Balakovskaya - Основное оборудование РО

51

Трехлетний цикл использования топлива в реакторе ВВЭР-1000

Схема движения топлива по активной зоне в принятом теперь топливном цикле является традиционной. Она осуществляет ся за три перегрузки топлива в активной зоне. Свежие ТВС устанавлив ают на периферию активной зоны, а частично выгоревшие - перестав ляют ближе к центру. Отработавшее три года топливо удаляется и з центра активной зоны. Такая схема движения топлива (периферия - це нтр - центр) позволяет обеспечивать равномерное энерговыделе ние в топливе и максимальный запас до кризиса теплообмена воды на оболочках твэл.

Практически программы перегрузки ТВС устанавливают сле дующий порядок извлечений и перестановок:

извлечение из центральной зоны реактора первой ТВС, отработавшей три года, и перестановка ее на хранение в ячейку БВ; перестановка в освободившееся место кассеты из среднего

кольца (орбиты) с выгоранием два года; последовательные выборочные перестановки близко стоящи х

ВС, имеющих два и один годы работы в реакторе и извлечение отработавшего ТВС по спиральной траектории перемещения рабочей перегрузмашины (ПМ) с постепенным уменьшением радиуса положения штанги до центра активной зоны (72-76 операций); последовательные перестановки остальных ТВС одного и дв ух

лет работы и извлечение отработавших ТВС по спиральной траектории перемещения рабочей штанги ПМ с постепенным увеличением радиуса ее положения относительно центра активной зоны (ориентировочно до 100-й операции); последовательные перестановки ТВС двух наружных рядов активной зоны и установка свежих ТВС.

В результате перегрузки все ТВС меняют свое положение в а ктивной зоне. Затем производится перестановка кластеров в кассет ы, расположенные под приводами ОР СУЗ.

Из всех ТВС, отработавших один год, извлекают СВП. Все свежи е ТВС оснащаются СВП еще на заводе и проверяются на узле свежег о топлива в спецкорпусе.

Выгруженные из ядерного реактора отработавшие три года Т ВС содержат внутри твэлов большое количество радиоактивны х веществ (“осколков” деления урана). Сразу после выгрузки одна отработавшая ТВС содержит, в среднем, 0,3 миллиона кюри р/а веществ, которые выделяют энергию 100 кВт. По мере выдержки отработавших ТВС в воде бассейна выдержки уменьшается их радиоактивность и мощность остаточных энерговыделений.

Остаточное тепловыделение одной ТВС

Перегрузочная машина МПС-1000 для АЭС с ВВЭР-1000

1-кинематический узел с электроприводом

2-штанга

3-тележка

4-ìîñò

5-рабочая (перегрузочная штанга)

6-телевизионная штанга

7-телекамера

8-ÒÂÑ

52

Установка отработавшей ТВС в закрытый чехол с водой практически не изменяет ее температуру относительно поверхности чехла, но закрытие ТВС в чехле с воздухом вызывает увеличение ее температуры примерно на величину, указанную в предыдущей таблице.

Извлечение одной ТВС из воды БВ лишает ее защитного слоя воды и создает большую мощность экспозиционной дозы гаммаизлучения в реакторном зале 60-100 рентген/час (на расстоянии 40-20м), что недопустимо для безопасности работающего там персонала.

Все транспорто-технологические операции с ТВС, т.е. извлечение ТВС из реактора, транспортировка ТВС и установка их в бассейн выдержки и перегрузки, в пеналы КГО выполняются при помощи рабочей штанги перегрузочной машины. При этом, под слоем борного раствора захват рабочей штанги перегрузочной машины сцепляется с головкой ТВС.

ТВС при помощи штанги поднимается на необходимую высоту, транспортируется в вертикальном положении и устанавливается в заданную ячейку. Указанные операции контролируются при помощи телевизионной штанги перегрузочной машины. Обязательный телеконтроль (визуальное наблюдение) производится с постоянного пульта перегрузочной машины.

Извлечение из ТВС, транспортировка и установка в ТВС кластеров выполняется при помощи чехла кластера, который в вертикальном положении предварительно сцепляется с рабочей штангой перегрузочной машины и устанавливается на головку ТВС.

