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

100

слабых узлов, несменяемые и неремонтируемые конструкции заме­ няются ремонтоспособными. Богатый опыт в этой части накоплен на 1-м блоке НВАХ; особенно много было сделано в период рекон­ струкции реактора в 1970-1971 гг»

Основные решения, реализованные и реализуемые на последую­ щих установках, сзодятся к обеспечению периодического контроля,

во время остановок и обеспечению ремонта, что достигается:

-сменностью всех внутрикорпусных устройств реактора;

-доступностью внутренней поверхности корпуса реактора для осмотра и контроля;

-доступностью снаружи зоны патрубков реакторного корпуса для контроля и ремонта;

-возможностью доступа к корпусу реактора снаружи для дис­

танционного осмотра и контроля, (различная степень доступности

вразличных проектах);

-удобством доступа для контроля и ремонта основных, эле­

ментов первого контура (съемная изоляция в зоне сварных швоз,

специальная подготовка поверхности для контроля);

-разработкой механизмов для дистанционного наблюдения

иконтроля труднодоступных мест оборудования и внутренних по­

верхностей трубопроводов; - разработкой приборов и оборудования для дистанционного

ультразвукового контроля, гамма-просвечивания и других способов контроля металла.

разрабатываются методы и приборы непрерывно­ го ш ш периодического контроля работающего оборудования; анализ акустических шумов, анализ нейтронных шумов, акустическая эмис­ сия

IOI

Основное направление проводимых разработок - создание комп­ лексных систем эксплуатационного контроля.

Следующий важный шаг, осуществляемый в настоящее время в связи с первыми двумя направлениями ("качество" и "контроль"), -

введение межотраслевого нормирования конструкций, требований проч­ ности, технологии (правила сварки) и контроля качества, что весь­ ма существенно при широком развитии атомной энергетики и вовле­ чении в ее сферу новых отраслей промышленности.

Меры защиты и меры страховки, заложенные в проекты первых поколений станций, соответствуют принятому для этих установок масштабу "максимальных Проектных аварий" и той роли, которая от­ водится фактору удаления АЭС от населенных пунктов.

Нововоронежская АЭС имеет санитарно-защитную зону радиусом

3 км и находится на расстоянии около 50 км от 1фупного населен­ ного пункта (г.Воронеж).

Применительно к авариям с течью первого контура реакторы НВ А Х обеспечены системой аварийной подпитки производительно­ стью 100 м3/час и системой герметичных помещений (боксов) перво­ го контура, снабженных спринклерными устройствами для конденса­ ции образующегося пара. Система аварийной подпитки обеспечивает защиту активной зоны от повреждения при разрывах трубопроводов диаметром до 100 мм.

Из бокса первого контура ВВЭР-440 предусмотрен сброс паро­ воздушной смеси на уровень крыши реакторного здания через 9 за­ крывающихся клапанов около I метра. Этот сброс регулирует проте­ кание аварийного процесса при разрывах малых трубопроводов в слу­ чае несрабатывания или недостаточной эффективности спринклерной системы. Его максимальная производительность рассчитана на выход воды при разрыве трубопровода диаметром 200 мм, однако эта авашя уже выходит за'рамки "максимальной проектной".

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.