в традиционной системе
аварийного охлаждения активной зоны
усовершенствованного реактора BWR (ABWR)
(документ D1).
Система 2 охлаждения активной зоны низкого
давления содержит 100% объема впрыска,
необходимого для охлаждения активной зоны в
случае аварии с потерей теплоносителя, которая
является проектной аварией. Таким образом, только
одна система 2 охлаждения активной зоны низкого
давления может надежно охлаждать активную зону
в диапазоне характерного рабочего давлении
системы. Характерное рабочее давление системы 2
охлаждения активной зоны низкого давления ниже
нормального рабочего давления реактора и,
например, составляет 17 кг/см2
(приблизительно
1,7 МПа).
Система 3 отвода остаточного тепла, входящая в
состав каждой подсистемы, обладает способностью
отвода теплоты, составляющей, по меньшей мере,
50% от количества отводимого тепла, необходимого
для охлаждения активной зоны и защитной
оболочки реактора при возникновении проектной
аварии. То есть, для обеспечения отвода 100%
количества теплоты, необходимого для охлаждения
активной зоны и оболочки реактора при
возникновении проектной аварии, необходимо
активировать системы 3 отвода остаточного тепла,
по меньшей мере, в любых двух из четырех
активных подсистем безопасности.
Таким образом, в рассматриваемом варианте
осуществления изобретения минимальное
количество N подсистем, необходимых при
возникновении проектной аварии, равно 2.
Очевидно, что вместо резервного дизель-
генератора 4 может быть использован резервный
газотурбинный генератор (GTG). Резервный
газотурбинный генератор не содержит системы
водяного охлаждения и, таким образом, может
обеспечить более высокую надежность, чем
резервный дизель-генератор 4, для работы которого
необходима система водяного охлаждения. Кроме
того, аварийный источник электрической энергии,
входящий в структуру каждой подсистемы
безопасности, может иметь мощность 2×50% вместо

7. 29912
7
1×100%. Это означает, например, что могут быть
использованы два малогабаритных источника
электрической энергии.
Система 2 охлаждения активной зоны низкого
давления может быть заменена любой другой
системой аварийного охлаждения активной зоны
низкого давления с приводом от электродвигателя.
Пятая подсистема безопасности, относящаяся к
пассивной системе аварийного охлаждения
активной зоны, содержит изолирующий
конденсатор (IC) 5. Изолирующий конденсатор 5
имеет такую же конструкцию, что и конденсатор в
реакторе обычного типа ESBWR (экономичный и
упрощенный реактор BWR) (документ D1).
Изолирующий конденсатор 5 подключен к
источнику охлаждающей воды большого объема
(например, 1500 м3
) для того, чтобы отвести
остаточное тепло в течение примерно от трех до
семи дней. Указанный широкий интервал
продолжительности охлаждения обусловлен
различием количества остаточного тепла в активной
зоне, которое зависит от выходной мощности
ядерной установки. Например, если система
аварийного охлаждения активной зоны реактора в
соответствии с рассматриваемым вариантом
осуществления изобретения используется для
реактора типа BWR с электрической мощностью
600000 кВт, активная зона может быть охлаждена
приблизительно за семь дней, а если система
аварийного охлаждения активной зоны реактора
используется применительно к реактору типа BWR с
электрической мощностью 1200000 кВт, активная
зона может быть охлаждена приблизительно за три
дня. Несомненно, что при увеличении объема
охлаждающей воды для реактора BWR с
электрической мощностью 1800000 кВт можно
обеспечить период охлаждения, составляющий три
дня или более.
Одна из характерных особенностей первого
варианта осуществления изобретения, которая
отличает его от примера традиционной системы,
заключается в том, что четыре системы охлаждения
активной зоны низкого давления входят в состав
разносторонней гибридной системы безопасности,
содержащей пять подсистем и способной
удовлетворять критерию N+2.