Конструкция чехла кластера, кроме концевых деталей, аналогична конструкции защитной трубы блока защитных труб (БЗТ), то есть в нем, как и в защитных трубах БЗТ, размещены направляющие каркасы, обеспечивающие устойчивость ПЭЛ и исключающие их застревание при вертикальном перемещении кластеров. Внутри рабочей штанги перегрузочной машины имеется захват кластера, концевая часть которого ответствует концевой части промштанги привода ШЭМ.

После сцепления чехла кластера с головкой ТВС, при помощи захвата кластера, кластер стягивается в чехол. Поворотом штанги чехол расцепляется с головкой ТВС, перемещается рабочей штангой на заданную ТВС и кластер в обратной последовательности устанавливается в заданную ТВС и расцепляется с захватом кластера.

При установке БЗТ, цилиндрические части головок и шпонки ТВС входят в ячейки нижней плиты БЗТ. При этом происходит “разбор” ТВС с шагом 236мм. Подпружиненные траверсы регулирующих стержней входят в пазы направляющих каркасов труб БЗТ на 10мм. В случае несовпадения траверс регулирующих стержней с пазами в направляющих каркасах труб БЗТ ориентация до совпадения их осуществляется при сцеплении и фиксации промштанги привода ШЭМ с траверсой регулирующих стержней.

При установке верхнего блока на корпус реактора происход ит53 дополнительное утопание траверс регулирующих стержней в пазы направляющих каркасов труб БЗТ на величину 11,5(+)(-)3,5мм.

Таким образом, минимальное утопание траверсы регулирующ их стержней составляет 18мм. Так как максимально возможный хо д центральной пружины головки ТВС при падении кластера составляет 15мм, выход траверсы регулирующих стержней из п азов направляющих каркасов при аварийном сбросе невозможен.

Влияние

нестационарных процессов РУ на термомеханические процессы в ТВЭЛах, ограничения по условиям их работоспособности

Основными термомеханическими процессами, определяющими работоспособность твэл и герметичность их оболочек, явля ются процессы механического взаимодействия топливного серде чника с трубкой оболочки и теплового расширения сердечника относительно этой трубки. При стационарных режимах в ядер ном топливе (таблетках) происходят два конкурирующих процес са:

доспекание частиц двуокиси урана (уменьшаются размеры таблеток и увеличивается зазор между ними и трубкой); радиационное распухание топлива из-за образования газов ых пор от продуктов деления).

В условиях циклических изменений мощности твэлов происх одит растрескивание таблеток топлива, увеличение их объема и уменьшение зазора между трубкой (оболочкой).

Исследования показывают, что для реального топлива реакт оров ВВЭР-1000 первую половину срока работы топлива (1,5 года) имеетс я зазор между топливным сердечником и оболочкой. В этот пер иод за счет ползучести оболочки под действием наружного давлен ия (оно больше давления гелия в твэлах) происходит уменьшение ди аметра оболочки на 10-15 мкм.

Во второй половине общего срока работы топлива отмечалос ь увеличение диаметра оболочек на 10-30 мкм из-за увеличения внутреннего давления газов и воздействия таблеток.

Несмотря на наличие зазора между топливом и оболочкой при режимах увеличения мощности происходит местное сцеплен ие таблеток с оболочкой. Отдельные таблетки топлива располо жены эксцентрично в оболочке, что создает их местные контакты с оболочкой и осевые усилия на оболочку из-за значительного удлинения топливного сердечника.

Для уменьшения этих усилий трения топлива об оболочку ограничивается скорость увеличения мощности реактора (н е более 1% в минуту). При постоянной мощности, близкой к номинальной (75-100%) накопленная упругая деформация оболочек снимается з а счет ползучести топлива (в средней части твэл) или ползуче сти оболочки (по краям твэл).

Поэтому технологический регламент эксплуатации ВВЭР-1000 содержит требование выдержки постоянной мощности реакт ора на 80% Nн в течение трех часов, а последующее увеличение мощност и надо производить со средней скоростью не более 0,3% в минуту .

54

При длительной работе реактора на пониженной, но значител ьной мощности (более 12 суток в диапазоне 50-70% Nн) температура в топливе не достаточна для релаксации (снятия) напряжений с оболочек, но радиационный рост топлива (распухание) проис ходит, хотя и медленно.

