книги из ГПНТБ / Сидоренко, В. А. Вопросы безопасной работы ВВЭР к 10-й годовщине пуска первого блока Нововоронежской атомной электростанции

102

Количественная мера потенциальной опасности, обусловленной

возможностью реализации аварий, превышающих "максимальные проект нне\моает быть подучена,как уже отмечалось ранее,лишь в резуль­ тате анализа,опирающегося аа значения вероятности всех событий рассматриваемого процесса.Достоверные исходные данные для такого вероятностного анализа может дать .тшь статистическая обработка опыта эксплуатации.Теоретические метода сценки вероятности собы­ тий также деляны совершенствоваться,одпакс они полезны для сравни­ тельной оценки разных путей обеспеченна безопасности,но не для до-

стсверного определения абсолютного значения опасности("риска"). В

международной практика вероятность такого катастрофического собы­ тия,как большой разрыв корпуса реактора при современном уровне те;

нологии и контроля,оценивается величиной Ю ^ Х / г о д и менее,Для та­ ких. аварий необходимых статистических данных не могут дать атомша]

установки всего мира на протяжении человеческой жизни.Вероятное!!

разрывов главного трубопровода первого контура оцениваются белые!

величиной порядка i.cr'VlO-5,чо и здесь возможность получения досто?

верных статистических данных по меньшей мере оомнительаа.Поэтому в настоящее время оказывается вынужденным качественный подход пра рассмотрении потенциальной опасности каждой конкретной станции z "предельный" подход (назначение "предельных" аварий и т,а.) при нормировании потенциальной опасности. Успешно развивающиеся коли­ чественные вероятностные методы пока лишь помогают выработать трг-

бования к. мощности и надежности защитных устройств, выбрать пре­ дельную аваршо.

Неопределенность же в назначении "максимальной проектной аварии", как было сказано во введении, компенсируется выбором paci

положения АЭС, что осуществимо в условиях сравнительно ограничен­ ного развития АЭС.

Массовое распространение АЭС требует более эффективных техни­ ческих мер нейтрализации потенциальной опасности. Такие

ю з

требования были поставлены перед проектами последнего поколе­ ния АЭС с ВВЭР, включая новую группу станций с ВВЭР-440. При этом делается попытка найти оптимальные технические решения

при взаимодействии защитных и страхующих систем.

Анализ характера протекание авариыых процессов показывает,

что опасные последствия ЭЕаряЯ для самой атомной электростанции

в для окружающего населения предотвращаются прежде всего созда­ нием надежных и мощных средств охлаждения активной зоны. Если аварийное охлаждение предотвращает оплавление топлива, роль внеш­ них страхующих барьеров типа герметичных помещений и роль сани­ тарно-защитной зоны становится менее заметной. Эти барьеры могут создаваться с повышенной прозрачностью для летучих элементов и газов вплоть до варианта, соответствующего обычному станцион­ ному зданию.

Поскольку в настоящее Еремя еще нет оснований гарантировать

полную эффективность разрабатываемых систем аварийного охлажде­

ния при больших авариях, предусматриваются также средства удер­ жания активности. Требования я их эффективности (е частности,

к герметичности помещений) определяются конкретным размещением АЭС. Возможны различные комбинированные решения, которые позво­ ляют снизить требования к герметизации помещений за счет введе­ ния специальных мер снижения концентрации иода-131 в воздухе этих помещений и введения очистки воздуха от долгоживующих радиоактивных газов. Самостоятельное значение имеет тот факт,

что относительно безопаоным является аварийный выброс активнос­ ти, накопленной в первичном теплоносителе в ходе длительной эксплуатации.

В качестве предельной проектной аварии в новых проектах принята потеря теплоносителя при разрыве максимального цирку­

ляционного трубопровода первого контура.

С учетом сказанного в настоящее время разработана система аварийного охлаждения активной зоны, позволяющая рассчитывать на то, что при аварийном разрыве максимального трубопровода (диа­ метром 500 мм в ВВЭР-440 и диаметром 8оО мм в ВВЭР-100) не про­ изойдет оплавления топлива и может произойти лишь частичная раз­ герметизация твэл. Осношыми элементами системы являются гидроемкости, аварийные насосы высокого давления

иаварийные насосы низкого давления. Аварийные

насосы высокого давления предназначены для компенсации утечки теплоносителя в таких условиях, когда не происходит большого снижения давления. Гидроемкости являются устройствами быстрого заполнения корпуса реактора водой при больших течах, когда воз­ никает опасность осушения активной зоны; они срабатывают при умень­ шении давления в 2-3 раза по сравнению с номинальным. Насосы низ­ кого давления дополняют гидроемкости и обеспечивают поддержание активной зоны под заливом на последних фазах аварийного процесса,

Наряду с этим разработано несколько вариантов систем лока­ лизации активности в помещениях АЭС, рассчитанных на возможность аварийного разрыва максимального трубопровода. Применительно к реактору ВВЭР-1000 предусматривается сооружение герметичной же­ лезобетонной оболочки над реакторным залом и всеми помещениями первого контура, рассчитанной на избыточное давление 4 кг/см^