Например, предполагая, что в системе 2
охлаждения активной зоны низкого давления первой
подсистемы безопасности произошла авария с
разрывом трубопровода, которая относится к аварии
с потерей теплоносителя и является проектной
аварией, для критерия N+2 необходимо
предположить, что произошел единичный отказ
резервного дизель-генератора 4 второй подсистемы
безопасности, проводится оперативное техническое
обслуживание резервного дизель-генератора 4
третьей подсистемы безопасности, и подвод
электрической энергии извне теперь не
осуществляется. Но даже и в этом случае система 2
охлаждения активной зоны реактора низкого
давления и функционирование резервного дизель-
генератора 4 четвертой подсистемы
поддерживаются в работоспособном состоянии,
обеспечивая при этом 100% объема впрыска,
необходимого для охлаждения активной зоны.
Кроме того, системы 3 отвода остаточного тепла,
входящие в первую и четвертую подсистемы
безопасности, могут быть использованы для
обеспечения охлаждения на 100% или более,
поскольку система 3 отвода остаточного тепла в
каждой подсистеме безопасности имеет способность
отвода теплоты 50% или более от необходимой для
охлаждения активной зоны и герметичной оболочки
реактора.
Кроме того, предполагается, что первая
подсистема безопасности системы аварийного
охлаждения активной зоны реактора становится
неспособной функционировать вследствие внешнего
пожара. В этом случае, даже если предполагается,
что произошел единичный отказ в резервном
дизель-генераторе 4 второй подсистемы
безопасности, что осуществляется оперативное
техническое обслуживание резервного дизель-
генератора 4 второй подсистемы безопасности и
оперативное техническое обслуживание резервного
дизель-генератора 4 третьей подсистемы
безопасности, охлаждение оболочки реактора и
активной зоны может быть продолжено в течение
длительного периода времени с помощью системы 3
отвода остаточного тепла четвертой подсистемы
безопасности и изолирующего конденсатора 5 пятой
подсистемы безопасности. Таким образом, в
процессе охлаждения прогнозируется ремонт
резервных дизель-генераторов 4 второй и третьей
подсистем безопасности и восстановление внешнего
подвода энергии, и затем может быть достигнута
холодная остановка реактора.
Помимо этого, даже в случае обесточивания
(SBO) ядерной установки, когда прерывается подвод
электрической энергии извне и произошел отказ
всех четырех резервных дизель-генераторов 4
вследствие опасного природного явления, такого как
сверхмощное землетрясение или мега-ураган, что
является превышением границ расчетных условий,
возможно надежное продолжение охлаждения
активной зоны в течение длительного периода
времени с помощью изолирующего конденсатора 5,
который имеется в пятой подсистеме безопасности.
В ходе операции охлаждения может быть
восстановлен подвод электрической энергии от
внешнего источника и проведен ремонт аварийных
дизель-генераторов 4, и в результате последующая
холодная остановка ядерного реактора может быть
осуществлена безопасно. Таким образом,
изолирующий конденсатор 5 является техническим
средством для пассивного охлаждения, абсолютно
не требующим для своего функционирования
подвода электрической энергии постоянного тока,
так что система аварийного охлаждения активной
зоны в первом варианте осуществления
изобретения, содержащем изолирующий
конденсатор 5 в дополнение к активным системам
аварийного охлаждения активной зоны из четырех
подсистем, может обеспечить исключительно
высокую безопасность.

8. 29912
8
В соответствии с изложенным изолирующий
конденсатор 5 поддерживает в одиночку
охлаждающую воду при температуре, достаточной
для охлаждения активной зоны в течение, по
меньшей мере, 8 часов (на практике,
приблизительно от трех до семи дней) без подачи
охлаждающей воды от внешнего источника. Таким
образом, прогнозируется восстановление
работоспособности резервного источника
электрической энергии, находящегося на
оперативном техническом обслуживании, или
активной аварийной системы охлаждения активной
зоны при одновременном осуществлении
охлаждения в течение продолжительного периода
времени.
