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

P, 106 Па

t, 102 с

Рис. 5.3.7. Давление в ПГ (непосадка БРУ-К)

T, 103 С

t, 102 с

Рис. 5.3.8. Максимальная температура топлива(непосадка БРУ-К)

160

Таблица 5.3.3

35Срабатывание аварийной защиты реактора по высокому уровню мощности

40Закрытие стопорных клапанов турбогенератора, снижение температуры питательной воды в ПГ от 220 до 164 С

42 Открытие остальных БРУ-К

200Увеличение расхода подпитки первого контура по снижению уровня в КД, продувка первого контура закрывается

600Сигнал «разрыв паропровода»: закрытие БЗОК на всех паропроводах ПГ, (срабатывание АЗ произошло на 35 с процесса). Отключаются все работающие ГЦН, питательная вода (как нормальная, так и аварийная) в ПГ

1100 Стабилизация параметров первого и второго контуров

1800 Окончание расчета

600Сигнал «разрыв паропровода»: закрытие БЗОК на всех паропроводах ПГ, (срабатывание АЗ произошло на 35 с процесса). Отключаются все работающие ГЦН, питательная вода (как нормальная, так и аварийная) в ПГ

1100 Стабилизация параметров первого и второго контуров

1800 Окончание расчета

Результаты расчета показывают, что надежность охлаждения активной зоны в рассмотренных вариантах режима непосадки клапанов БРУ-А и БРУ-К обеспечивается. Во всех рассмотренных вариантах непредусмотренного открытия клапанов БРУ-А и БРУ-К максимальное давление первого контура не превышает номинального значения, максимальное давление второго контура не превышает 6,9 МПа.

Минимальный запас до кризиса теплообмена для рассмотренных вариантов анализа не менее 1,0.

Непредусмотренное открытие БРУ-К протекает более благоприятно, чем другие режимы с разуплотнением второго контура, потому что БРУ-К расположены на паровом коллекторе и воздействуют

161

одновременно на все четыре парогенератора, и уменьшение температуры теплоносителя на входе в реактор происходит одинаково во всех четырех петлях реакторной установки.

Из приведенного анализа режима непосадки клапанов БРУ-А и БРУ-К следует, что критерии оценки безопасности, приведенные в табл. 1.1.1, выполняются. Значения этих критериев в этих режимах не хуже, чем в разд. 5.2 режима ИПУ ПГ.

Заключение к разд. 5.3. Результаты проведенного расчетного анализа показывают, что в режиме непосадки клапанов сброса пара: БРУ-А и БРУ-К выполняются приёмочные критерии для рассматриваемого режима, в том числе по отсутствию кризиса теплообмена в активной зоне, отсутствию плавления топлива и непревышению давления первого и второго контуров 115 % от расчетного.

5.4. Режим разрыва трубопровода питательной воды ПГ

Причины и идентификация события. В расчете рассмотрена авария разрыва трубопровода питательной воды парогенератора. При проведении расчета принято, что разрыв трубопровода происходит между ПГ и обратным клапаном.

Режим относится к проектным авариям, которые могут произойти в период эксплуатации блока.

Данная авария может быть идентифицирована по следующим признакам:

снижение давления в аварийном ПГ и ГПК;

снижение уровня в аварийном ПГ;

снижение давления в коллекторе питательной воды.

Критерии оценки безопасности. Обоснование безопасности

реакторной установки в авариях разрыва трубопровода питательной воды проводится на основе анализа выполнения приемочных критериев для рассматриваемой аварии, приведенных в табл. 1.1.1.

Последовательность событий и работа систем. В табл. 5.4.1

приведена хронологическая последовательность событий, а также блокировки или уставки, вызывающее это срабатывание.

162

163

165

Алгоритм аварии выбран с позиции достижения в процессе протекания режима консервативного сочетания:

максимально возможной мощности реактора;

максимально возможных при этом температур теплоносителя на входе и выходе из активной зоны;

наихудших условий теплообмена в каналах активной зоны.

Всоответствии с алгоритмом расчета не учитывается работа систем регулирования мощности реактора – РОМ, АРМ, а также действие ПЗ, УРБ, в момент достижения уставки на срабатывание АЗ

происходит потеря электропитания от всех внешних и внутренних источников переменного тока.

В результате повреждения питательного трубопровода начинается двухстороннее истечение теплоносителя, как из аварийного парогенератора, так и из коллектора питательной воды. Вследствие истечения из коллектора питательной воды давление на напоре ТПН и в коллекторе снижается, что приводит к прекращению подачи питательной воды из деаэратора в парогенераторы. В начале аварии из аварийного парогенератора истекает кипящая вода. После падения уровня в ПГ ниже патрубка подвода питательной воды из аварийного парогенератора начинает истекать пар. Падение

166

уровня котловой воды в ПГ-2 приводит к отключению ГЦН ава-

рийной петли по уставке Nном = 500 мм.

В результате истечения в течь происходит резкое увеличение расхода пара из 2-го контура, расхолаживание РУ, падение давления в аварийном ПГ и ГПК. Закрытие обратного клапана на паропроводе аварийного парогенератора и отключение ГЦН на этой петле предотвращают интенсивное расхолаживание РУ. Тем не менее, снижение температуры на выходе из аварийной петли приводит к росту мощности активной зоны и отключению реактора по

достижении уставки по нейтронной мощности 107 Nном.

