Белозеров В.И., Жук М.М., Гераскин Н.И. Аварийные и переходные режимы на АЭС с реактором ВВЭР-1000

НАЦИОНАЛЬНЫЙ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ ЯДЕРНЫЙ УНИВЕРСИТЕТ «МИФИ»

В.И. Белозеров, М.М. Жук, Н.И. Гераскин

Аварийные и переходные режимы на АЭС с реактором ВВЭР-1000

Москва 2019

Министерство науки и высшего образования Российской Федерации

Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ»

В.И. Белозеров, М.М. Жук, Н.И. Гераскин

Аварийные и переходные режимы на АЭС с реактором ВВЭР-1000

Учебное пособие

Допущено ФУМО по УГСН 14.00.00 Ядерная энергетика и технологии в качестве учебного пособия

для студентов высших учебных заведений, обущающихся по направлению «Ядерные физика и технологии»

Москва 2019

3

ДГ – дизель генераторы ДП – диапазон пусковой

ДПЗ – детектор прямого заряда ДР – дистанционирующая решетка ДР – диапазон рабочий

ЖРО – жидкие радиоактивные отходы ЗПА –запроектная авария

ИИИ– источник ионизированных излучений ИПУ– импульсно-предохранительноеустройство ИС– исходноесобытие

КГО– система контролягерметичности оболочекТВЭЛов КИПиА– контрольно-измерительныеприборы и автоматика КД – компенсатор давления КНИТ – канал нейтронных измерений и температуры КД – компенсатор давления

КПД – коэффициент полезного действия МКУ– минимальноконтролируемый уровень мощности МП – машина перегрузочная МПА – максимальнаяпроектнаяавария

МРЗ – максимальное расчетное землетрясение НД – нормативная документация НК – направляющий канал (СУЗ)

НКС – нижняякамера смешения ННУЭ – нарушениенормальных условий эксплуатации

НТД – нормативно-техническаяи конструкторская документация НРБ– нормы радиационной безопасности НУЭ– нормальные условия эксплуатации ОЗР – оперативный запасреактивности ОР – орган регулирования (СУЗ)

ОПБ– Общиеположения обеспечениябезопасности АС ОТВС – отработавшиеТВС ОЯБ– отдел ядерной безопасности

ОЯТ – отработавшее ядерное топливо ПА – проектнаяавария ПБЯ – правила ядерной безопасности ПГ – парогенератор

ПЗ – предупредительнаязащита ПДД – предельно допустимая доза

5

ПК – предохранительный клапан ПНАЭ – правила и нормы в области использованияатомной энергии

ППР – планово-предупредительный ремонт ПС – поглощающий стержень ПСП – программа ступенчатого пуска ПЭЛ– поглощающий элемент РАО – радиоактивные отходы РБ – радиационная безопасность РО – реакторное отделение

РОМ – регулятор ограничения мощности РПУ – резервный пункт управления РР – ручной регулятор РУ – реакторная установка

САОЗ – система аварийного охлажденияактивной зоны СБ– система безопасности СВО– система специальной водоочистки

СВРК – система внутриреакторного контроля СГО – система специальной газоочистки СЗЗ – санитарно-защитная зона

СОАД– симптомно-ориентированныеаварийныедействия СН– электроснабжениедляобеспечениясобственных нужд СЦР– самоподдерживающаясяцепнаяреакция СУЗ – система управленияи защиты реактора ТВС – тепловыделяющая сборка ТВЭГ – тепловыделяющий элемент с гадолинием твэл – тепловыделяющий элемент ТГ – турбогенератор

ТЗБ – технологические защиты и блокировки ТК – транспортный контейнер ТКР– температурный коэффициент реактивности

ТОБ– техническоеобоснованиебезопасности ТПН– турбопитательныйнасос ТРО– твердыерадиоактивные отходы ТУ – техническиеусловия

ТУК – транспортно-упаковочные комплекты ТЭН– трубчатый электронагреватель ТЭР– температурный эффектреактивности

6

УЗА – управление запроектной аварией УРБ – ускоренная разгрузка блока УСТ – узел свежего топлива УТП – учебно-тренировочный пункт

УТЦ – учебно-тренировочный центр ШЭМ – шаговый электромеханизм ЭБ – энергоблок ЯБ – ядерная безопасность

ЯР – ядерный реактор ЯЭУ – ядерная энергетическая установка

7

В соответствии с международной принятой концепцией так называемого «единичного отказа», все аварии, которые начались с любого ИС и в процессе которых произошло не более одного (независимого) отказа СБ или систем важных для безопасности, должны протекать в пределах так называемых «проектных аварий».

Все ситуации нарушений нормальной эксплуатации и аварий рассматриваются обычно, в том числе и здесь, по единой схеме которая включает в себя:

причины и идентификацию (симптомы) событий;

описание приемочных критериев безопасности;

хронологическую последовательность событий;

приведение (в случае необходимости) уставок срабатывания систем и блокировок, влияющих на переходной процесс;

параметры конечного состояния активной зоны реактора ВВЭР-1000 после переходного процесса и обоснование непревышения приемочных критериев.

Ниже проводится рассмотрение возможных режимов наруше-

ний и аварий (таких как отключение ТГ, ТПН, ПВД, ГЦН, открытие ПК, закрытие БЗОК и т.п.), и оценивается опасность этих ситуаций с точки зрения угрозы для топлива, оболочек и активной зоны в целом.

Во всех энергетических системах основными контролируемыми параметрами являются: мощность, температура, давление, уровень жидкости, расход. Соответственно, для двухконтурной установки ВВЭР-1000 далее для описания переходных процессов будут использованы следующие обозначения: тепловая мощность W, температура первого и второго контуров – ТI и TII, давление контуров РI и РII, уровень Н (в компенсаторе или парогенераторе), расход GI и GПГ. Иногда будут использоваться температуры входа и выхода активной зоны, температуры топлива в центре твэла и оболочек твэла.

9