Кроме того, даже в случае прекращения подачи
питательной воды или кратковременного изменения,
когда реактор изолируется, охлаждение реактора
может надежно продолжаться с помощью
изолирующего конденсатора 5. Помимо этого, в
первом варианте осуществления изобретения,
соответствующем настоящему изобретению,
имеющем описанную выше структуру, каждый
резервный дизель-генератор 4 в подсистемах
безопасности, с первой по четвертую, предназначен
для подвода электрической энергии только к одной
системе 2 охлаждения активной зоны низкого
давления, при этом достигается снижение
электрической мощности приблизительно до
3000 кВт.
Кроме того, если предполагается, что в первой
подсистеме безопасности произошло возгорание, в
резервном дизель-генераторе 4 второй подсистемы
безопасности произошел единичный отказ,
резервный дизель-генератор 4 третьей подсистемы
безопасности находится на техническом
обслуживании и осуществляется горячая остановка
реактора с использованием изолирующего
конденсатора 5 пятой подсистемы безопасности, то
делается дополнительное предположение о том, что
произошло заедание в открытом положении
предохранительного клапана сброса давления. Но
даже и в этом случае согласно настоящему
изобретению активная зона и герметичная оболочка
реактора могут охлаждаться с помощью системы 2
охлаждения активной зоны низкого давления и
системы 3 отвода остаточного тепла четвертой
подсистемы безопасности, и тем самым
обеспечивается безопасность населения.
Что же касается активной аварийной системы
охлаждения активной зоны реактора, то в ней
количество систем 2 охлаждения активной зоны
низкого давления становится равным четырем, и это
является минимальным необходимым количеством,
при этом уменьшается объем здания для
размещения систем 2 охлаждения активной зоны
низкого давления и тому подобного. Хотя
количество систем 2 охлаждения активной зоны
низкого давления равно лишь четырем, что, как
отмечено выше, является минимальным требуемым
количеством, количество систем 2 охлаждения
активной зоны низкого давления, которые будут
неспособны функционировать, ограничивается
одной, даже если произошел отказ системы
охлаждения компонентов реактора в каждой
активной подсистеме. То есть, некоторым образом
предотвращается неспособность работы большого
количество систем 2 охлаждения активной зоны
низкого давления одновременно, в зависимости от
единичного отказа системы водяного охлаждения
компонентов реактора.
В соответствии с рассматриваемым вариантом
осуществления изобретения может быть создана
обладающая высокой надежностью разносторонняя
гибридная система безопасности, наиболее
подходящая для следующего поколения ядерных
установок с реактором BWR, путем комбинирования
пассивной системы безопасности и активной
аварийной системы охлаждения активной зоны. В
частности, для внешнего события, которое является
единственным остаточным риском для реактора
BWR, имеющего высокую безопасность в
отношении внутреннего события, безопасность
обеспечивается за счет гибкости пассивной системы
безопасности в течение периода рабочего времени и
за счет дублирования активной системы аварийного
охлаждения активной зоны, которая соответствует
критерию N+2, в период времени остановки
реактора ядерной установки. Тем самым
обеспечивается следующее поколение реакторов
BWR с высокой надежностью, достаточной для
уменьшения по существу до нуля указанного
остаточного риска, обусловленного опасными
природными явлениями, такими как сверхмощное
землетрясение или мега-ураган или внешний пожар.
Кроме того, в соответствии с настоящим
вариантом осуществления изобретения каждая
активная подсистема безопасности содержит только
одну систему охлаждения активной зоны низкого
давления в качестве системы аварийного
охлаждения активной зоны, приводимой в действие
электродвигателем, что в результате позволяет
минимизировать мощность аварийного источника
электрической энергии и минимизировать
количество систем аварийного охлаждения активной
зоны реактора, которые станут неспособны
функционировать вследствие отказа системы
водяного охлаждения компонентов реактора. При
сопоставлении с обычного типа разносторонней
гибридной системой безопасности количество
систем аварийного охлаждения активной зоны с
приводом от электродвигателя может быть
уменьшено от шести до четырех, благодаря чему
объем здания, вмещающего эти системы, также
может быть уменьшен.
