Крючков В.П. Физика реакторов для персонала АЭС с ВВЭР и РБМК
.pdfВедется контроль:
за нейтронным потоком – по АКНП;
за концентрацией борной кислоты в теплоносителе – по боромерам и лабораторным методом;
за температурой в зоне – по СВРК.
Вывод реактора на МКУ производится в следующем порядке:
последовательно, в групповом режиме, извлекаются из зоны ОР СУЗ. Извлечение производится с рабочей скоростью, шагами (ВВЭР-440 – 25 см, ВВЭР-1000 – 35 см), с выдержкой 60 сек.;
положение рабочей группы фиксируется на уровне ~140 см от низа зоны на ВВЭР-1000, ~ 100 см – на ВВЭР-440;
далее производится снижение концентрации борной кислоты водообменом в 1-ом контуре, с расходом «чистого» конденсата ~ 50 т/час;
при достижении пускового интервала концентрации водообмен прекращается, выравнивается концентрация борной кислоты в первом контуре и системе подпитки. Объем системы подпитки составляет около 10% от объема первого контура. Пропорционально падает концентрация борной кислоты после перемешивания;
продолжается водообмен с выводом борной кислоты из I-го контура. Расход подпитки «чистым» конденсатом при этом уменьшается до 10
т/час (ВВЭР-1000), 6 т/час(ВВЭР-440);
выход на МКУ фиксируется по устойчивым показаниям АКНП: нейтронной мощности на уровне 10-7 ÷ 10-6 N и периоду ~ 60 сек;
по достижению МКУ водообмен прекращается, выравнивается
концентрация борной кислоты, фиксируется состояние активной зоны на уровне мощности ~ 10-3 ÷ 10-2 Nном.;
проверяется сцепление приводов СУЗ подъем ОР в индивидуальном режиме, с контролем за показаниями АКНП. На ВВЭР-1000 в связи с малой эффективностью ОР допускается проводить проверку на мощности, с уровнем не выше 40 %Nном.;
на ВВЭР-440 (В-213) поднимается мощность регулирующей группой до Nтax ~ 1% Nном. ис регламентной скоростью первый контур
о
разогревается до температуры ≥ 260 С;
при пуске после перегрузки выполняются физэксперименты по измерению:
-дифференциального температурного коэффициента реактивности;
-дифференциальной и интегральной эффективности регулирующей группы;
-эффективности борной кислоты;
-эффективности АЗ без одного, наиболее эффективного по расчетам, ОР.
Подъем мощности реактора осуществляется с регламентированной скоростью с помощью регулирующей группы ОР СУЗ, управляемой в ручном режиме. По мере проявления отрицательных эффектов реактивности – мощностного и отравления ксеноном, производится перекомпенсация регулирующей группы борным регулированием с малым расходом с тем, чтобы положение группы не выходило за пределы допустимого высотного интервала.
Баланс мощности между реактором и II контуром (генерацией и отбором) поддерживается автоматически, по параметру давления острого пара во 2 контуре: в начале подъема мощности до (~ 10% Nном, на ВВЭР-440, ~40% на ВВЭР-1000)
111
регулятором, воздействующем на БРУ-К; затем, после включения ТГ в сеть, регулятором турбины.
На ВВЭР-440 допускается подъем мощности нагрузкой турбогенератора в ручном режиме. Автоматический баланс мощности в этом случае обеспечивает АРМ, включенный
врежим «Т», который автоматически нагружает реактор в соответствии с нагрузкой турбины, отслеживая давление пара во втором контуре.
На протяжении всего подъема мощности ведется контроль за ее уровнем по АКНП и СВРК, периодом разгона, коэффициентами неравномерности энерговыделения. При мощности реактора ~ 10% Nном. делают первую тарировку АКНП по показаниям СВРК, и
вдальнейшем контролируется баланс нейтронной и тепловой мощности. При появлении разбаланса вследствие изменения концентрации борной кислоты или положения регулирующей группы тарировка выполняется заново.
