Файл: Сидоренко, В. А. Вопросы безопасной работы ВВЭР к 10-й годовщине пуска первого блока Нововоронежской атомной электростанции.pdf

93

зоны; основная мера безопасности - подача охлаждающей воды; для обеспечения ядерной безопасности и заглушения остановленного реак­ тора необходимо гарантировать, чтобы подаваемая для охлаждения активной зоны и компенсации течи вода содержала в достаточном количестве бор.

Таким образом основное направление обеспечения ядерной бе­

зопасности реактора при борном регулировании - создание безопас­ ных принципиальных схем организации водных потоков. Все емкости,

из которых возможно поступление значительных объемов йоды е пер­ вый контур, должны заполняться только раствором борной кислоты;

принципиально возможнцс скорости разбавления боросодеркащего раствора е реакторе должны быть е пределах, обеспечивающих ядер-

иую безопасность во Есех эксплуатационных режимах. Практика проек­ тирования показывает безусловную осуществимость такой задачи.

В этих условиях могут быть изменены требования к эи.ектив-

ности механических средств компенсации реактивности. Механичес­

кие органы регулирования в ВВЭР Э-го и 3-го поколения преднэз-

чены для компенсации сравнительно быстро проявляющихся Э'дектов реактивности (температурного и мощностного эффектов и отравления),

что удобно в эксплуатации. Запас реактивности на выгорание це­ лесообразно полностью компенсировать жидким поглотителем. В свя­ зи с этим количество органов регулирования но серийных реакто­ рах ВВЭР-440 уменьшено до 37.

Основной (..актор, который ограничивает величину запаса реак­ тивности, компенсируемого ж и д к и м поглотителем, это сохранение температурного коэффициента реактивности в рамках отрицательных значений при Есех эксплуатационных режимах.

По мере увеличения концентрации бора в замедлителе е раз множающих решетках ВВЭР отрицательный температурный коэффициент

94

по абсолютному значению уменьшается; значение концентрации пог­ лотителя, при котором он переходит в положительную область, зави­ сит от обогащения используемого топлива и выгорания активной зо­ ны (присутствие в топливе изотопов плутония). Наименьший запас

по этому фактору в каждом реакторе имеет первая загрузка актив­ ной зоны (свежее топливо). Эффективная длительность работы пер­

вой загрузки реактора НВЭР-440, которая может быть обеспечена за счет запаса реактивности, скомпенсированного борной кислотой,

превышает 7000 часов; рассчитанная на длительность,немного пре-

вшанцую 7000 часов, загрузка была реализована на реакторе 4-го блока НВАЭС. Экспериментальные исследования на действующем реак­ торе подтвердили, что температурный коэффициент реактивности не переходит в область положительных значений. Критическое значение концентрации борной кислоты в горячем реакторе без мощности при взведенных органах СУЗ составляет 6,4 г/кг.

При необходимости дальнейшего увеличения длительности ра­ боты первой загрузки реактора это может быть сделано добавлени­ ем в активную зону выгорающего поглотителя. Такая активная зона,

имеющая расчетную длительность первой кампании 7800 эффективных часов, скомплектована для первых блоков Кольской АЭС и АЭС "Норд"

щр. Выгорающий поглотитель помещен в стенки кассет в количест­ ве 1,9 кг бора естественного состава; весовая концентрация в цирконии 0,07%.

Для контроля фактического разброса в свойствах кассет, со­ держащих бор в чехлах, кассеты проходили перед загрузкой в реак­ тор физическое взвешивание на критическом физическом стенде.

Фактически разброс свойств оказался в приемлемых пределах.

95

Первый период эксплуатации реакторов ВВЭР-440 с борным

регулированием позволил выявить некоторые несовершенства в тех­ нологической схеме, нарушающие в определенных условиях стабиль­ ность эксплуатационного режима. Например, выравнивание концентра­ ции бора в циркуляционном контуре и компенсаторе объема произ­ водится по линии впрыска, использование которой нарушает ста­ бильность давления в первом контуре; возможные ошибки эксплуа­ тационного персонала, приводящие к подаче на е х о д подпиточных.

насосов воды с нерабочей концентрацией бора, нарушают оптималь­ ное размещение механических органов регулирования в активной зо­

не и т.п. Следует заметить, что возникающие нарушения режима лежат далеко за рамками ядерноопасных , но при дальнейшем усовершенст­ вовании схем они должны быть устранены.

Одним из наиболее существенных недостатков, связанных с при­ менением в водо-водяных реакторах борного регулирования, являет­

ся загрязнение теплоносителя тритием. Тритий образуется в первич­ ном теплоносителе в результате различных ядерных реакций погло­

щения нейтроноЕ ( в том числе и при поглощении нейтронов дейте­ рием, присутствующим в обычной воде), однако, образующееся его

количество значительно меньше того, что получается в результате

захвата нейтрона бором-10 при его концентрациях в воде, характер­

ных для борного регулирования. За год работы реактора образуются

сотни и тысячи кюри трития (в зависимости от мощности и режима

эксплуатации реактора). Как химический аналог водорода он не за­ держивается на очистных системах спецводоочистки и поступает в окружающую среду с дебалансными водами. Фактические его концент­ рации е обросных водах значительно меньше допустимых концентра-

ций в питьевой воде, которая составляет 3.10—6 кюри/л (это

96

показывают результаты замеров и на отечественных и па зарубеж­ ных АЭС), но абсолютные значения сбрасываемой активности оказы­ ваются большими. Неочииаемость трития химическими средствами и большее Бремя полураспада (1;2,В6 года) приводят к тому, что лю­ бые меры удерживания его в системах АЭС за счет сокращения коли­ чества небалансных вод, увеличения емкостей для хранения сброс­ ных вод первого контура и т.п. не могут дать практически никакого эффекта. Практически весь образовавшийся в первом контуре тритий будет сброшен за пределы станции; единственным следствием сокра­ щения небаланса воды будет повышение концентрации трития е сис­ темах станции.