Второй вариант осуществления изобретения
На фиг.2 показана структура системы аварийного
охлаждения активной зоны в соответствии со
вторым вариантом осуществления настоящего
изобретения. В этом варианте осуществления
изобретения используется только один
газотурбинный генератор 6, который является
вспомогательным источником электрической
энергии, предназначенным для использования
совместно всеми подсистемами безопасности,
исключительно для активной системы аварийного

9. 29912
9
охлаждения активной зоны реактора, при этом
обеспечивается возможность избирательного повода
электрической энергии от газотурбинного
генератора 6 к любой одной из подсистем
безопасности. Для избирательного подвода
электрической энергии к любой одной из подсистем
безопасности вразрез электрической шины между
указанным газотурбинным генератором и каждой
активной подсистемой безопасности установлены
переключающие устройства 7 для переключения
подвода электрической энергии.
В соответствии с описанной структурой
рассматриваемого варианта осуществления
изобретения безопасность от обесточивания ядерной
установки во время её работы может быть
повышена.
Кроме того, разновременность подвода
электрической энергии может быть обеспечена и в
том случае, если охлаждение активной зоны
осуществляется лишь с помощью четырех активных
подсистем безопасности в период времени
остановки реактора ядерной установки, и поэтому
даже в случае возникновения в период времени
остановки ядерной установки опасного природного
явления, такого как сверхмощное землетрясение или
мега-ураган, можно значительно уменьшить
опасность возникновения повреждения активной
зоны реактора.
Третий вариант осуществления изобретения
На фиг.3 показана структура системы аварийного
охлаждения активной зоны в соответствии с третьим
вариантом осуществления настоящего изобретения.
В этом варианте осуществления изобретения
предусмотрена система 10 охлаждения изоляции
активной зоны реактора (RCIC), которая является
системой вспомогательной питательной воды с
приводом от турбины и используется в подсистеме,
не относящейся к безопасности. Указанная система
10 охлаждения изоляции активной зоны реактора
работает с использованием в качестве источника
энергии свежего пара, полученного в реакторе, и,
следовательно, для его функционирования не
требуется резервный дизель-генератор 4. Кроме
того, отсутствует необходимость охлаждения
системы 10 охлаждения изоляции активной зоны
реактора с помощью системы водяного охлаждения
компонентов реактора, и поэтому система 10 может
быть использована в подсистеме, не относящейся к
безопасности, автономно.
В настоящем изобретении наличие системы 10
охлаждения изоляции активной зоны реактора
позволяет надежно поддерживать уровень воды в
реакторе даже в том случае, если произошло
заедание открытия клапана сброса давления. Кроме
того, даже если произошла авария с потерей
теплоносителя в результате разрыва трубопровода
малого диаметра, поддерживать уровень воды в
реакторе и охлаждение активной зоны можно без
сброса давления в реакторе.
Хотя система 10 охлаждения изоляции активной
зоны реактора и не относится к подсистеме
безопасности, она может быть включена в состав
активных подсистем безопасности, с первой по
четвертую. Но и в этом случае для работы системы
10 охлаждения изоляции активной зоны реактора не
требуется энергия постоянного тока, так что
необходимость в увеличении мощности резервного
дизель-генератора 4 отсутствует. Кроме того,
система 10 охлаждения изоляции активной зоны
реактора может быть использована и в пятой
пассивной подсистеме безопасности. Увеличение
количества систем 10 охлаждения изоляции
активной зоны реактора соответствующим образом
повышает надежность системы аварийного
охлаждения активной зоны реактора.