При достижении номинальной мощности регулирующую группу борной перекомпенсацией фиксируют в оптимальном положении, в очередной раз проверяется баланс тепловой и нейтронной мощности, АРМ включается в работу в режиме «N». Фиксируется распределение энерговыделения в зоне. В течение первых суток после пуска необходим повышенный контроль за зоной, поскольку будет идти процесс отравления ксеноном, что потребует периодической перекомпенсации регулирующей группы.
Вопросы к разделу: Управление и контроль за активной зоной при выводе реактора на мощность
1.Какие этапы можно выделить при выводе реактора на мощность?
2.При каких параметрах и почему реактор выводится на МКУ мощности?
3.При каких условиях выход на МКУ следует считать требующим наибольшего внимания?
4.Как и почему изменяется расход «чистого» конденсата при выводе реактора на МКУ?
5.Какие физэксперименты выполняются после перегрузки?
12.2. Управление и контроль за активной зоной при работе на мощности
Реакторы ВВЭР, как и другие энергетические реакторы, эксплуатируются в режиме поддержания постоянной тепловой мощности. Как правило, уровень этой мощности
– максимально-допустимый, номинальный. Мощность реактора на заданном уровне поддерживает АРМ, включенный в режим «N», режим «Т» при этом отслеживает колебания давления во 2-ом контуре, записав для себя, в качестве исходного, давление после включения режима «N». Баланс мощностей I и II контуров поддерживает регулятор турбины, включенный в режим поддержания давления перед регулирующими клапанами.
Контроль за активной зоной ведется по показаниям СВРК. Коэффициенты неравномерности энерговыделения зоны плавно уменьшаются до конца борного регулирования.
Работа активной зоны в этом режиме достаточно устойчива и не требует каких-либо оперативных вмешательств за исключением:
корректировки положения регулирующей группы, которая извлекается АРМом по мере выгорания активной зоны. Корректировка может быть произведена подачей «чистого» конденсата с малым расходом и АРМ автоматически опустит группу в зону, поддерживая мощность;
корректировки показаний АКНП, которые отклоняются от истинных значений тепловой мощности по мере уменьшения концентрации борной
кислоты в теплоносителе и изменении распределения энерговыделения в зоне в результате выгорания.
Плановые изменения нагрузки выполняются в режиме ручного регулирования мощности реактора или турбины.
112
Впервом случае АРМ отключается, и, с помощью управления в ручном режиме регулирующей группой, производится снижение или увеличение мощности реактора. Регулятор турбины, отслеживая давление перед клапанами, соответственно прикрывает или открывает их, изменяя нагрузку турбины и поддерживая, таким образом, баланс мощностей I и II контуров.
Во втором случае, в режиме ручного управления регулирующими клапанами, изменяется нагрузка турбины. АРМ переключается в режим «Т», и, отслеживая давление во II-ом контуре, поддерживает баланс мощностей генерации и отбора. При снижении
нагрузки турбиной, переход АРМ из режима «N» в режим «Т» может быть автоматический, по фактору подъема давления на 1,5 кг/см2 выше записанной уставки.
Изменение мощности ведется со скоростью, не превышающей регламентированную, при этом, чем меньше скорость, тем меньше возмущения, связанные
снестационарным отравлением Хе, включая возможные ксенонные колебания на ВВЭР1000.
Вслучае необходимости экстренной разгрузки, она выполняется в том же порядке, что и плановая, но с максимальной скоростью – непрерывным воздействием на регулирующий орган. Основная задача оперативного управления в переходном процессе заключается в контроле за работой блочных регуляторов по поддержанию баланса мощностей и, затем, стабилизации параметров на допустимом уровне мощности.
При разгрузке вследствие действий автоматики в соответствии с табл.10.4 основной задачей является восстановление баланса мощности на допустимом уровне и дальнейшая стабилизация параметров.
Вопрос к разделу: Управление и контроль за активной зоной при работе на мощности
1. Каким образом поддерживается баланс мощностей I и II контуров в стационарном и переходных режимах?
