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

работа РУ на мощности с числом включенных ГЦН менее двух.

Для выполнения указанных требований, для исключения указанного повреждения твэлов при подключении одного ГЦН к двум и трем работающим требуется предварительное снижение мощности реактора до 20 и 30 % Nном соответственно.

Заключение к разд. 1.4. Результаты проведенного расчетного анализа безопасности показывают, что в данном режиме выполняются приёмочные критерии, указанные в табл. 1.1.1.

1.5.Возможности несанкционированного выхода реактора

вкритическое состояние

Обычно в учебных пособиях рассматривают характерные черты процессов выхода реактора в критическое состояние в процессе пуска. Однако существуют ситуации нарушений нормальной эксплуатации при которых может произойти процесс несанкционированного выхода реактора в критическое состояние, называемый иногда процессом «самозапуска» реактора.

Следует особо отметить и подчеркнуть, что выход в такое состояние в реальности чрезвычайно маловероятен, поскольку для его реализации необходимо иметь отказ целого ряда резервированных систем (подпитки-продувки, аварийного ввода бора и т.п.). Однако теоретическое рассмотрение этого маловероятного процесса может быть полезным, поскольку помогает осознать внутреннеприсущие свойства безопасности реакторов ВВЭР и дополнительно обосновать свойства его внутренней безопасности.

Поскольку данная ситуация возможна только при наложении многих событий, то при ее анализе необходимо отойти от стандартной схемы.

В ряде ситуаций ядерный реактор с помощью аварийной защиты должен быть остановлен и переведен в подкритическое состояние. Однако и при нахождении реактора в остановленном подкритичном состоянии возможен его самозапуск (т.е. выход в состояние так называемой повторной критичности). Самозапуском реактора называется процесс его самопроизвольного выхода из подкритического состояния в критическое состояние (и на определенный уровень мощности), когда положительная реактивность, высвобожденная за

40

счет температурного эффекта и эффекта разотравления Хе, превысит по абсолютному значению отрицательную реактивность, введенную органами регулированияСУЗ при остановке реактора.

Для реализации режима самозапуска реактора необходимо, чтобы физический вес всех введенных поглотителей был меньше величин температурного эффекта и отравления реактора. Перечень конструкционных и эксплуатационных факторов, влияющих на динамику самозапуска, весьма велик. Самозапуск реактора возможен, только если после останова реактора с помощью одних только стержней ОР СУЗ в контур не вводится, как положено, дополнительная борная кислота и не создается ее стояночная концентрация, гарантирующая невозможность повторной критичности при снижении температуры и разотравлении.

С точки зрения возможного самозапуска реактора можно выделить конструкционные и эксплуатационные факторы. Наиболее существенными из конструкционных факторов являются тепловая инерционность оборудования первого контура и характер кривой температурного эффекта реактивности.

Из числа эксплуатационных факторов следует выделить начальное значение и скорость уменьшения расхода питательной воды после срабатывания аварийной защиты и характер изменения давления пара в процессе самозапуска.

Наиболее опасным в отношении предельно достигаемых значений мощности реактора является режим самозапуска при сохранении неизменного расхода по второму контуру.

Сброс поглотителей нейтронов сопровождается резким спадом мощности и, соответственно, интенсивным расхолаживанием реактора. При этом температура теплоносителя на выходе из реактора начинает снижаться сразу же после останова реактора, хотя температура на входе еще некоторое время остается постоянной вследствие транспортного запаздывания. При этом внесенная за счет ввода ОР СУЗ отрицательная реактивность, по мере снижения средней температуры теплоносителя контура, постепенно компенсируется за счет температурного эффекта, а затем достигается и надкритическое состояние. Вследствие инерционности тепловых процессов на стадии начального возрастания мощности расхолаживание реактора продолжается. Это обуславливает высвобождение еще большей реактивности и перерегулирование мощности

41

реактора по сравнению с исходным уровнем. Характер изменения мощности и температуры теплоносителя при самозапуске реактора показан на рис. 1.5.1.

Рис. 1.5.1. Характер переходного процесса при самозапуске реактора

В результате нарастания (выбега) мощности, средняя температура теплоносителя в активной зоне возрастает, и реактор за счет того же отрицательного температурного эффекта снова переходит в подкритическое состояние. Показанный на рис. 1.5.1 колебательный процесс заканчивается стабилизацией мощности практически на исходном уровне. Некоторое снижение установившейся мощности, по сравнению с исходной, объясняется тем, что уменьшение средней температуры теплоносителя, необходимое для компенсации возмущения реактивности, обуславливает снижение температуры на выходе из реактора и, соответственно, уменьшение температуры генерируемого пара. А это влечет за собой уменьшение отводимой в парогенераторе мощности.

