Белозеров В.И., Жук М.М., Кузина Ю.А., Терновых М.Ю. Физика и эксплуатационные режимы реактора ВВЭР-1000

следует указать на неправильные показания уровнемера компенсатора объёма, отказы клапана впрыска компенсатора объёма.

Большой объём экспериментальных и расчётных исследований, выполненных к настоящему времени, позволил установить основные этапы развития аварийного процесса.

Сначала произошло снижение уровня теплоносителя в реакторе в результате кипения в зоне и утечки через открытый клапан, затем обнажение зоны и её разогрев до состояния сильного повреждения. Через 3 ч уровень воды находился в интервале 0,5–1 м выше нижней границы активной зоны. Происходило разрушение твэлов, поскольку температура твэлов превысила 2150 °С, при которой следует ожидать растворение UO2 жидким циркалоем и стекания этой массы вниз. Эта масса затвердела в районе, где находился уровень воды в зоне. В этот период происходило быстрое окисление циркалоевых оболочек твэлов и образование водорода.

Далее имело место включение ГЦН. Менее чем за 15 с в реактор поступило 28 м3 воды; в результате зона могла бы быть затоплена, однако из-за повреждений ТВС расход через её центральную часть был, вероятно, незначительным. Теплоноситель, заполнивший реактор, вызвал бурный рост давления в нём и обусловил термомеханические нагрузки, которые привели к образованию насыпного слоя фрагментов сверху сплавившихся материалов центральной части активной зоны. Происходил разогрев спекшейся массы и насыпного слоя над ней, что привело к образованию расплавленной массы UО2–ZrO2, окружённой коркой застывшего материала. Этот разогрев происходил, несмотря на продолжающуюся подачу теплоносителя в корпус реактора, так как геометрия зоны нарушилась так сильно, что она стала неохлаждаемой.

Расплавленные материалы активной зоны, которые переместились в нижнюю камеру, представляют собой твёрдый раствор UО2– ZrO2. Температура плавления таких керамических смесей составляет примерно 2550 °С. Примечательно, что перемещение расплава в нижнюю камеру, заполненную водой, привело к образованию слоя фрагментов с охлаждаемой геометрией. Взаимодействие расплавленных материалов с водой было причиной образования пара и роста давления в системе.

Результаты проведённого анализа показали, что твэлы нагревались со скоростью 0,25 °С/с до тех пор, пока не началась реакция

211

цирконий-пар, сопровождающаяся значительным выделением тепла. Далее температура активной зоны возрастала со скоростью 1,0 °С/с. В самом горячем месте по оси активной зоны оболочки твэлов окислились снаружи на 1/3 толщины до начала расплавления. В целом по активной зоне это количество окисленного металла могло выделить 130 кг Н2.

Расчётное уменьшение поперечного сечения межканального пространства теплоносителя, s вызванного окислением, было незначительным, и на охлаждаемость зоны наибольшее воздействие оказывало вздутие оболочек твэлов.

Интенсивное вздутие и разрушение оболочек твэлов происходило по всему радиусу активной зоны и сказалось в относительно равномерном увеличении сопротивления потоку воды через зону.

Окисление наружной поверхности оболочки твэлов вызывало охрупчивание оболочк. Окисленные фрагменты циркалоевой оболочки при быстром охлаждении с 570 до 140 °С стали очень хрупкими и разрушились после включения САОЗ. Затем таблетки топлива, также подвергнутые этим воздействиям, вероятно, тоже разрушились.

Таким образом, повреждение зоны носит очень тяжёлый характер, особенно в верхней её части, которая в течение нескольких часов была оголена.

Приведённые данные позволяют сделать следующие очень важные выводы. Значительные разрушения активной зоны с топливом из диоксида урана происходят при её нагреве примерно до 1450 °С, что существенно ниже температуры плавления диоксида урана. Уже при таких температурных условиях происходит диспергирование топлива и из топлива в контур выходят практически 50 % йода, цезия, инертных газов, значительное количество стронция, рутения.