12.3. Управление и контроль за активной зоной при плановом останове
При плановом останове разгрузка блока ведется в описанном выше режиме управления мощностью до ~ 30-40% Nном. на ВВЭР-1000 и ~ 10% на ВВЭР-440. При указанных мощностях турбогенераторы отключаются от сети, после чего управление мощностью реактора, если оно осуществлялось от АРМ, переводится в ручное, мощность реактора стабилизируется, а турбина разгружает и отключается от сети. В процессе разгрузки турбины в работу включается БРУ-К, которая поддерживает баланс мощностей.
После отключения турбины реактор, ручным управлением СУЗ разгружается до МКУ, давление и температура стабилизируются около номинальных значений. Борным регулированием реактор переводится в подкритику. Концентрация борной кислоты увеличивается до значений, соответствующих технологическому назначению останова (см. раздел «Регулирование»), после чего ОР СУЗ опускаются в зону.
Собственно на этом заканчивается подготовка активной зоны к технологическим операциям останова. В дальнейшем осуществляется контроль за состоянием зоны по АКНП и СВРК.
12.4. Вывод борной кислоты с помощью ионообменных фильтров
При малых концентрациях борной кислоты эффективность водообмена падает, что приводит к значительному увеличению дебалансных вод. Поэтому при концентрациях борной кислоты менее 0,5 г/кг гораздо эффективнее выводить борную кислоту, осаждая ее анионы на анионитовых фильтрах спецводоочистки, предварительно их отрегенерировав.
Математическое описание процесса вывода борной кислоты на ионообменных фильтрах идентично описанию вывода с помощью водообмена. Предполагая, что после
113
фильтров концентрация равна нулю, получаем:
|
q |
t |
|
c(t) cоe m , |
(12.4.1) |
||
где: cо - концентрация борной кислоты в момент подключения |
фильтров; |
||
q – расход теплоносителя на СВО. |
|
||
Принимая cо = 0,5 г/кг, q = 20 т/час, m = 300 т, можно рассчитать максимальную
скорость ввода положительной реактивности в данном процессе для ВВЭР-1000 (см. раздел «Борное регулирование»):
d dc 2,0 10 5%/сек dt dt c
Вопрос к разделу: Вывод борной кислоты с помощью ионообменных фильтров
1. В каких случаях прибегают к выводу борной кислоты с помощью СВО?
12.5. Обеспечение подкритики активной зоны на остановленном реактора
На реакторах ВВЭР не используются искусственные источники нейтронов для инициирования цепной реакции. При первом пуске, на свежей активной зоне, в качестве первичных нейтронов являются нейтроны космического излучения и появляющиеся в результате спонтанного распада урана. В последующих загрузках дополнительным источником нейтронов являются изотопы деления урана и плутония.
Отсутствие калиброванного источника делает невозможным прямое измерение подкритики на остановленном реакторе по нейтронному потоку. В отсутствии замеров безопасность обеспечивается самым консервативным подходом в расчете концентрации борной кислоты, при которой достигается заданный уровень подкритики (см. раздел «Регулирование»). Наиболее весомым из указанных консервативных предположений является условное извлечение из зоны всех ОР СУЗ.
Вопрос к разделу: Обеспечение подкритики активной зоны на остановленном реактора
1. В чем особая важность контроля за концентрацией борной кислоты на остановленном реакторе?
12.6. Влияние Хе и Sm на регулирование при переходных процессах
При изменениях нагрузки компенсация реактивности, связанная с отравлением и разотравлением ксеноном и самарием, как говорилось выше, выполняется борным регулированием.
Изменения концентрации самария для оперативного регулирования проходит незаметно, поскольку длительность процесса измеряется сутками, а эффекты реактивности, связанные с нестационарным отравлением невелики – не превышают 0,7%.
Вотличие от самария изменение концентрации ксенона оказывает заметное влияние на динамику регулирования, поскольку ксеноновые переходные процессы скоротечны - их длительность измеряется часами, и влияние ксенона на реактивность гораздо более значительно.