Поэтому скорость набора мощности в этом случае еще более ограничена (0,17% в минуту до 80%, а далее без выдержки 0,017% в минуту).

Не желательно, но допустимо ступенчатое увеличение мощно сти с последующей выдержкой на постоянной мощности для обеспе чения допустимой средней скорости набора мощности. Величина “с тупени” увеличения мощности ограничена в 10% N для средней, а при мощности более 80% допустима “ступенька” в 5% Nн. Уменьшение мощности реактора допускается со скоростью не более 3% в ми нуту.

Применительно к условиям работы реактора с изменением мо щности предусматривается дополнительное требование, заключающ ееся в ограничении возможного превышения энерговыделения в от дельных точках активной зоны над стационарным значением на уровн е не более 12%.

Указанное превышение, в основном, реализуется в процессе подъема мощности и обуславливается искажением формы высотного п оля энерговыделения вследствие переходного процесса на ксе ноне.

Данное ограничение также связано с работоспособностью т оплива. Его выполнение обеспечивается при соответствующем управлении распределения энерговыделения, а также скорости повышен ия мощности и контролируется с помощью величины офсета (относительной разности между энерговыделениями верхне й и нижней половинах активной зоны).

При подъеме мощности реактора отклонение величины офсет а от его стационарного значения ограничивается значением в 5%.

Большое влияние на ядерное топливо оказывают переходные режимы с быстрым изменением реактивности активной зоны:

быстрое изменение температуры активной зоны (пуск ГЦН на мощности, быстрое расхолаживание РУ); быстрое изменение плотности теплоносителя;

быстрое изменение концентрации борной кислоты в активно й зоне (пуск ГЦН при неравномерной концентрации борной кислоты в контуре).

Например, пуск ГЦН при работающем реакторе вызывает быстр ое уменьшение температуры теплоносителя на входе в сектор а ктивной зоны (1/4) и быстрое увеличение мощности ТВС в этом секторе н а 30% от ее исходной величины.

При пуске реактора после неоптимальной загрузки свежего топлива в неотравленном состоянии активной зоны возможно времен ное получение положительного эффекта реактивности зоны по температуре и отрицательного плотного эффекта.

В этих условиях некоторые проектные режимы будут протека ть непроектным образом:

отключение одного ГЦН будет вызывать наброс мощности несмотря на действие РОМ и ПЗ; при сбросе электрической мощности на 50% возможно

повышение параметров РУ до срабатывания ПК КД; при большом разрыве трубопровода 1 контура возможно

быстрое увеличение мощности реактора (за время менее 1 сек.) в несколько раз с быстрым разогревом ядерного топлив а.

Опасность быстрого внутреннего разогрева топлива связа на с ограниченной скоростью передачи тепла по объему таблето к топлива.

При внезапном изменении температуры двуокиси урана в сер едине или на поверхности таблеток (например, от нейтронной вспышки деления урана или от поступления холодной воды на оболочк у) время прохождения фронта (границы) температурной волны о т центра топлива до оболочки (или наоборот) составляет 12 сек унд.

Поэтому значительное увеличение мощности в твэлах за вре мя короче указанного, вызывает разогрев и местное плавление топлива с большим увеличением объема и разрушения оболочки.

Контроль и управление энерговыделением в активной зоне

Необходимость контроля за энерговыделением в активной з оне вызвана тем, что при номинальной мощности температура вод ы на поверхности оболочек твэл близка к кипению (на поверхнос ти отдельных твэл достигается местное поверхностное кипен ие). При возникновении объемного кипения (от уменьшения расхода в оды или увеличения локальной мощности твэла) произойдет умен ьшение коэффициента теплоотдачи (кризис теплообмена) и быстрое значительное увеличение температуры оболочки от исходн ых 350 градусов.

Однако и при нормальной эксплуатации запас до кризиса теплоотдачи может значительно уменьшаться. При абсолютн ом соответствии всех параметров РУ проекту коэффициент зап аса до кризиса теплообмена составляет по расчету 2,2 (т.е. проектны й тепловой поток в 2 раза меньше критического потока). При уменьшении давления в 1 контуре на 2 ати (допускаемый диапа зон работы автоматики) уменьшается критический поток в 1,3 раза (т.к. на 1,5 градуса приближается точка кипения) при неизменном фактическом тепловом потоке.