Четвертый вариант осуществления изобретения
На фиг.4 показана структура системы аварийного
охлаждения активной зоны в соответствии с
четвертым вариантом осуществления настоящего
изобретения. В этом варианте осуществления
изобретения в дополнение к изолирующему
конденсатору 5 в пятую подсистему безопасности
включена пассивная система 8 охлаждения
герметичной оболочки (PCCS). Указанная пассивная
система 8 охлаждения герметичной оболочки имеет
такую же структуру, что и обычная система
ESBWR. Пассивная система 8 охлаждения
герметичной оболочки образована только из
пассивных компонентов безопасности и абсолютно
не требует наличия источника электрической
энергии. Кроме того, пассивная система 8
охлаждения оболочки не требует вообще
охлаждения стороны второго контура с помощью
активного компонента безопасности, такого как
система водяного охлаждения компонентов
реактора.
Таким образом, пассивная система 8 охлаждения
герметичной оболочки может охлаждать защитную
оболочку реактора с исключительно высокой
надежностью даже, если произошло опасное
явление природы, например, сверхмощное
землетрясение или мега-ураган с повреждением
всего оборудования, такого как внешний источник
энергии, аварийный источник энергии и система
водяного охлаждения компонентов реактора. То
есть пассивная система 8 охлаждения герметичной
оболочки проявляет достаточно хорошую гибкость
функции охлаждения защитной оболочки реактора
системы 3 отвода остаточного тепла. Таким
образом, система аварийного охлаждения активной
зоны реактора в рассматриваемом варианте
осуществления изобретения может обеспечить
высокую надежность охлаждения защитной
оболочки реактора даже в том случае, если
произошло опасное природное явление.
Пятый вариант осуществления изобретения
На фиг.5 показана структура системы аварийного
охлаждения активной зоны в соответствии с пятым
вариантом осуществления настоящего изобретения.
В этом варианте осуществления изобретения в
дополнение к изолирующему конденсатору 5 и
пассивной системе 8 охлаждения герметичной
оболочки в пятую подсистему безопасности,
включающую пассивную аварийную систему
охлаждения активной зоны, включена
гравитационная система 9 охлаждения (GDCS).

10. 29912
10
Гравитационная система 9 охлаждения имеет
такую же структуру, что и традиционная система
ESBWR. Гравитационная система 9 охлаждения для
её функционирования вообще не требует
вспомогательного оборудования, такого как
источник электрической энергии и система водяного
охлаждения компонентов реактора. Поэтому, даже в
случае обесточивания ядерной установки в течение
продолжительного периода времени вследствие
опасного природного явления, такого как
мощнейшее землетрясение или мега-ураган, и,
кроме того, если изолирующий конденсатор 5 по
некоторым причинам стал неспособным
функционировать, что привело к аварийной
ситуации с повреждением активной зоны, всё же
можно сделать так, чтобы охлаждающая вода в
гравитационной системе 9 охлаждения стекала в
нижнюю часть защитной оболочки реактора. В
результате обломки разрушенной активной зоны
могут быть затоплены и охлаждены.
В процессе охлаждения обломков разрушенной
активной зоны генерируется водяной пар в
количестве, соответствующем остаточному
тепловыделению, и этот пар поступает в пассивную
систему 8 охлаждения оболочки за счет
собственного давления. После этого пар
охлаждается и конденсируется, и затем конденсат за
счет гравитации стекает в бассейн с охлаждающей
водой гравитационной системы 9 охлаждения (не
показан). Таким образом, сконденсированная вода
может быть вновь использована для охлаждения
обломков разрушенной активной зоны в качестве
охлаждающей воды гравитационной системы 9
охлаждения. Реактор BWR, оборудованный
системой аварийного охлаждения активной зоны в
соответствии с изобретением, имеющей описанную
выше структуру, может охлаждать защитную
оболочку реактора и сохранять её герметичность с
большей надежностью даже в том случае, если
произошла авария реактора с повреждением
активной зоны в результате опасного природного
явления, и может в значительной степени
уменьшить опасность, происходящую от природных
явлений, по сравнению с реактором BWR обычного
типа. Придание функции пассивного охлаждения
защитной оболочки реактора, что достигается с
помощью пассивной системы охлаждения оболочки
и гравитационной системы 9 охлаждения,
уменьшает опасность, исходящую от природного
явления, по существу до нуля.