Вреальных режимах подъема мощности скорость введения отрицательной реактивности, связанной с выходом на стационарный уровень отравления ксеноном, не превышает 0,2%/час, что оперативно компенсируется выводом борной кислоты. Нестационарное разотравление при переходе со стационарного уровня мощности на более
114
высокий практически не проявляется, поскольку скорость подъема мощности ограничена и реактивностный эквивалент разотравления невелик.
При резкой, глубокой, до 30% Nном. и ниже, разгрузке средняя скорость введения отрицательной реактивности, связанной с «иодной ямой», составляет 0,3-0,5%/час; глубина «ямы» может достигать 3-4%.
Очевидно, что в конце работы загрузки, когда оперативный запас реактивности, который может быть использован для компенсации «ямы» отсутствует, удержать реактор в критическом состоянии, после снижения мощности, возможно лишь в случае немедленного восстановления нагрузки. Если технологически это невозможно, потребуется выдержка реактора в подкритическом состоянии в течение ~ 20 часов, времени требуемом для распада ксенона до уровня стационарного отравления.
При плановых разгрузках уменьшить глубину «иодной ямы» можно снижением скорости разгрузки.
При необходимости может быть выполнен оптимизационный расчет режима разгрузки, но в практической эксплуатации они как правило не требуются, поскольку плановые глубокие разгрузки в абсолютном большинстве связаны с остановом реактора на время более 20 часов.
Вопросы к разделу: Влияние Хе и Sm на регулирование при переходных процессах
1.Какие режимы изменения нагрузки наиболее чувствительны с точки зрения оперативного управления мощностью?
2.Как при необходимости смягчить влияние «иодной» ямы в случае снижения нагрузки?
12.7. Подавление ксеноновых колебаний
Необходимость подавления ксеноновых колебаний связана с тем, что они увеличивают неравномерность энерговыделения, в частности приводят к увеличению Kv , что в свою очередь может привести к необходимости разгрузки реактора.
Контроль за наличием и амплитудой колебаний осуществляется по величине оффсета. Величина оффсета фактически является разницей относительных энерговыделений нижней и верхней частей зоны. В начале работы загрузки, в стационарном режиме эта разница, т.е. оффсет, может достигать 10%. Это связано с более низкой температурой в нижней части зоны, а также наличием поглотителей в ее верхней части. В процессе работы загрузки эта величина уменьшается в результате более интенсивного выгорания низа активной зоны.
Выход оффсета из интервала 0-10% и изменение его во времени в течение часов говорит и наличии колебаний.
Основной принцип алгоритмов подавления колебаний – это воздействие против увеличивающегося в данный момент отклонения. На ВВЭР-1000 воздействие осуществляется рабочей группой и 5-ой, состоящей из 4 ОР, один из которых - центральный. В отдельных случаях применяют и другие группы ОР.
Действия в случае отрицательного оффсета и его роста по абсолютной величине, т.е. смещении максимума энерговыделения в верхнюю часть зоны очевидны – следует
погрузить в зону группу ОР на 50-60% и затем извлекать ее по мере |
перемещения вниз |
максимума энерговыделения. При положительном офсете и его |
росте действия |
противоположны - регулирующая группа ОР СУЗ извлекается до верхнего предела. Если указанное действие недостаточно эффективно – опускается до нижнего упора центральный ОР СУЗ. Внизу, в зоне максимального нейтронного потока его эффективность оказывается больше, чем в верхней части, и этот факт действует ослабляюще на рост оффсета, вызывая затухание колебаний. При необходимости могут быть использованы и другие ОР 5-ой группы.
115
Вопрос к разделу: Подавление ксеноновых колебаний
1. Какой основной принцип закладывается в алгоритмах подавления колебаний?