Значение перерегулирования мощности при самозапуске реактора и время стабилизации процесса существенно зависят от начальной подкритичности и исходного уровня мощности перед выключением реактора.

Чем больше по абсолютному значению введенная отрицательная реактивность, тем дольше реактор остается в подкритическом состоянии и, соответственно, тем меньше уровень мощности, с ко-

42

торого начинается разгон после компенсации возмущения. Эти обстоятельства приводят к тому, что при прочих равных условиях выбег мощности из глубоко подкритичного состояния получается большим и возрастает время стабилизации процесса.

Из числа эксплутационных факторов наибольшее влияние на характер переходного процесса при самозапуске оказывает изменение расхода питательной воды и давления пара после выключения реактора. Если вслед за срабатыванием аварийной защиты реактора теплосъём в парогенераторе уменьшить до уровня, исключающего расхолаживание установки и захолаживание первого контура, то самозапуск не произойдет до тех пор, пока мощность остаточного тепловыделения будет достаточной для поддержания реактора в разогретом состоянии. Когда же в результате расхолаживания высвободится реактивность, превышающая по абсолютному значению начальную подкритичность, то реактор снова выйдет на мощность, соответствующую существующему теплосъему. В динамическом отношении этот самозапуск интереса не представляет, так как реактивность высвобождается очень медленно.

Если же после останова реактора теплосъем в парогенераторе уменьшается, но остается больше уровня остаточного тепловыделения, то характер процесса самозапуска сохраняется практически тем же, что и при сохранении исходного расхода теплоносителя, а максимальная мощность при самозапуске и установившейся уровень мощности будут пропорциональны новому уровню теплосъема.

Снижение давления пара в процессе самозапуска влечет за собой вскипание теплоносителя в экономайзерной зоне парогенератора и, следовательно, интенсификацию теплоотвода. В результате, при прочих равных условиях, быстрее достигается критичность и процесс самозапуска идет с большим перерегулированием.

Из всего сказанного следует, что процесса самозапуска реактора непосредственно после его останова можно избежать, исключив расхолаживание установки или, что еще проще, увеличив концентрацию борной кислоты до значений, которые обеспечивают подкритичность зоны в расхоложенном состоянии. Однако при расчете необходимо обосновывать безопасность режимов реактора с учетом отказа системы продувки подпитки при останове и расхолаживании реактора с невозможностью подачи концентрированной борной кислоты в контур.

43

ется, как наиболее опасный с точки зрения теплового состояния активной зоны из возможных «малых» течей. Кроме разрыва трубопровода собственно Ду = 100 мм рассматривается целая группа разрывов с меньшими диаметрами, но такие ситуации будут носить менее острый характер, поэтому рассматривается наиболее опасная из них.

Причины и идентификация события. Режим относится к про-

ектным авариям, которые могут произойти в период эксплуатации блока. Данная авария может быть идентифицирована по следующим признакам:

снижение давления теплоносителя в реакторе;

снижение уровня в КД;

повышение давления в контейнменте.

Критерии оценки безопасности. Обоснование безопасности реакторной установки в авариях с малыми течами из 1 контура при разрыве главного циркуляционного трубопровода проводится на основе анализа выполнения приемочных критериев для рассматриваемых аварий. Перечень критериев приведен в табл. 1.1.1.

Последовательность событий и работа систем. При разрыве на холодной нитке главного циркуляционного трубопровода на входе в реактор происходит выброс теплоносителя в течь, снижение давления в 1-м контуре, уменьшение массы теплоносителя в реакторе.

В соответствии с концепцией единичного отказа принимается, что одновременно с аварией разрыва ГЦТ происходит обесточивание АЭС, в результате чего ГЦН теряют электропитание и начинается их механический выбег. Расход теплоносителя через активную зону снижается и происходит ухудшение теплоотвода от активной зоны. Если не принять специальных мер, то может произойти разогрев топлива и оболочки твэлов и их последующее расплавление.

Предусмотренные в проекте системы безопасности обеспечивают останов реактора, послеаварийное охлаждение активной зоны и перевод РУ в безопасное состояние.