О последствиях аварии. Коллективная доза составила 33 чел Зв. Радиоактивный выброс в атмосферу составил 1,1 1017 Бк. Эта радиоактивность в основном была обусловлена радиоактивностью благородных газов. Поэтому при таком составе выброса наибольший вклад в дозовую нагрузку облучения определялся гаммаизлучением инертных газов. Максимальная индивидуальная доза облучения не превышала 1,0 10-3 Зв. Предусмотренных мер по

212

обеспечению радиационной безопасности оказалось достаточно, чтобы предотвратить опасную утечку радиоактивности.

Авария на энергоблоке № 4 Чернобыльской АЭС [11]. Реак-

тор РБМК тепловой мощностью 3200 МВт оснащён двумя одинаковыми петлями охлаждения; к каждой петле подключено по 840 параллельных вертикальных каналов с ТВС. Петля охлаждения имеет четыре параллельных ГЦН: три работающих, подающих по 7000 т/ч воды, и один резервный.

Система управления и защиты реактора основана на перемещении 211 стержней-поглотителей в специально выделенных каналах, охлаждаемых водой автономного контура.

Важной физической характеристикой с точки зрения управления и безопасности реактора является величина, называемая оперативным запасом реактивности, то есть определённое число погруженных в активную зону стержней СУЗ, находящихся в области высокой дифференциальной эффективности. Она определяется пересчётом на полностью погруженные стержни СУЗ. Запас реактивности для РБМК принят равным 30 стержням ручных регуляторов. При этом скорость ввода отрицательной реактивности при срабатывании АЗ составляет 1 βэф/с, что достаточно для компенсации положительных эффектов реактивности.

Основными конструкционными особенностями реакторов РБМК являются:

-вертикальные каналы с топливом и теплоносителем, допускающие перегрузку топлива при работающем реакторе;

-топливо в виде пучков цилиндрических твэлов из диоксида урана в циркониевых трубах -оболочках:

-графитовый замедлитель между каналами;

-легководный кипящий теплоноситель в контуре многократной принудительной циркуляции с прямой подачей пара в турбину (КМПЦ).

Реакторы Чернобыльской АЭС работают при кипении воды в их каналах (между твэлами). Реакторы имеют положительный паровой эффект реактивности, т.е. их мощность сама увеличивается при увеличении паросодержания между твэлами. Стержни аварийной защиты падают 18 с.

Авария произошла перед остановкой блока на плановый ремонт. Перед остановкой 25 апреля 1986 г. были запланированы испыта-

213

ния турбогенератора в режиме выбега с нагрузкой собственных нужд. Цель этих испытаний – экспериментально проверить возможности использования механической энергии ротора, отключённого по пару турбоагрегата для поддержания производительности механизмов собственных нужд блока в условиях обесточивания.

Когда мощность составляла половину номинальной в соответствии с программой испытаний, в нарушение регламента была отключена система аварийного охлаждения реактора.

Программой было предусмотрено, что испытания будут проводиться на тепловой мощности 700–1000 МВт. Но операторам не удалось удержаться на этом уровне, и она упала до 30–40 МВт.

При работе на этом уровне мощности происходит отравление реактора ксеноном. В этой ситуации регламент требовал остановить реактор примерно на сутки и только потом продолжить эксперимент. Персонал АЭС вместо того, чтобы остановить реактор, решил вернуть его на уровень мощности, необходимый для проведения испытаний. Для этого операторы начали выводить стержни из активной зоны реактора. А так как он был отравлен, персонал нарушил ещё один запрет: реактор должен быть немедленно остановлен, если число эффективных стержней в его зоне меньше пятнадцати. Их оставалось существенно меньше, а уровень мощности реактора при этом не поднялся выше 200 МВт.