13. Вопросы безопасности
13.1. Ядерные инциденты
Опыт эксплуатации показал, что реакторы типа ВВЭР являются одними из самых безопасных, но ядерные риски, связанные с их эксплуатацией нельзя считать нулевыми. Оценка вероятности выходящего за проектные рамки тяжелого повреждения зоны дает величину 10-4-10-5 1/реак.год, в зависимости от типа проекта, года ввода и степени модернизации блока.
Все ядерные инциденты, которые могут привести к серьезным запроектным радиационным последствиям, по исходной причине можно разделить на три вида:
создание локальной критической массы;
потеря управления цепной реакцией;
нарушения в теплоотводе от активной зоны.
Впроектах ВВЭР предусмотрены технические и организационные мероприятия, которые направлены на минимизацию риска реализации указанных событий. Понимание риска является частью этих мероприятий. Ниже рассматриваются заложенные в проект основные технические принципы, направленные на исключение указанных событий и наиболее уязвимые их места.
13.2.Локальная критическая масса
Чтобы полнее понять проблему оценим критический радиус однородной решетки из свежих ТВС ВВЭР-1000, обогащения 4,4%, залитых чистой водой при температуре 20ºC. Оценка легко выполняется из равенства геометрического и материального параметров. k решетки может быть использовано расчетное, из программы ТВС-М:
æ |
2 |
= B |
2 |
; |
k |
1 |
|
2 |
|
2,405 |
2 |
|||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
(13.2.1) |
|||
|
|
M 2 |
|
|
||||||||||
|
|
|
|
|
H |
|
R |
|
||||||
Из приведенного соотношения легко видеть, что уже 3-4 ТВС, при заливе «холодной» водой без борной кислоты достигнут критичности со всеми вытекающими последствиями. Аналогичная оценка для ВВЭР-440 показывает, что локальную критмассу образуют ~7 ТВС обогащения 4,4%.
Для исключения возможности возникновения самопроизвольной цепной реакции на этапах транспортировки ТВС все транспортно-технологические приспособления сконструированы таким образом, чтобы жестко зафиксировать ТВС с шагом, гарантирующим k ≤ 0,95 при заливе чистой водой при температуре 20ºC. Этому требованию удовлетворяет и конструкция бассейна выдержки. И, безусловно, до установки чехла с ТВС в бассейн перегрузки технологически исключается контакт ТВС с водой.
При перегрузке ТВС устанавливаются в активной зоне вплотную друг к другу. Поскольку
-подкритика на ВВЭР не контролируется;
-на «холодной» чистой воде свежая зона надкритична со всеми опущенными ОР СУЗ на всех ВВЭР, включая реакторы с 73 ОР СУЗ
116
единственным барьером, препятствующим образованию критической массы на протяжении всей перегрузки и при разогреве реактора, является обеспечение необходимой концентрации борной кислоты в теплоносителе. Контролю за концентрацией борной кислоты в этот период уделяется приоритетное внимание. Все связи первого контура с «чистым» конденсатом на период перегрузки, до момента выхода на МКУ, отключаются с организацией контроля за положением отключающей арматуры. Одной из наиболее неблагоприятных технологических операций в этом плане является заполнение по II контуру разуплотненных парогенераторов. В случае необходимости она проводится при усиленном контроле для исключения перелива воды II контура в I контур.
Борное регулирование с уменьшением концентрации борной кислоты ведется только с включенными главными циркуляционными насосами, чтобы исключить неперемешанное струйное введение в зону чистого конденсата.
При всей очевидности проблемы и принимаемых технико-организационных мероприятий в практике эксплуатации имели место случаи ошибочных действий персонала, приводящих к попаданию «чистого» конденсата в первый контур на остановленном реакторе, в том числе и через разуплотненный парогенератор. Во всех случаях были своевременно приняты корректирующие меры.
Вопросы к разделу: Локальная критическая масса
1.Какое количество ТВС обогащения 4,4% образует критмассу на «чистой» «холодной» воде?
2.В какой момент эксплуатации существует наибольшая вероятность в результате ошибочных действий создать критмассу?
3.Какие технологические операции опасны с точки зрения возможного попадания «чистого» конденсата в активную зону?