Шестой вариант осуществления изобретения
На фиг.6 показана структура системы аварийного
охлаждения активной зоны в соответствии с шестым
вариантом осуществления настоящего изобретения.
В соответствии с фиг.6 четвертая подсистема
безопасности содержит систему 11 затопления
активной зоны реактора с уравненным давлением
(EPLF), функционирующую с приводом от
источника электрической энергии постоянного тока,
и источник 12 электрической энергии постоянного
тока. Система 11 затопления активной зоны
реактора с уравненным давлением выполняет ту же
функцию охлаждения активной зоны, что и система
2 охлаждения активной зоны низкого давления в
условиях уравненного давления, когда давление в
реакторе почти равно давлению внутри защитной
оболочки реактора. В результате количество систем
3 отвода остаточного тепловыделения уменьшается
до трех. Однако во время аварии защитная оболочка
реактора может быть охлаждена с помощью
пассивной системы 8 охлаждения оболочки. То есть,
обеспечиваются четыре системы в качестве средств
охлаждения защитной оболочки реактора, и таким
образом удовлетворяется критерий N+2 .
В соответствии с настоящим изобретением даже
структура, включающая три активных подсистемы,
которые являются активными подсистемами, с
первой по третью, причем каждая подсистема
содержит систему 2 охлаждения активной зоны
низкого давления и систему 3 отвода остаточного
тепловыделения и удовлетворяет только критерию
N+1, может удовлетворять критерию N+2 при
добавлении четвертой активной подсистемы,
включающей систему 11 затопления активной зоны
реактора с уравненным давлением и источник 12
электрической энергии постоянного тока. Например,
время работы источника 12 электрической энергии
постоянного тока установлено до 24 часов, и во
время работы предполагается возобновление работы
резервного дизель-генератора 4 другой активной
системы безопасности и восстановление подвода
электрической энергии от внешнего источника.
Другие варианты осуществления изобретения
Описанные выше варианты осуществления
изобретения являются лишь иллюстративными, и
настоящее изобретение ими не ограничивается.
Например, хотя в рассмотренных выше
вариантах осуществления изобретения количество N
активных систем безопасности, необходимых при
возникновении проектной аварии, установлено до
двух, а количество активных подсистем
безопасности установлено до четырех, количество
активных подсистем безопасности может быть
равным N+2 или, как правило, больше. Кроме того,
количество пассивных подсистем безопасности
может быть равным 1 или больше.
Пояснения обозначений
1 - система охлаждения активной зоны высокого
давления (HPCF)
2 - система охлаждения активной зоны низкого
давления (LPCF)
3 - система отвода остаточного тепла (RHR)
4 - резервный дизель-генератор (EDG)
5 - изолирующий конденсатор (IC)
6 - газотурбинный генератор (GTG)
7 - переключающее устройство
8 - пассивная система охлаждения оболочки
реактора (PCCS)
9 - гравитационная система охлаждения (GDCS)
10 - система охлаждения изоляции активной
зоны реактора (RCIC)
11 - система затопления активной зоны реактора
с уравненным давлением (EPLF)
12 - источник электрической энергии
постоянного тока

11. 29912
11
24 - система охлаждения мокрой стенки/сухой
стенки (WDCS)
25 - система впрыска теплоносителя высокого
давления в активную зону реактора (HPCI)
26 - система впрыска теплоносителя низкого
давления в активную зону реактора (LPCI)
31 - вспомогательная система питательной воды
(AFS)
32 - спринклерная система охлаждения активной
зоны реактора низкого давления (LPCS)
ФОРМУЛА ИЗОБРЕТЕНИЯ
1. Система аварийного охлаждения активной
зоны ядерной установки с кипящим реактором,
содержащая
четыре или большее количество активных
подсистем безопасности, каждая из которых
включает в себя активную систему безопасности с
приводом от электродвигателя; и
одну или большее количество пассивных
подсистем безопасности, включающих в себя
пассивную систему безопасности, которая не
требует привода от электродвигателя,
при этом количество активных подсистем
безопасности на две или более превышает их
количество, необходимое при возникновении
проектной аварии,
в состав каждой активной подсистемы
безопасности входит только одна система,
состоящая из активной системы, приводимой в
действие электродвигателем, и резервного
источника электрической энергии для подвода
электрической энергии к указанной активной
системе безопасности, приводимой в действие
электродвигателем,
при этом, если предполагается, что произошла
авария во время проведения оперативного
технического обслуживания одной активной
системы безопасности, пассивная система
безопасности имеет возможность охлаждения
активной зоны в течение периода времени,
необходимого для восстановления
работоспособности активной системы безопасности,
находящейся на оперативном техническом
обслуживании, без добавления охлаждающей воды
от внешнего источника.