Увеличение мощности реактора на 4% (колебание в работе регулятора АРМ ± 2%) увеличивает фактический тепловой пото к через оболочки твэл. Происходят также колебания расхода теплоносителя через активную зону (из-за частоты тока в энергосистеме), давления пара в ПГ, положения органов СУЗ.

При наложении подобных допустимых колебаний параметров РУ в нормальной эксплуатации коэффициент запаса до кризиса теплообмена уменьшается до 1,72. При эксплуатации энергобло ка производится плановое или вынужденное изменение мощнос ти реактора перемещением ОР СУЗ регулирующей группы и изменением концентрации борной кислоты. В результате эти х маневров в активной зоне ВВЭР-1000 возбуждаются колебания локальной мощности из-за нестационарных процессов образ ования и распада ксенона в ядерном топливе (ксеноновые колебани я мощности).

При соблюдении требований инструкций и технологическог о регламента все-таки при ксеноновых колебаниях мощности коэффициент запаса до кризиса теплоотдача уменьшается д о 1,24. Этот коэффициент должен быть не менее 1,1 (запас на погрешно сть формул и расчетов).

56

Ввиду большой сложности непрерывного оперативного расч ета коэффициент запаса до кризиса теплообмена не предусмотр ено его прямое использование при эксплуатации реакторов. Примен яется оперативное измерение и управление энерговыделением по относительным коэффициентам энерговыделений по объему активной зоны.

В 64 тепловыделяющие сборки без ОР СУЗ при сборке ВКУ реакто ра выдвигаются из БЗТ в центральные трубки ТВС каналы нейтро нного измерения (КНИ). Каждый КНИ представляет собой герметичну ю трубку из нержавеющей стали (чехол) диаметром 8 х 1,1 мм с детекторами (датчиками) потока нейтронов. Каждый датчик представляет собой кусок проволоки из родия диаметром 0,5 м м длиной 200 мм, заключенный в трубочку электроизоляции.

В датчике использован принцип прямого преобразования эн ергии потока нейтронов в электрический ток. При взаимодействии нейтронов с родием Rh45103 образуется изотоп R45104, который затем распадается с испусканием бета-частиц. Материал и толщина изолирующей трубки на родиевой проволоке подобраны так, ч то бета-частицы пролетают сквозь нее и создают этим электрически й ток, пропорциональный плотности потока нейтронов на этот дат чик. Период полураспада родия (42 секунды) позволяет достаточно оперативно получать информацию о распределении плотнос ти потока нейтронов.

По высоте чехла КНИ расположены 7 датчиков (каждый длиной 2 00мм), расстояние между их центрами 450 мм и фоновый датчик. Фоновы й датчик предназначен для компенсации дополнительных сиг налов, связанных с взаимодействием излучения с конструкционны ми материалами датчика и линией связи, находящимися непосредственно в активной зоне реактора. Фоновый датчик выполнен аналогично линии связи основного датчика.

Каналы КНИ имеют герметичные выводы кабелей через специа льные фланцы на крышке реактора. Срок службы КНИ составляет 1 кампанию топливной загрузки, за это время показания датчиков умень шаются в несколько раз из-за выгорания родия в потоке нейтронов. По этому для обработки показаний датчиков КНИ применен автономны й вычислительный комплекс из ЭВМ типа СМ-2М со специальным программным обеспечением.

С помощью расчетных методов осуществляется пересчет ток ов ДПЗ в энерговыделение тех ТВС, в которых расположены датчики, и “восстановление” энерговыделения в ТВС, где датчики отсу тствуют. При пересчете токов ДПЗ в энерговыделении присутствует а приорная и расчетная информация.

Информация об относительной мощности энерговыделений в ТВС реактора и распределении энерговыделений по высоте предоставляется операторам на дисплеях в цифровой и графической формах.

Основным оперативным приемом обеспечения равномерного распределения энерговыделений по объему активной зоны я вляется минимальное введение в активную зону механических орган ов СУЗ (не более 1/4 длины) при мощности реактора более 70%. При возникновении переходных режимов, вызывающих глубокое погружение группы ОР СУЗ в активную зону после стабилизац ии мощности надо откорректировать в кратчайшее время (не бо лее 1/2 часа) концентрацию борной кислоты в 1 контуре для восстано вления нормального положения ОР СУЗ. После продолжительного нахождения группы ОР СУЗ глубже 1/3 длины в активной зоне (бо лее 1,5 часа) при восстановлении мощности и нормального положен ия ОР СУЗ в активной зоне возникают значительные осевые автоколебания мощности с периодом 1 сутки, при которых коэффициент неравномерности энерговыделений может прев ышать 2,5. В конце кампании эти колебания могут не затухать, а усили ваться.