и способной удержать весь теплоноситель, выходящий из реактор­ ной установки в аварийных условиях. Для конденсации пара и охлаж­ дения предусмотрена спринклерная система. Применительно к реак­ тору БВЭР-440 разработано помимо этого два варианта локализую­ щих помещений, опирающиеся на типовую компановку серийных АЭС

Следует наделить еще одно направление разработки защитных мер, которое, обеспечивая равный уровень безопасности, позволя­ ет упростить системы аварийного охлаждения л системы локализации,

Для различных реакторных установок разрабатываются разборные сило­ вые конструкции, которые удерживают все основные потенциально ощ ные конструкции первого контура в случае их разрыва и ограничива­ ют определенными рамками скорость утечки теплоносителя. Эти кон­ струкции могут быть в принципе одноразового действия (до первой крупной аварии), но обязательно должны допускать возможность осу­ ществления контроля металла основного оборудования в полном объев Если эксплуатация таких устройств подтвердит их эксплуатационно надежность и удобство, окончательный выбор способа обеспечения безопасности установки при больших потенциально опасных поврегде ниях на следующем этапе сделает экономическое сопоставление раз­ ных вариантов.

Ч а с т ь II

ОСНОВНЫЕ ФИЗИЧЕСКИЕ И ТЕХНИЧЕСКИЕ П Г О Ш М Ы БЕЗОПАСНОСТИ РЕАКТОРОВ ВВЭР

109

2.1 ДОКАДЬНАЯ I ЮСТЪ

Одна из основных особенностей урано-водной размножающей

решетки - малые длины миграции нейтронов - в сочетании с харак­ терными для активных зон БВЭР большими запасами реактивности,

обусловленными болыпими запасами на выгорание и значительными эффектами реактивности (температурным и мощности™), повлекла за собой целую цепь фиаических и технических проблем безопас­ ной эксплуатации реактора, получивших известность под объединя-

идим понятием "локальная критичность" или "местные критические котлы".

Для наглядности можно сказать, что в активной зоне реактора ВВЭР в холодном состоянии в начале кампании содержится от 15 до

40 самостоятельных критических объемов размножающей решетки (в

зависайости от мощности реактора и проектной длительности кампа­ нии). Лишь в конце кампании (перед очередной перегрузкой топли­ ва) активная зона горячего реактора на мощности содержит один критический объем, что и определяет конец рабочего периода.

Изучение разшожахщих решеток ВВЭР на физических стендах позволило получить данные по критическим объемам штатных кассет,

содержащих двуокись урана различного обогащения, приведенные в таблице 2.I-I.

При определении критического количества кассет последние располагались рядом,с проектным шагом,группой, в максимально возможной степени, приближающейся к цилиндру. Отражателем явля­ лась вода, температура критсборки около 20°С.

н о

Для сопоставления укажем среднее обогащение топлива в первых загрузках активных зон различных реакторов (таблица 2.1-2).

Потенциальная возможность образования критического объема в активной зоне выше, чем говорят цифры среднего обогащения цервой загрузки, так как для последующей подпитки реактора в стационар­ ном режиме (так же как частично, и для формирования первой за­ грузки) используются кассеты с топливом более высокого обогащения и соответственно с более высокими размножающими свойствами

(таблица 2,1-3).

112

печивается высокообогащенными кассетами, а компенсация измене­ ний реактивности - перемещением некоторых из этих кассет, кото­ рые выполнены подвижными. Более однозначная компоновка активной зоны и связанное с этим расположение органов регулирования толь­ ко в зоне высокообогащенных кассет были осуществлены в первом американском водяном реакторе в Шишшнпгорте.

Проследим за тем,как необходимость удовлетворения принципу равномерного размещения средств компенсации реактивности меня­ ла структуру активной зоны первого ВВЭР.

Разработка варианта ВВЭР с "однородным" обогащением приве­ ла к следущей структуре активной зоны: из общего количества

349 кассет компенсирующих кассет - 28, кассет аварийной защи­ ты -6 и кассет автоматических регуляторов-3. Компенсирующая кас­ сета (КК) состоит из топливной части, аналогичной обычной рабо­ чей кассете, переходящей в шестигранный поглощапций чехол, пред­ ставляющий собой по конструкции шестигранный кожух из нержавею­ щей стали толщиной 2 мм, в который вставлены шестигранные втул­ ки толщиной стенки 6 мм из нержавеющей стали с содержанием есте­ ственного бора 1,7$ по весу; внутренняя полость чехла занята во­ дой.

Кассета аварийной защиты (АЗ) состоит из направляющей шести­ гранной трубы размером под ключ 144 (таким же, как и кассет дру­ гих типов) с цилиндрическим отверстием диаметром 135 мм, в кото­ ром перемечается цилиндрический поглощапций чехол диаметром

129 мм с цилиндрическими вкладышами из бористой стали (при раз­ личии формы структура поглощающего чехла АЗ аналогична структу­ ре чехла КК). Поглощающий чехол переходит в рассеиватель, вы­ полненный из циркониевого сплава, с небольшими каналами для охлаждающей воды.