2. Система по п.1, в которой
количество активных подсистем безопасности
равно четырем,
количество пассивных подсистем безопасности
равно одной,
при этом каждая активная подсистема
безопасности содержит систему охлаждения
активной зоны низкого давления, применяемую
также в качестве системы отвода остаточного тепла,
в качестве только одной системы из активной
системы безопасности с приводом от
электродвигателя,
система охлаждения активной зоны низкого
давления содержит, по меньшей мере, 100% объема
впрыска, необходимого для охлаждения активной
зоны при возникновении, по меньшей мере,
проектной аварии в режиме работы реактора при
низком давлении,
система отвода остаточного тепла имеет по
меньшей мере 50% способности отвода теплоты,
необходимой для охлаждения активной зоны и
защитной оболочки реактора при возникновении
проектной аварии, а
пассивная подсистема безопасности содержит,
по меньшей мере, изолирующий конденсатор.
3. Система по любому из п.п.1 или 2, в которой
каждая активная подсистема безопасности содержит
резервный дизель-генератор в качестве резервного
источника электрической энергии.
4. Система по любому из п.п.1 или 2, в которой
каждая активная подсистема безопасности содержит
резервный источник электрической энергии, а
система аварийного охлаждения активной зоны
содержит, по меньшей мере, один вспомогательный
источник электрической энергии для избирательной
подачи электрической энергии к любой одной из
активных подсистем безопасности.
5. Система по п.4, в которой вспомогательный
источник электрической энергии представляет
собой газотурбинный генератор.
6. Система по любому из п.п.1 или 2,
содержащая, в качестве системы вспомогательной
питательной воды, одну или большее количество
систем охлаждения изоляции активной зоны
реактора, приводимых в действие с помощью
основного водяного пара, подаваемого из реактора.
7. Система по любому из п.п.1 или 2, в которой
пассивная подсистема безопасности включает в себя
пассивную систему охлаждения защитной оболочки
реактора.
8. Система по п.7, в которой пассивная
подсистема безопасности включает в себя систему
гравитационного охлаждения.
9. Система по п.7, в которой, по меньшей мере,
одна из активных подсистем безопасности содержит
источник электрической энергий постоянного тока и
систему затопления активной зоны реактора с
уравненным давлением, приводимую в действие
указанным источником электрической энергии
постоянного тока.
10. Ядерная установка с кипящим реактором,
оборудованная аварийной системой охлаждения
активной зоны, содержащей:
четыре или большее количество активных
подсистем безопасности, каждая из которых
включает в себя активную систему безопасности с
приводом от электродвигателя;
и одну или большее количество пассивных
подсистем безопасности, включающих в себя
пассивную систему безопасности, которая не
требует привода от электродвигателя,
при этом количество активных подсистем
безопасности на две или более превышает
количество, необходимое при возникновении
проектной аварии,
в состав каждой активной подсистемы
безопасности входит только одна система,
состоящая из активной системы, приводимой в
действие электродвигателем, и резервного