Для контроля за осевыми ксеноновыми колебаниями мощност и в программном обеспечении СВРК предусмотрено вычисление аксиального ОФСЕТА (осевого отклонения) мощности верхне й и нижней половин активной зоны от средней мощности. Величин а офсета вычисляется как отношение разности мощностей ниж ней и верхней половин активной зоны к полной мощности активной зоны. Нормальное значение аксиального офсета (АО):

Эта формула означает, что допустимое повышение мощности в 57 верхней половине составляют 2% (запас до кипения мал), а в ни жней половине 15% (где запас до кипений большой).

Алгоритм подавления осевых колебаний мощности в активно й зоне предписывает контролировать степень неравномерности энерговыделений по величине аксиального офсета и по вели чине коэффициента неравномерности энерговыделения по объему активной зоны (сравнивая их с таблицей допустимых значен ий).

На практике очень большое значение имеет знание направле ния смещения максимума мощности по активной зоне. Наблюдение за офсетом и своевременное выявление тенденции его изменен ия позволяют заблаговременно принять очевидные меры регул ирующей группой против этой тенденции.

При работе реактора на мощности менее 50% при работе всех ГЦ Н запас до кризиса теплообмена столь велик, что не требуетс я использования КНИ. Работа РУ с двумя ГЦН на предельной мощности не обеспечена надежным контролем энерговыделе ний от КНИ.

Нередко один из механических ОР СУЗ самопроизвольно опус кается до нижнего положения (падает, сползает) при работе на номинальной мощности. Измерения и расчеты показывают, что мощность ТВС с упавшим в нее ОР СУЗ уменьшается в два раза, а в шести окружающих сборках - на 42%. Даже в следующем ряду окружения упавшего ОР СУЗ отмечалось уменьшение мощности на несколько процентов.

Если поддерживать номинальную суммарную мощность реакт ора, то мощность ТВС вдали от упавшего ОР СУЗ должна быть увеличе на в среднем на 4-5%. Для избежания превышения допустимой мощности в отдельных ТВС в описанных случаях необходимо о бщую мощность реактора поддерживать не более 90% Nн.

Контроль за герметичностью оболочек ТВЭЛ, оперативные критерии оценки состояния оболочек

При нормальном и стабильном качестве теплоносителя 1 конт ура оперативный контроль за герметичностью оболочек твэл осуществляют по общей удельной радиоактивности теплоно сителя. При герметичных оболочках твэл общая удельная активност ь теплоносителя составляет 10-4 - 3:10-5 êþðè/ëèòð.

При потере герметичности оболочек у 50 твэл с выходом газообразных осколков деления в теплоноситель его радиоактивность увеличивается в 30-50 раз. При разгерметизац ии 1% твэл (500 шт) суммарная удельная р/активность теплоносителя возрастает до 0.1 кюри/литр (в 1000 раз больше, чем при герметичных оболочках). При нарушении воднохимического режима в 1 контуре возможно увеличение радиоактивности теплоносителя в десятки раз за счет перехода в него проду ктов коррозии со стенок труб и твэлов. Отмечались случаи ошибо чного слива регенерационного раствора из фильтров СВО-2 (слабый раствор азотной кислоты) в бак оргпротечек и далее, в 1 конт ур через систему подпитки. Произошло растворение отложений со сте нок труб 1 контура и твэл, удельная радиоактивность теплоносителя увеличивается до 0,001 к/литр.

Спектрометрический анализ изотопного состава примесей теплоносителя, выполненный лабораторией ОЯБ, показал нал ичие активированных продуктов коррозии и нормальное содержа ние реперных продуктов деления урана (йод-131, йод-132, йод-133, цезий-138).

