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

мальное давление теплоносителя 2-го контура не превышает давления открытия БРУ-А (7,154 МПа).

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

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

топливные таблетки не плавятся даже локально (критерий 8);

радиально усредненная энтальпия топливной таблетки не должна превышать 840 и 963 Дж/г для облученного и свежего топлива, соответственно (критерий 10).

Поскольку значения максимальной температуры топлива в твэле не превышают своих начальных (исходных) значений в течение всего аварийного процесса, и радиально усредненная энтальпия топлива также не превышает пороговых величин, то требования критериев 8 и 10 выполняются.

Условия аварийного охлаждения активной зоны, при которых исключаются недопустимые повреждения оболочек твэлов проверяются в соответствии с требованиями критерия 9.

50

Рис. 2.1.4. Объем воды в 1-м контуре (1) и реакторе (2) (при течи эквивалентным диаметром 100 мм на входе в реактор)

51

Анализ результатов расчетов показал, что:

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

устойчивая работа систем безопасности обеспечивает условия для выполнения требования ж) критерия 9.

Критерий 4. Система теплоносителя 1-го контура поддержива-

ется в безопасном состоянии, т.е. обеспечивается кратковременное и длительное охлаждение активной зоны.

Проектные аварии проанализированы от начала исходного события до момента выхода на параметры расхолаживания оборудования при устойчивой работе систем безопасности. Результаты расчета показывают, что в течение всего аварийного процесса активная зона реактора залита охлаждающей водой, температуры топлива и оболочек твэлов не превышают начального значения. Выполнение всех проектных пределов аварийного охлаждения активной зоны критерия 9 обеспечивает 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.

Проверка выполнения этого критерия проводится в соответствии со специальной методологией.

Критерий 2. Исходное событие не может привести к более серьезной обстановке (проектная авария не приведет к более тяжелой аварии без дополнительного отказа). Иными словами, без наложения дополнительного отказа авария не приведет к более тяжелой аварии, если последствия аварии ограничиваются установленными для таких аварий пределами (то есть установленными для данного исходного события приемочными критериями).

Проведенный выше анализ показал, что установленные для данной аварии приемочные критерии выполняются, следовательно, выполняется и критерий 2.

Заключение к разд. 2.1. Результаты проведенного расчетного анализа безопасности показывают, что в данном режиме выполняются приёмочные критерии, указанные в табл. 1.1.1.

52

2.2. Режимы с уменьшением запаса теплоносителя в реакторе

Непосадка имульсно-предохранительного устройства ком-

пенсатора давления. По симптомам, критериям, параметрам и хронологии событий этот режим имеет очень большое сходство с режимом «малой» течи.

Причины и идентификация события. Этот режим относится к проектным авариям, которые могут произойти в период эксплуатации блока.

Данная авария может быть идентифицирована по следующим признакам:

снижение давления теплоносителя в реакторе;

повышение уровня в КД;

повышение давления в контейнменте.

Критерии оценки безопасности. Обоснование безопасности реакторной установки в анализируемой аварии проводится на основе анализа выполнения тех же самых приемочных критериев, которые приведены в табл. 1.1.1.

Последовательность событий и работа систем. В результате непредусмотренного открытия и последующей непосадки ИПУ КД происходит истечение теплоносителя из первого контура, которое сопровождается снижением давления и уменьшением массы теплоносителя в первом контуре.

Принято, что одновременно с событием непосадки ИПУ КД 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.

Компенсация утечек теплоносителя из первого 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;

53

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

Основные блокировки или уставки, вызывающие срабатывание систем безопасности, приведены в табл. 2.2.1.

Таблица 2.2.1

Основные защиты и блокировки

Хронологическая последовательность событий (срабатывание систем и устройств), а также блокировки или уставки, вызывающие это срабатывание, для рассматриваемой аварии приведены в табл. 2.2.2.

54

0,0 Отключение системы подпитки. Обесточивание блока и продувки первого контура.

Отключение БРУ-К. Отключение нагревателей в системе КД

1,4 Формирование сигнала на сраОбесточивание блока батывание АЗ

1,9 Начало движения органов регуДействие аварийной защиты лирования

2,0 Запуск дизель-генераторов и их Обесточивание блока нагружение по программе ступенчатого пуска

6,4 Закрытие стопорных клапанов Действие аварийной защиты турбогенератора

55

Рис. 2.2.4. Максимальные температуры: 1 – топлива; 2 – оболочек твэлов

57

Заключение к разд. 2.2. Результаты проведенного расчетного анализа безопасности показывают, что в данном режиме выполняются приёмочные критерии, указанные в табл. 1.1.1.

2.3.Режимы «большой» течи

Вкачестве аварий с «большой» потерей теплоносителя первого контура рассматривается целый спектр постулируемых аварий разрыва трубопроводов ГЦТ и трубопроводов меньших диаметров, в том числе таких как:

разрыв главного циркуляционного трубопровода на холодной нитке (на входе в реактор);

разрыв главного циркуляционного трубопровода на горячей нитке (на выходе из реактора);

разрыв соединительного трубопровода компенсатора давления в месте его врезки в горячую нитку главного циркуляционного трубопровода;

разрыв соединительного трубопровода емкости САОЗ с нижней камерой смешения (в неотсекаемой части трубопровода);

разрыв соединительного трубопровода емкости САОЗ с верхней камерой смешения (в неотсекаемой части трубопровода).

58

Все эти режимы относятся к проектным авариям, которые могут произойти в период эксплуатации блока.

Данные аварии могут быть идентифицированы по следующим признакам:

снижение давления теплоносителя в реакторе;

снижение уровня в КД;

повышение давления в контейнменте.

Анализ протекания этих аварий показывает, что наиболее опасными для топлива и реактора является разрыв ГЦТ на входе в реактор, поскольку при этом создаются самые тяжелые условия для охлаждениятвэлов, поэтому она будетрассмотрена наиболееподробно.

2.3.1. Анализ результатов моделирования аварии разрыва ГЦТ на входе в реактор

При всех разрывах трубопроводов первого контура и «больших» течах происходит выброс теплоносителя в течь, снижение давления в первом контуре, уменьшение массы теплоносителя в реакторе.

Принято, что одновременно с аварией разрыва трубопровода происходит обесточивание АЭС, в результате чего все ГЦНы 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 оболочек твэлов и их последующее расплавление.

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

В протекании процесса при этом режиме можно условно выделить две стадии:

1)начальная стадия аварии, которая характеризуется резким изменением параметров теплоносителя и твэлов, а также обезвоживанием реактора;

2)стадия повторного залива и длительного расхолаживания, характеризующаяся низким давлением теплоносителя в первом кон-

туре, отводом теплоты остаточных тепловыделений от активной зоны реактора.

Основные блокировки или уставки, вызывающие срабатывание систем безопасности, приведены в табл. 2.3.1.

59