4.Почему контроль за концентрацией борной кислоты на перегрузке имеет первостепенную важность в обеспечении безопасности?
13.3. Потеря управления цепной реакцией
Потеря управления с последующим разгоном реактора приводит к инцидентам с самыми тяжелыми последствиями.
Самопроизвольный разгон критичного реактора ВВЭР исключается внутренней самозащищенностью реактора – отрицательными температурным и мощностным эффектами.
Для исключения потери управления мощностью активной зоны в результате отказов в системе управления или ошибочных действий персонала в проектах ВВЭР предусмотрено действие автоматической защиты (см. табл.13.1).
Таблица 13.1* |
Уставки срабатывания аварийной защиты по уровню мощности и периоду |
|||
увеличения мощности. |
|
|
|
|
|
Мощность N |
Период увеличения |
||
Параметр |
|
мощности в е раз |
||
|
N≥107(110)% |
N≥104(105)% |
Т ≤ 10 |
Т ≤ 20 |
|
Nном. |
Nном. |
сек |
сек |
Тип реактора |
|
|
|
|
ВВЭР - 1000 |
АЗ |
ПЗ -1 |
АЗ |
ПЗ - I |
|
N≥107% Nном. |
N≥104% Nном. |
|
|
ВВЭР-440 |
АЗ - I |
АЗ – III |
АЗ - I |
АЗ - III |
|
N≥110% Nном. |
N≥105% Nном. |
|
|
|
|
|
|
117 |
На практике в эксплуатации ВВЭР не было зафиксировано ни одного случая увеличения мощности при работе на номинальном уровне до срабатывания уставок АЗ (АЗ-1). Единичные случаи аварийного останова по достижению периода аварийных уставок имели место при выводе реактора на МКУ в результате нарушения регламента в части выдержки времени после ввода положительной реактивности.
Потенциально опасным режимом на ВВЭР, в части возможной кратковременной потери управления мощностью, является аварийный режим с быстрым глубоким расхолаживанием I контура, например, в результате разрыва паропровода в неотключаемой от парогенератора части.
В случае возникновения такого режима на ВВЭР-1000 в конце кампании, когда температурный коэффициент реактивности имеет максимальную абсолютную величину, при расхолаживании I контура до ~ 220ºC освобождается ~ 5,5% реактивности, что приблизительно эквивалентно эффективности АЗ с отказом одного ОР. Таким образом, при данной температуре в этом технологическом режиме возможен повторный выход в критическое состояние.
Для ВВЭР-440 с 37 ОР СУЗ этот режим проходит мягче, поскольку эффективность АЗ - 1 более 6%, Температура повторной критичности на данном реакторе менее 100ºC.
При проектной работе систем безопасности нормативный предел повреждения ТВЭЛ при повторной критичности не нарушается. Реактор переводится в подкритику вводом борной кислоты в первый контур. Тем не менее режим опасен развитием в запроектный в случае дополнительных отказов оборудования.
До настоящего времени на ВВЭР-1000 имели место не более 4-5 случаев глубокого, до 220ºC, относительно быстрого расхолаживания первого контура. Все они связаны с не закрытием предохранительных устройств от превышения давления во II-ом контуре, которые срабатывали при сбросе нагрузки турбогенератора. Во всех указанных случаях отказов ОР при срабатывании АЗ не было, а режим расхолаживания длился десятки минут
– времени достаточного для увеличения подкритики введением борной кислоты.
__________________________
* - Уставки приведены для номинального уровня мощности
Вопросы к разделу: Потеря управления цепной реакцией
1.Что такое «внутренняя самозащищенность»?
2.Какие аварийные сигналы, вызывающие срабатывание АЗ, препятствуют разгону реактора ошибочными действиями? Каковы уставки срабатывания ПЗ и АЗ?
3.В каком технологическом режиме возможен выход в «повторную» критику?
13.4. Нарушение теплоотвода от активной зоны
Нарушение теплоотвода с повреждением активной зоны – наиболее вероятная из тяжелых аварий, в соответствии с вероятностными оценками.
