Проектные пределы

1. Эксплуатационный предел повреждения твэлов

- за счет образования микротрещин с дефектом типа газовой неплотности оболочки не должен превышать 0,2 % (101 шт.) твэлов

- и 0.02% (10 шт.) твэлов при прямом контакте ядерного топлива с теплоносителем.

2. Предел безопасной эксплуатации по количеству и характеру дефектов твэлов составляет

- 1% (508 шт.) твэлов с дефектами типа газовой неплотности

- и 0.1% (50 шт.) твэлов, для которых имеет место прямой контакт теплоносителя и ядерного топлива.

3. Максимальный проектный предел повреждения твэлов соответствует непревышению любого из следующих предельных параметров:

- температура оболочек твэлов – 1200 С;

- локальная глубина окисления оболочек твэлов – 18% от предельной толщины оболочки;

- доля прореагировавшего циркония – 1% от его массы в оболочках твэлов.

3 Общие рекомендации оперативному персоналу по управлению зпа

3.1 Цели и стратегия при управлении зпа

Управление ЗПА формирует один из уровней защиты физических барьеров на пути распространения радиоактивных материалов и содержит действия, направленные на предотвращение перехода любых проектных аварий в ЗПА и на ослабление последствий ЗПА. Для этих действий используются любые имеющиеся в работоспособном состоянии технические средства, предназначенные для нормальной эксплуатации и для обеспечения безопасности при проектных авариях.

Рассматриваются, в основном, предотвращающие меры по управлению ЗПА, целью которых является изменение хода аварии или прекращение ее развития и предотвращение тяжелого повреждения или расплавления а. з. реактора.

На этом уровне тяжести ЗПА основные цели безопасности следующие:

1) обеспечение подкритичности реактора (быстрая остановка и поддержание а.з. реактора в подкритичном состоянии);

2) обеспечение надежного теплоотвода от а.з. реактора в процессе аварии, а также после стабилизации параметров в послеаварийном состоянии;

3) обеспечение теплоотвода от первого ко второму контуру;

4) защита системы охлаждения реактора от превышения давления, гидроударов, термических нагрузок (обеспечение целостности системы первого контура);

5) обеспечение локализации последствий аварии за счет герметизации ГО РО для сведения к минимуму радиологических последствий;

6) обеспечение необходимого запаса воды с достаточной концентрацией растворенного поглотителя в первом контуре.

В любой аварии следует стремиться к достижению приведенных целей безопасности, используя все доступные на АЭС средства (системы нормальной эксплуатации, восстановление отказавших СБ и т.д.). В случае невозможности достижения указанных целей следует стремиться к тому, чтобы процесс разрушения а. з. и корпуса реактора произошел как можно позже и при возможно более низких параметрах в первом контуре с целью предотвращения быстрого повреждения следующего защитного барьера - ГО РО.

Если не удалось обеспечить охлаждение а. з. реактора и произошло ее повреждение, то необходимо принять меры по охлаждению расплава или обломков а. з. в корпусе реактора и задержать момент проплавления корпуса реактора. Кроме того, необходимо принять меры по снижению давления в корпусе реактора.

Для выполнения указанных целей необходимо использовать все имеющиеся средства для снижения давления в первом контуре и подачи в контур раствора бора. При этом необходимо принять меры для снижения последствий (паровой взрыв, тепловые и гидравлические удары и т.д.) возможного восстановления подачи воды в реактор.

В случае проплавления корпуса реактора и выхода расплава в ГО, необходимо принять меры по сохранению герметичности ГО, удержанию и связыванию радиоактивных продуктов.