Дополнительно к шести ГЦН в соответствии с программой испытаний было подключено ещё два. А так как мощность реактора была существенно ниже запланированной (200 вместо 700–1000 МВт), суммарный расход воды через реактор значительно превысил допустимый предел, при котором обеспечивается нормальная эксплуатация. Эта ошибка персонала привела к уменьшению парообразования, падению давления пара в барабанах-сепараторах, изменению других параметров реактора. Исправить её операторы пытались, поддерживая основные параметры реактора вручную. Но в полной мере этого сделать не удалось. Вновь стали резко меняться параметры соотношения пар-вода, а приборы зафиксировали падение давления пара и уровня воды ниже аварийных пределов. Чтобы не останавливать реактор в этих условиях, персонал заблокировал сигналы АЗ по этим параметрам, то есть снял ещё одну систему обеспечения безопасности.

214

26 апреля в 1 ч 22 мин 30 с запас реактивности составлял всего 6–8 стержней. Это, по-крайней мере, вдвое меньше предельно допустимого запаса, установленного технологическим регламентом безопасной эксплуатации. Реактор находился в необычном, не регламентном состоянии.

В создавшихся условиях допущенные персоналом нарушения привели к существенному снижению эффективности АЗ. Суммарная положительная реактивность, появившаяся в активной зоне, начала расти. Через 3 с мощность превысила 530 МВт, а период разгона стал намного меньше 20 с. Положительный паровой эффект реактивности способствовал ухудшению ситуации.

И только тут персонал забил тревогу. В 1 ч 23 мин 40 с начальник смены дал команду ввести в активную зону все регулирующие стержни и стержни аварийной защиты. Но было уже поздно. Мощность реактора за 1 с возросла в 13 раз. Произошло разуплотнение 1-го контура.

Снижение расхода воды в условиях роста мощности привело к интенсивному парообразованию, а затем к кризису теплоотдачи, разогреву топлива, его разрушению, бурному вскипанию теплоносителя, в который попали частицы разрушенного топлива, резкому повышению давления, разрушению реактора и части здания и выбросу активных продуктов деления во внешнюю среду.

Парообразование и резкое повышение температуры в активной зоне создали условия для возникновения пароциркониевой реакции и других химических экзотермических реакций.

Как показал анализ, авария на энергоблоке № 4 ЧАЭС относится к классу аварий, связанных с вводом избыточной реактивности.

Авария привела к частичному разрушению активной зоны реактора и полному разрушению системы её охлаждения.

Изучение динамики истечения продуктов деления из реактора в первые дни после аварии показало, что изменение температуры топлива с течением времени имело немонотонный характер. Оценка температуры по относительной утечке радионуклидов показала, что эффективная температура оставшегося в реакторном здании топлива составляла после взрыва 1300–1500 °С. В течение последующих нескольких десятков минут температура топлива снизилась в результате отдачи тепла графитовой кладке и конструкциям реактора. Далее температура топлива из-за остаточного тепловыде-

215

ления стала подниматься. В результате возрасла утечка из топлива летучих радионуклидов инертных газов (йода, теллура, цезия). При дальнейшем повышении температуры топлива появилась утечка других, так называемых нелетучих, радионуклидов. Через 10 суток эффективная температура топлива, оставшегося в реакторе, стабилизировалась, а затем стала снижаться.

В табл. 7.16 приведена последовательность нарушений режимов эксплуатации на энергоблоке № 4 ЧАЭС во время аварии.

На первой стадии произошел выброс диспергированного топлива из разрушенного реактора. Состав радионуклидов на этой стадии выброса примерно соответствует их составу в облучённом топливе, но обогащён летучими изотопами йода, теллура, цезия, благородных газов.

На второй стадии мощность выброса уменьшилась из-за предпринятых мер по прекращению горения графита и фильтрации выброса. В этот период состав радионуклидов в выбросе также близок к их составу в топливе. На этой стадии из реактора выносилось мелкодис-пергированное топливо потоком горячего воздуха и продуктами горения графита.

Таблица 7.16

Нарушения режимов эксплуатации на энергоблоке № 4 ЧАЭС

Третья стадия выброса характеризовалась быстрым нарастанием мощности выхода продуктов деления за пределы реакторного блока. В начальной части этой стадии отмечался преимущественный вынос летучих компонентов, в частности йода, а затем состав радионуклидов вновь приближался к составу в облучённом топливе. Это было обусловлено нагревом топлива в активной зоне до температуры 1700 °С из-за остаточного тепловыделения. При этом в результате температурно-зависимой миграции продуктов деления и химических превращений оксида урана происходила утечка продуктов деления из топливной матрицы и их вынос в аэрозольной форме на продуктах сгорания графита.