Снижение мощности реактора от начальной величины до уровня остаточных энерговыделений осуществляется АЗ.

45

Компенсация утечек теплоносителя из 1-го контура и охлаждение активной зоны в авариях с потерей теплоносителя осуществляется системой аварийного охлаждения активной зоны:

пассивной частью системы, к которой относится система емкостей САОЗ;

активной частью системы, к которой относится система аварийного и планового расхолаживания.

Данный режим может протекать со срывом циркуляции тепло-

носителя первого контура и образованием гидрозатворов в U- образных участках «холодных» ниток ГЦТ. Срыв циркуляции определяется по объему отсепарированной воды первого контура в момент, когда ее уровень совпадал с верхней образующей верхнего патрубка реактора.

Анализ аварийного режима с течью трубопровода Ду = 100 мм из «холодной» нитки ГЦТ проводится с дополнительным наложением полного обесточивания станции на начало аварии, как наиболее неблагоприятного момента с точки зрения возможности наступления кризиса теплообмена.

Хронологическая последовательность событий (срабатывание систем и устройств), а также блокировки или уставки, вызывающие это срабатывание, для рассматриваемой аварии приведены в табл. 2.1.1.

46

47

Начальная стадия аварии характеризуется значительными возмущениями в параметрах теплоносителя 1-го контура. Максимальный расход течи в начальный момент аварийного процесса (Р = = 16,0 МПа) составляет 1020 кг/с. Наибольшая скорость снижения давления в 1-м контуре реализуется в первые 95 с аварии, в течение которых давление снижается от начальной величины (16,0 МПа) до

7,8 МПа.

После возникновения аварии по признаку обесточивания с задержкой две-три секунды происходит срабатывание АЗ и снижение мощности реактора до уровня остаточных тепловыделений. Начинается выбег ГЦН. Вследствие разуплотнения первого контура давление в нем быстро снижается, что приводит к вскипанию теплоносителя (примерно на сороковой секунде закипает теплоноситель в верхней камере смешения реактора, на девяносто пятой секунде закипает теплоноситель в нижней камере смешения реактора). Это приводит к уменьшению скорости падения давления в первом контуре. Расход теплоносителя через течь превышает расход от насосов аварийного впрыска бора. Из-за этого происходит уменьшение массы теплоносителя в первом контуре.

По достижению соответствующих уставок по давлению начинается подача борного раствора в 1-й контур от систем безопасности:

двумя насосами аварийного впрыска бора из баков с запасом борированной воды (на 95 с), когда давление в горячих и холодных нитках ГЦТ снизилось до 7,8 МПа;

из двух емкостей САОЗ в НКС и одной емкости в ВКС на 190 с, когда давление в реакторе снизилось до 5,88 МПа; после опорожнения баков САОЗ происходит автоматическое переключение насосов САОЗ на забор теплоносителя, скапливающегося в

приямке, и подачу его в 1-й контур;двумя насосами аварийного расхолаживания из баков с запа-

сом борированной воды (на 428 с), когда давление в горячих и холодных нитках ГЦТ снизилось до 1,02 МПа.

Работа гидроемкостей в этом режиме в условиях достаточно высокого паросодержания в контуре и течи трубопровода Ду = 100 приводит к сепарации теплоносителя и срыву циркуляции в ГЦТ. На седьмой минуте процесса происходит срыв естественной циркуляции теплоносителя первого контура и образование гидрозатворов в U-образных участках «холодных» ниток ГЦТ.

48

Однако во всех рассмотренных режимах максимальные температуры топлива и оболочки не превышают значений для нормаль-

ных условий эксплуатации (соответственно 1990 и 350 С). Кризис теплообмена на поверхности твэлов не возникает. Порог пароциркониевой реакции не достигается в течение всего аварийного процесса.

Графики изменения давления в активной зоне, расходов в зоне и расходов САОЗ, а также плотности теплоносителя и уровней представлены на рис. 2.1.1–2.1.4.

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

Критерий 1. Давление в системе теплоносителя 1-го контура и паропроводах парогенераторов не должно превышать расчетное значение на 15 %, т.е. давление теплоносителя 1-го и 2-го контуров не должно превышать 20,24 и 9,02 МПа, соответственно.

Как видно из результатов расчета для малой течи из 1-го контура Ду = 100, давление теплоносителя 1-го контура в течение всего аварийного процесса не превышает начального значения. Макси-

49