В момент достижения уставки на срабатывание АЗ при одновременной потере электропитания от всех источников переменного тока происходит отключение:

остававшихся в работе ГЦН;

систем питательной воды 2-го контура;

По сигналу обесточивания секций собственных нужд через 2 с запускаются дизельгенераторы с последующим ступенчатым нагружением.

Закрытие стопорных клапанов турбогенератора в результате понижения давления перед ними до уставки на закрытие приводит к резкому росту давления теплоносителя 2-го контура и открытию БРУ-А на паропроводах ПГ-1,3 на 50 с переходного процесса. Затем давление снижается и поддерживается работой БРУ-А на уровне давления регулирования (6,67 МПа). В результате принятого отказа на открытие БРУ-А давление в ПГ-4 на 390 с повышается до уставки открытия контрольного ИПУ ПГ. В момент срабатывания ИПУ ПГ достигается максимальное значение давления во 2-м контуре, которое составляет 8,25 МПа.

С прекращением интенсивного отвода пара из аварийного паро-

генератора (на 80 с) заканчивается расхолаживание РУ, вызванное течью в системе питательной воды.

После окончания выбега ГЦН в циркуляционном контуре устанавливается естественная циркуляция теплоносителя. На 136 с аварийного процесса (через 120 с от начала обесточивания) начинается подача аварийной питательной воды от одного АПЭН в ПГ-3 и к 550 с аварийного процесса уровень в нем достигает номинального значения.

167

В результате защитных автоматических действий место течи изолируется от систем питательной воды и острого пара, а после осушения аварийного ПГ течь из него прекращается.

Работа автоматических защитных действий в процессе аварии обеспечивает:

отключение реактора и перевод активной зоны в подкритичное состояние;

локализацию аварийного парогенератора;

отвод остаточных тепловыделений с использованием одного канала АПЭН.

перевод РУ в безопасное и управляемое состояние. Оперативный персонал, действуя в дальнейшем в рамках ин-

струкции по ликвидации аварийных состояний, проводит аварийное расхолаживание РУ.

Анализ выполнения приемочных критериев проводится в соответствии с перечнем, представленным в табл. 1.1.1.

Критерий 1. Как видно из результатов расчета давление теплоносителя 1-го контура в течение всего переходного процесса не превышает начального значения, максимальное давление теплоносителя 2-го контура достигается примерно на 390 с (время открытия контрольного предохранительного клапана на парогенераторе с отказавшим БРУ-А) и составляет 8,25 МПа.

Таким образом, предельные значения давления теплоносителя 1-го и 2-го контуров не достигаются, приемочный критерий 1 выполняется.

Критерии 6, 7, 9. Анализ результатов расчета показал, что:

максимальные величины радиально-усредненных температуры и энтальпии топлива, достигаемые в процессе аварии, состав-

ляют 1300 С и 418 Дж/г, соответственно, следовательно, критерий

6выполняется;

максимальная температура оболочки твэл не превышает своего начального (исходного) значения в течение всего аварийного процесса;

минимальный коэффициент запаса до кризиса теплообмена

достигается на 16,0 с и составляет 1,1, соответственно критерий 7 выполняется;

168

условия теплообмена в активной зоне в течение всего переходного процесса таковы, что отсутствуют предпосылки к нарушению требований a)–е) критерия 9;

работа автоматических защитных действий систем безопасности обеспечивают условия для выполнения требования ж) критерия 9.

Таким образом, имеющийся достаточный количественный запас

до реализации требований вышеуказанных критериев (6, 7, 9) гарантирует неповреждаемость следующих физических барьеров – топливная матрица и оболочка твэла.

Критерии 8, 10. Отсутствие мгновенного разрушения топлива проверяется по следующим проектным требованиям:

1)топливные таблетки не плавятся даже локально (критерий 8);

2)радиально усредненная энтальпия топливной таблетки не

должна превышать 840 и 963 Дж/г для облученного и свежего топлива, соответственно (критерий 10).

Так как рассмотренная авария относится к авариям с медленным изменением реактивности активной зоны, то максимальные значения температуры топлива и радиально-усредненной энтальпии в течение всего аварийного процесса не достигают пороговых величин рассматриваемых критериев и, следовательно, критерии 8, 10 выполняются.

Критерий 4. Система теплоносителя 1-го контура поддерживается в безопасном состоянии, т.е. обеспечивается кратковременное и длительное охлаждение активной зоны.

Проектная авария проанализирована от начала исходного события до момента выхода на параметры расхолаживания оборудования при устойчивой работе систем безопасности. Результаты расчета показывают, что в течение всего переходного процесса активная зона реактора залита охлаждающей водой, температура топлива и температура оболочек твэлов не превышают начального значения. Выполнение требований критерия 9 также подтверждают выполнение приемочного критерия 4.

Критерий 5. Давление в системе теплоносителя 1-го контура и паропроводах ПГ поддерживается ниже допустимых проектных пределов с учетом возможных хрупких разрушений и изменений вязкостных свойств.

169