Суммарный выброс продуктов деления (без радиоактивных благородных газов) составил 1,85 1018 Бк, что соответствует примерно 3,5 % общего количества радионуклидов в реакторе на момент аварии.

Доля активности, вышедшей из реактора, характеризуется следующими оценочными значениями: ксенон и криптон – 100 %, йод-131 – 20 %, цезий – 10 %, стронций – 4 %, плутоний – 3 %.

Доза коллективного внешнего облучения населения, обусловленного радиоактивным загрязнением окружающей среды в результате аварии, составила 105 чел.-Зв.

В целях исключения возможности неконтролируемого разгона реактора при нарушениях технологического регламента необходимо уменьшить до нуля положительный паровой эффект реактивности и соответствующий положительный эффект при обезвоживании активной зоны и увеличить быстродействие аварийной защиты (АЗ). С этой целью оперативный запас реактивности, компенсируемый стержнями СУЗ увеличен до 48 стержней. Время полного ввода стержней уменьшено с 18 до 10 с. Внедрена быстродействующая система АЗ, где скорость ввода стержней АЗ составляет 2 с. Введением дополнительных поглотителей уменьшен положительный паровой эффект реактивности. Дальнейшей мерой является переход на обогащение топлива 2,4 %, позволяющий снизить этот эффект практически до нуля.

Нарушение герметичности оболочек твэлов из-за быстрого увеличения мощности [11]. 27 августа 1988 г. на 5-м энергоблоке АЭС «Козлодуй» (Болгария) в конце топливной кампании проводилось включение ГЦН при работающем реакторе. В нарушение

217

инструкции по эксплуатации перед включением ГЦН мощность реактора не снижалась (была равна 70 % от Nном).

При включении ГЦН локальная мощность сектора активной зоны увеличивалась на 25 % на 15 с. Это вызывает быстрый нагрев таблеток топлива и воздействие на трубки оболочек твэлов. Затем было произведено увеличение мощности реактора до 90 % за 20 мин без трехчасовой выдержки на 80 %.

28 августа 1988 г. по системе радиационного контроля «Сейвал» замечено значительное увеличение газовой и аэрозольной активности воздуха в вентиляционной трубе РО и контролируемых помещениях. Суточные выбросы в трубу увеличились:

-по йоду в 15 раз;

-по бета-аэрозолям в 100 раз по РБГ в 10 раз.

Радиохимический анализ теплоносителя показал увеличение

суммарной его радиоактивности с 3,7 10+6 до 1,1 10+8 Бк/дм3, а по сумме изотопов йода с 2,6 10+4 до 6,3 10+7 Бк/дм3.

Специальная группа экспертов установила, что указанные два последовательные отступления от технологического регламента эксплуатации РУ создали непроектное механическое растягивающее воздействие топливного столба на оболочки твэлов, которое вызвало образование микротрещин в оболочках. По оценке экспертов произошла разгерметизация 40–90 твэлов. По техническому решению РУ была оставлена в работе до конца кампании при следующих дополнительных условиях:

-допустимая скорость подъема мощности реактора уменьшена в 6 раз (не более 10 % в час);

-строгое выполнение всех требований регламента;

-непрерывный радиохимический контроль за выходом осколков деления в теплоноситель.

218

8. ЭКСПЛУАТАЦИОННЫЕ ВОПРОСЫ ПО ФИЗИКЕ РЕАКТОРА

8.1. Основные характеристики реактора ВВЭР-1000

Основные характеристики реактора ВВЭР-1000, его парогенератора и реакторных материалов приведены в табл. 8.1– 8.5.

Примечание. Поверхность теплообмена в ПГ по 1-му контуру считается по внутренним размерам теплообменных трубок, по 2-му контуру – внешним.

Таблица 8.3

Основные характеристики деления топливных материалов