Проектом предусмотрены технические меры для исключения повреждения ТВЭЛ выше нормативного для следующих предельных режимов с нарушением теплоотвода:
мгновенное обесточивание ГЦН;
течь первого контура при разрыве* главного циркуляционного трубопровода.
В первом случае надежное охлаждение ТВЭЛ |
обеспечивается аварийным |
остановом реактора одновременно с отключением ГЦН |
и применением инерционных |
ГЦН**, выбег которых обеспечивает расход через активную зону, достаточный для отвода
118
остаточного энерговыделения при сбросе мощности. Отвод мощности после полного останова ГЦН ведется в режиме естественной циркуляции. Повреждения ТВЭЛ в этом режиме не превышает эксплуатационных пределов, т.е. данный режим не является аварией.
Во втором случае, даже при проектной работе систем безопасности, обеспечивающих аварийный останов реактора и залив зоны водой, возможны повреждения ТВЭЛ до максимального нормативного. Но конструктивно ТВС повреждена не будет, что обеспечит возможность беспроблемной разборки активной зоны.
Фактором, провоцирующим возможность перерастания аварийного инцидента в тяжелую аварию с повреждением активной зоны, является наличие в зоне значительного остаточного энерговыделения после останова реактора. Оно связано с нестабильностью многих продуктов деления, которые распадаясь, выделяют энергию. В течение первых часов после останова мощность остаточного энерговыделения составляет ~ 1% Nном., т.е. ~ 30 Мвт для ВВЭР-1000 и ~ 14 Мвт для ВВЭР 440.
Эта мощность должна быть отведена, в противном случае в течение 2-3 часов происходит выпаривание зоны и разогрев топлива и конструкционных материалов до температуры плавления и далее, через 7-8 часов, расплавленная масса, так называемый кориум, проплавит корпус реактора со всеми вытекающими последствиями. Проекты энергоблоков с ВВЭР, следующие за В-320, предусматривают на этот случай специальную ловушку, устраиваемую под реактором.
В истории эксплуатации реакторов типа ВВЭР имели место аварии с нарушением теплоотвода и непроектным развитием событий. Рассмотрим, наиболее показательные с технологической точки зрения, три из них.
Авария на американской АЭС «Три Майл Айленд-2».
Авария на АЭС «Три Майл Айленд-2» является самой тяжелой из аварий имевших место на реакторах с водой под давлением.
______________________________
*- В первом проекте ВВЭР-440 (НВАЭС бл.3,4; КолАЭС бл.1,2) – рассматривались течи при разрыве трубопроводов меньшего диаметра.
**- В первых проектах ВВЭР-440 применены безинерционные герметичные ГЦН. Их выбег при обесточивании блока обеспечивают генераторы собственного расхода, работающие на выбеге турбины.
Энергетический блок, на котором произошла авария, был введен в эксплуатацию в 1978 году. По своим параметрам он очень близок к блоку с ВВЭР-1000.
Номинальная мощность реактора составляла 2858 Мвт, при электрической мощности блока 956 Мвт. Циркуляция теплоносителя в первом контуре обеспечивалась 4- мя ГЦН. Отвод теплоносителя от первого контура осуществлялся двумя вертикальными парогенераторами. К одной из «горячих» ниток трубопроводов первого контура был подключен компенсатор давления.
Активная зона реактора собиралась из 177 ТВС, каждая из которых содержала 208 ТВЭЛ с наружным диаметром 10,9 мм. В качестве топлива использовалась двуокись урана в таблетках c диаметром 9,4 мм и максимальным обогащением 2,96%.
Авария произошла 29 марта 1979 года. Энергоблок работал на 97% (2772 МВт) от номинальной мощности. Исходным событием послужило довольно редкое, но вполне ординарное событие: потеря расхода конденсата турбины в результате отключения конденсатных насосов. Соответственно отключились рабочие насосы питательной воды, а затем - турбогенератор. В дальнейшем описании момент отключения турбогенератора берется за нулевой отсчет времени.
