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

6 * /4»4 V

Рис.2 Л-3. Изменение перепада давления между верхней и нижней камерами реактора при разрыве главного циркуляцион­ ного трубопровода D y 500 на входе в реактор ВВЭР-440.

225

Особым случаем разрыва первого контура является разрыв чех­ ла привода органа управления реактора. Здесь потеря теплоносите­ ля может сопровождаться выбросом из активной зоны поглотителя,

что ухудшит развитие аварийного процесса.

Конструкция приводов и их размещения в прочных чехлах крыш­ ки реакторов ВВЭР таково, что разрыв чехла на приводе создает подъемное усилие,но открывает сравнительно небольшое проходное сечение для теплоносителя (3 см^ в ВВЭР-440 и 6 см^ в ВВЭР-1000).

Все приводы снабжаются стопорящими устройствами, которые при воз­ никновении выталкивающего перепада давления способны предотвра­ тить выброс привода в большинстве возможных случаев аварийного разрыва. Если стопорящее устройство окажется неэффективным и под действием подъемных сил на привод орган регулирования будет вы­ брошен из активной зоны, произойдет нейтронная вспышка, но анализ показывает, что весь связанный с ней нестационарный аварийный процесс в реакторе закончится ранее, чем заметным образом про­ явится изменение параметров, связанное с образовавшейся течью теплоносителя. Поскольку величина течи при этом разрыве сравни­ тельно невелика, основную опасность может представлять сама нейт­ ронная вспышка.

Главную защитную роль в подобной аварии в ВВЭР играет боль­ шой мощностной эффект реактивности. Ожидаемое минимальное время выброса компенсирующей кассеты в ВВЭР-440 составляет 0,3 сек и поглощающего пучка в ВВЭР-1000 - 0,2 сек. Поскольку в реак­ торах ВВЭР время передачи тепла от топливных элементов к тепло­ носителю (3-6 сек) велико по сравнению с временем гзйтронной вспышки, изменение отвода тепла от твэл за время вспышки мало по сравнению с приростом тепловыделения в результате увеличения

226

нейтронного потока. В связи с этим разогрев теплоносителя про­ исходит со значительной задержкой, и обратные связи по реактив­ ности за счет разогрева теплоносителя оказываются несуществен-

ными«

Характер процесса в реакторе ВВЭР-440 в случае выброса за

0,1 сек кассеты на номинальной мощности, при возможной в этом состоянии максимальной эффективности кассеты 0,0и6, показан на рис. 2.4-4. Нейтронный поток возрастает в 15 раз, в то же вре­ мя максимальное увеличение теплового потока на поверхности твэл составляет 1,34. Аналогичный процесс при выбросе в состоянии

"горячего резерва" (мощность 10 вт) кассеты максимально возмож­ ной эффективности 0,015 за 0,1 сек показан на рис. 2.4-5.

Изучение рассматриваемых процессов позволяет утверждать,

что в реальных условиях ВВЭР-440 аварийный выброс компенсирую­ щей кассеты может вызвать в худаем случае лишь локальные повреж­ дения в активной зоне типа кризисного "пережога" отдельных твэл;

температура сердечника не достигает "точки плавления". Наличие же в конструкции привода устройств, препятствующих выбросу кас­ сеты, делает возможность даже локального повреждения весьма ма­ ловероятной.

На рис. 2.4-6 показан результат аналогичного анализа для реактора ВВЭР-1000, находиниегося в исходном состоянии на номи­ нальной мощности. Поскольку ожидаемая максимальная эффективность пучка поглотителей в этом состоянии не превышает 0,0025, возмож­ ный процесс также не представляется опасным. Наихудшие послед­ ствия рассматриваемой аварии могут быть оценены так же, как для реактора ВВЭр-440.

Средний нейтронный поток (относительно номинального)

Средний тепловой поток (относит ном.)

Рис.2.4-Л. Выброс кассеты в реакторе ВВйР-44С на номинально. мощности.

относительный тепловой поток

эфективность поглотителей (ед.реактивности)

Рис.2.4-6. Максимальные отклонения параметров активной зоны в зависимости от вносимой реактивности при выбро­ се пучка поглотителей в реакторе ВВЭР-1000

(рабочее состояние,начало работы I топливной загоузки).

Воемя выброса поглотителей - 0,2 сек Время ввода стеожней аваоийной защиты - 3 сек

Время задержки Аз - 2 сек

£> = 0,0064

230

Немаловажное значение имеет нейтрализация разрывов во вто­

ром контуре установки. Основная опасность здесь связана с рез­ ким увеличением отвода тепла из первого контура, приводящим к глубокому и быстрому его охлаждению. Большая скорость охлажде­ ния может привести к повреждению наиболее крупное и толстостен­ ное оборудование - корпус реактора, корпуса парогенераторов и

насосов.

Дополнительным следствием этой аварии может быть трудность заглушения реактора (быстрого уменьшения его мощности до нуля)

при задержке ввода в контур борного раствора повышенной концент­ рации. Возможность реализации рассматриваемого процесса предъяв­ ляет повышенные требования к надежности и быстродействию системы

ввода бора.

На рис. 2.4-7 показано иаленение основных параметров

установки ВВЭР-1000 при разрыве главного паропровода. Рис. 2.4-8

иллюстрирует влияние быстродействия и производительности системы ввода бора на изменение тепловой мощности реактора. Для предотвра­ щения опасных последствий предусматривается установка на паропро­ водах быстродействующих отсечных клапанов.

Проолемы предотвращения разрывов оборудования и аварийного

охлаждения активной зоны дополняются проблемами, связанными с

созданием средств локализации последствий возможной аварии в пре­ делах станционных сооружений.

Из теплогидравлических проблем наиболее важной является проблема оптимального построения средств конденсации и охлажде­ ния вытекащего из реакторной установки теплоносителя. В разде­ ле 1.5 обсуждаются различные конструктивные и строительные схемы помещений первого контура АЭС, каждая их которых может оыть оо

Мощность реактора (относительно номинальной)

Рис.2.4-8. Изменение тепловой мощности реактора ВВЭР-1000 при разрыве главного парового коллектора.

1.- Срабатывание АЗ - 1-го рода.

3.- Сраоатывание АЗ - 1-го рода и введение в I-ый контур с 20-ой секунды борной кислоты (30 г/кг) с производительностью 540 т/час.

233

легчена и удешевлена при улучшении эффективности конденсации образующегося в процессе истечения пара. Основная конечная цель-

уменьшение максимального давления, возникающего в аварийном про­ цессе в помещениях.

Наиболее важная радиохимическая проблема - разработка эф­ фективных средств удержания наиболее токсичных радиоактивных ве­ ществ в пределах помещений первого контура за счет сорбции, пе­ ревода в жидкую фазу и т.п., чтобы облегчить решение воцросов герметизации помещений и максимальным образом понизить опасность выхода газов за пределы АЭС. Для оптимального построения средств удержания активности необходимо продолжать изучение процессов выхода радиоактивных веществ из активной зоны при ее повреждении,

В плане дальнейшего снижения потенциальной опасности АЭС должны изучаться и разрабатываться средства отвода тепла от рас­ плавившейся активной зоны.