58

Распределение расхода теплоносителя через ядерное топливо в реакторе

Теплоноситель, входящий через четыре входных патрубка ре актора, проходит по опускной щели между корпусом реактора и шахто й, далее через перфорацию днища шахты и опорных труб поступа ет на вход в кассеты активной зоны, омывает пучки твэлов, снимая генерируемое в них тепло; нагретый в активной зоне теплон оситель отводится из реактора через четыре выходных патрубка.

Специально организуемые составляющие байпасного расход а (протечек) помимо активной зоны используются для охлажде ния внутрикорпусных устройств реактора и поглощающих элеме нтов органов регулирования. Другие составляющие байпаса обус ловлены конструкцией. В приведенной ниже таблице дан перечень составляющих байпасного расхода (протечек) в процентах о т общего потока через реактор.

Составляющие байпасного расхода в реакторе

Распределение расхода теплоносителя по кассетам на вход е в активную зону подробно исследовано на моделях реактора и на головных блоках ВВЭР-1000. По результатам измерений неравномерность расходов через хвостовики кассет не пре вышает 15% от среднего значения.

Исследованиями в стендовых условиях на сборках из семи безчехловых кассет показано, что при неравномерности рас ходов на входе в кассеты до 30% происходит быстрое выравнивание расх одов и скоростей теплоносителя по сечению активной зоны на нач альном участке кассеты длиной не более 0,5 м.

Выполненные на основе результатов этих исследований оце нки показывают, что отклонение эквивалентного (усредненного по высоте) расхода через кассету от среднего по зоне значения расход а через кассету не превышает 3%.

В кассете активной зоны расходы теплоносителя стабильны е во времени и распределение расходов по кассетам на входе устойчивое. Натурные измерения пульсаций давления тепло носителя показывают, что пульсация давления в различных точках внутрикорпусного тракта реактора незначительны; максимальная амплитуда их не превышает 0,1 кгс\см2.

Как уже указывалось, учитываемые в проекте суммарные прот ечки теплоносителя, которые не участвуют в эффективном съеме т епла с твэлов активной зоны, составляют 3% от общего расхода через реактора.

59

Аварии и инциденты с повреждениями ядерного топлива

Нарушения герметичности оболочек твэл из-за повышения мощности

В декабре 1984 года в реактор АЭС “Ойстер Крик” (США) были установлены ТВС новой модификации с более жесткими эксплуатационными ограничениями по коэффициенту неравномерности энерговыделений. При этом в эксплуатаци онные инструкции и программы СВРК не было внесено соответствую щих коэффициентов.

Через 1,5 месяца после пуска энергоблока увеличилась р/акти вность теплоносителя, концентрация радиоактивных благородных газов увеличилась в 2,5 раза. В конце топливной кампании осенью 1985 года на блоке произошел нестационарный режим с быстрым изменением мощности. Радиоактивность теплоносителя воз росла еще в 3 раза. После останова реактора во время контроля гермети чности оболочек твэл обнаружено что у 6% ТВС имеются негерметичны е оболочки. Анализ эксплуатационных документов показал, чт о неоднократно повышался допустимый линейный тепловой по ток на твэлах новой модификации.

Авария на АЭС “Три-Майл-Айленд” (США)

29 марта 1979 года произошло отключение турбины энергоблока 2. При этом не произошла подача питательной воды в ПГ от резе рвных насосов, т.к. после ремонта забыли подать напряжение на их напорные задвижки. Рост температуры и давления в РУ приве л к аварийному останову реактора и срабатыванию предохрани тельного клапана на компенсаторе давления. Этот клапан не закрылся при последующем понижении давления и стал причиной потери теплоносителя из 1 контура.

Операторы не разобрались в ситуации. Через 1 час 40 минут нарушилась работа ГЦН из-за потери 30% воды из 1 контура. Далее произошла сепарация пара и воды в 1 контуре, поэтому естест венная циркуляция возникнуть не могла, мощность остаточных тепловыделений в твэлах составляла 1% от номинальной мощн ости. За последующие 30 минут происходило кипений воды в активно й зоне, всплытие паровых пузырей под крышку реактора и пони жение уровня воды до середины активной зоны.

Произошел разогрев обнажившейся части зоны до 900 градусов С. Затем началось быстрое окисление оболочек твэлов и дополнительный разогрев до температуры плавления. Распл авленная смесь стала стекать вниз и затвердевать на поверхности теплоносителя. Через 174 минуты от начала аварии операторы осознали суть происходящего и включили один ГЦН, который

проработал 10 секунд и отключился, но он подал 30 кубометров в оды и залил активную зону. далее операторы действовали правил ьно и не допустили дальнейшего развития аварии.