0 мин. 00 сек. В результате отключения турбогенератора был нарушен баланс генерируемой и отбираемой мощностей и начался резкий рост параметров первого контура: давления и температуры. Параллельно, вследствие отключения питательных насосов, шло резкое снижение уровней в парогенераторах. Надо отметить, что блок был
119
оборудован вертикальными парогенераторами, запас воды II-го контура в которых минимален, что делало блок в целом малоинерционным в переходных процессах.
0 мин. 03 сек. Практически мгновенно давление в первом контуре достигло уставки срабатывания сбросного клапана 15,6 МПа. Клапан открылся, обеспечивая сброс пара в приемный бак-барбатер с расходом 60 т/час.
0 мин. 08 сек. Поскольку разбаланс мощностей I и II-го контуров не был устранен, давление I-го контура продолжало расти, на восьмой секунде достигло уставки аварийного останова 16,3 МПа, и реактор был остановлен.
0 мин.12 сек. Давление первого контура снизилось до 15,3 МПа - уставки закрытия сбросного клапана, но клапан не закрылся. Поскольку питание на управляющий соленоид было подано без замечаний, о чем говорила сигнализация на щите управления, персонал посчитал клапан закрытым. (Причиной незакрытия по всей вероятности явилось механическое затирание, поскольку в дальнейшем, при перехлопывании, он закрылся). После сброса мощности реактора, из-за неперекрытого расхода через сбросной клапан уровень в КД начал снижаться. Оперативный персонал отключил продувку первого контура и включил резервный подпиточный насос.
0 мин. 30 сек. Сработала сигнализация повышения температуры выхлопа сбросного клапана (~115°С) и одного из предохранительных клапанов, но персонал не придал этому значения, посчитав это инерционным повышением после срабатывания клапана.
Уровень котловой воды в парогенераторах снизился до аварийной уставки. Насосы аварийной подпитки автоматически включились, но вода в парогенераторы подана не была: оказались закрытыми отсечные клапаны, которые не открыли после вывода насосов в техобслуживание. Уровень в парогенераторах быстро снижался.
0 мин. 48 сек. Работой двух подпиточных насосов утечка пара из КД была компенсирована. Уровень в КД начал расти.
1 мин .00 сек. Сработала сигнализация повышения температуры выхлопа второго предохранительного клапана КД (145°С), поскольку выхлопа всех клапанов заводились в общий коллектор. Как и в предыдущем случае, работа сигнализации осталась без внимания. Очевидно, в этот момент персонал был полностью поглощен проблемой парогенераторов.
1 мин. 45 сек. Парогенераторы практически осушились (пар сбрасывался в атмосферу), прекратился отвод остаточного энерговыделения, которое составляло ~30МВт мощности. В циркулирующем теплоносителе первого контура появилось и начало расти паросодержание.
Под крышкой реактора образовался паровой пузырь с параметрами большими, чем в КД. Теплоноситель из реактора начал выдавливаться в КД.
2 мин. 01 сек. Давление в первом контуре продолжало снижаться в результате расхолаживания КД через открытый сбросной клапан. При давлении 11,4 МПа автоматически включился насос аварийной подпитки I-го контура высокого давления с расходом ~200 т/час, с подачей воды в холодные нитки петель; один из двух работающих подпиточных насосов нормальной эксплуатации при этом автоматически остановился в соответствии с алгоритмом работы автоматики;
3 мин. 13 сек. В сложившейся ситуации расход подпитки превышал течь, и уровень в КД начал расти, тем более, что процесс передавливания теплоносителя из реактора в КД остановлен не был. Расход аварийной подпитки был сокращен открытием рециркуляции насоса.
3 мин. 2 6сек. – 3 мин. 28 сек. Последовательно сработала сигнализация по параметрам:
повышение температуры в баке-барбатере;
повышение уровня в КД.
Первый сигнал был оставлен без внимания.
120