Возрастание масштабов ядерпой энергетики делает необходимым развитие мер, обеспечивающих дальнейшее снижение загрязнения ок­ ружающей среды, и е этой связи должна быть поставлена задача разработать экономичные методы очистки вод первого контура от трития.

97

1.5. РАЗВИТИЕ НАПРАВЛЕНИЙ ОБЕСПЕЧЕНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ АЗС с ВВЭР

В соответствии с содержанием и целями безопасности АЭС,

рассмотренными е о "Введении", опыт разработки атомных электро­ станций позволяет сформулировать следующие основные направления обеспечения безопасности. При этом нужно лишний раз подчеркнуть,

что проблемы обеспечения безопасности сложны и многосторонни и не могут иметь единственного всеобъемлющего решения. Необходимы комп­ лексные усилия по Есем этим направлениям.

1) Высокое качество оборудования атомной техники (включая

качество монтажа) как фундамент обеспечения (Тактической безопас­ ности и снижения вероятности повреждений и нарушений.

2) Контроль состояния оборудования на всех этапах его эксп­

луатации. Восстановление высокого качества на основании резуль­ татов контроля. Исходя из специфических условий атомной установки должны широко применяться дистанционные методы контроля и ремон­ та, предусматриваться специальные приспособления для осуществле­ ния этих операций.

3) Разработка и реализация эффективных защитных мер и устройств, цель которых - либо предотвращение возникновения аварий и компенсация возникших нарушений (включение резервного оборудования, аварийная остановка реактора и т.п.), либо предот­ вращение развития аиарий и уменьшение последствий нарушений

(аварийное охлаждение активной зоны).

4) Разработка и реализация страхующих мер, направленных на локализацию распространения радиоактивных Ееществ (Еышедших в результате нарушения оборудования или развития аварии) и уменьшаю-

98

щих последствия аварий и распространения радиоактивности (систе­ мы улаЕлиЕания радиоактивных продуктов, герметичные помещения,

выбор расположения станции).

Этот перечень технических направлений должен быть допол­ нен очень важными направлениями организационно-технической

деятельности.

5) Должно быть обеспечено последовательное и взаимно-согла­

сованное осуществление всех необходимых технических и организа­

ционных мер безопасности на всех этапах проектирования, строи­

тельства, ввода в эксплуатацию, эксплуатации, ремонта атомной электростанции. Только комплексность решения проблемы может дать реальную гарантию безопасности.

6) Необходимо четкое и научно обоснованное нормирование всех

технических и организационных сторон обеспечения безопасности.

Разработка и внедрение в практику системы норы и правил позво­

ляют зафиксировать достигнутый уровень технологии и с успехом

воспроизвести его на других образцах.

7) Необходима четкая и действенная система надзора за обес­

печением безопасности АХ, опирающаяся на закон и не зависящая от административной подчиненности разработчиков, изготовителей и эксплуатационников АЭС.

Такая формулировка основных направленийобеспечения безопас­

ности отражает современное состояние развития проблемы и соЕре-

• 'J

менное ее понимание, но по существу она также подытоживает нап­ равления усилий, прилагавшихся к ее решению с первых шагов раз­ вития атомной энергетики. С другой стороны, разным граням проб­ лемы е разное Бремя уделялось нс одинаковое внимание, что прояв­ илось также в развитии ВВЭР.

99

Основной упор е обеспечении безопасности е течение всех этапов разЕИтия ВВЭР делался и делается на качество оборудования,

е соответствии с действительной ролью этого фактора. Развитие атомной техники выработало более жесткие, чем в обычной тепло­ энергетике, требования к качеству и соответствующие им нормы юнтроля оборудования при изготовлении. Были разработаны прин­ ципиально новые материалы и технологические процессы, особое внимание было уделено радиационной стойкости оборудования и т.п.

При этом требования к качеству и контролю возрастают по мере увеличения ответственности каждого элемента установки, в соответ­ ствии с теми последствиями, какие может иметь его повреждение.

Наиболее существенный недостаток первого этапа разработок -

недооценка возможности возникновения и развития дефектов в про­ цессе эксплуатации под действием таких факторов как вибрация,

температурные колебания и усталостные явления, коррозия под нап­ ряжением и другие виды коррозии и т.п. Одновременно с этим недос­ таток опыта обусловил переоценку трудностей организации дистан­ ционного контроля состояния оборудования в процессе эксплуатации.

В результате первые реакторные установки оказались практически лишенными специальных средств контроля в ходе эксплуатации;

строительные и компоновочные решения затрудняют доступ к ответ­

ственным узлам оборудования для контроля или ремонта.

Опыт последующего развития позволяет частично устранит:

эти недостатки действующих установок:

постепенно возрастает объем контроля, производится замена