Авария на Чернобыльской АЭС

Реакторы Чернобыльской АЭС работают при кипении воды в их каналах (между твэлами). Реакторы имеют положительный пар овой эффект реактивности, т.е. их мощность сама увеличивается п ри увеличении паросодержания между твэлами. Стержни аварий ной защиты падают 12 секунд, поэтому на большой мощности не разрешалось их поднимать вверх полностью.

60

25 апреля 1986 года перед остановом энергоблока N 4 на ремонт производились испытания системы аварийного электроснаб жения механизмов блока. Программа испытаний предусматривала в начале включение всех ГЦН (включая и резервные насосы) на небольш ой мощности, а затем уменьшение их производительности из-за отключения от энергосети. Этим создавались условия для высвобождения максимального парового эффекта реактивно сти топлива (перед испытанием создано минимальное паросодер жание в активной зоне, которое должно быстро возрасти при испытан иях).

Из-за задержек и препятствий диспетчера энергосистемы ре актор потерял запас реактивности, операторы подняли вверх орга ны управления, чем ухудшилось их быстродействие. При испытан иях произвели отключение турбины (закрыли паровые клапаны), п ри испытаниях начался рост мощности реактора, и операторы на жали кнопку сброса стержней защиты. Из-за быстрого увеличения паросодержания в активной зоне мощность топлива увеличи лась в 100 раз за 4 секунды.

Внутреннее давление в твэлах возросло до 400 атмосфер. Оболо чки твэл разрушились и горячее топливо выбросилось в поток во ды, которая мгновенно вскипела на горячих осколках топлива. Д авление в каналах реактора возросло с 70 атмосфер до 150 атмосфер. Произошел гидравлический удар в 1 контуре, который разруш ил каналы реактора, часть трубопроводов, верхнюю часть реакт ора и его здания. Оторвало и трубопроводы подачи воды для аварийног о отвода тепла остаточных тепловыделений.

Произошел разогрев и расплавление элементов активной зо ны за 1 сутки. Для уменьшения температуры расплава и исключения образования критмасс в разрушенный реактор с вертолетов было сброшено 2400 тонн свинца и несколько тысяч тонн других материалов (бора, глинозема).

Через 10 дней расплав циркониевых и нержавеющих материало в с частицами топлива вытек из реактора в бетонное помещение под реактором и затвердел, часть этого расплава проникла ниже в следующую отметку здания и тоже затвердела. Суточный выбр ос радиоактивных веществ из разрушенного реактора к концу м ая 1986 года уменьшился в миллион раз в сравнении с концом апреля .

Нарушение герметичности оболочек твэл из-за быстрого увеличения мощности

27 августа 1988 года на энергоблоке 5 АЭС “Козлодуй” (Болгария) в конце топливной кампании производилось включение ГЦН пр и работающем реакторе. В нарушение инструкции по эксплуата ции перед включением ГЦН мощность реактора не снижалась (был а70%).

При включении ГЦН локальная мощность сектора активной зо ны увеличивалась на 25% на 15 секунд. Это вызывает быстрый нагрев таблеток топлива и воздействие на трубки оболочек твэл. Затем было произведено увеличение мощности реактора до 90% за 20 минут б ез трехчасовой выдержки на 80%.

28 августа 1988 года по системе радиационного контроля “Сейва л” замечено значительное увеличение газовой и аэрозольной активности воздуха в вентиляционной трубе РО и контролир уемых помещениях. Суточные выбросы в трубу увеличились:

Радиохимический анализ теплоносителя показал увеличени е суммарной его р/активности с 10-4 ê/ë äî 3·10-3 к/л, а по сумме изотопов йода с 7·10-7 ê/ë äî 1,7·10-3 ê/ë.

Специальная группа экспертов установила, что указанные д ва последовательные отступления от технологического регламента эксплуатации РУ создали непроектное механическое растя гивающее воздействие топливного столба на оболочки твэл, которое в ызвало образование микротрещин в оболочках. По оценке экспертов произошла разгерметизация 40-90 твэл.