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

10

Очевидно, что при увеличении масштаба первичного нарушения техническая сложность и стоимость защитных мер возрастает, и

неизбежна тенденция перехода от мер, сохраняющих установку в работе, к мерам, направленным лишь на защиту населения. Поэтому предельным и потому более всеобъемлющим понятием "безопасности АЭС" является наличие на АЭС мер, обеспечивающих защиту насе­ ления от вредного, главным образом радиационного, воздействия со стороны АЭС как при нормальной ее работе, так и при наруше­ ниях нормальной работы.

Также очевидно, что меры и средства, направленные на обеопв'

чение безопасности АЭС по отношению в первым группам нарушений

("калым" нарушениям, которые могут быть полностью нейтрализова­ ны либо развитие которых может быть предотвращено), большей частью тождественны мерам и средствам, направленным на обеспе­ чение надежности атошой электростанции как источника энергии,

т.е. невыполнение иди неполное выполнение атомной электростан­ цией своей основной задачи является, как цравило, результатом действия определенных ограничений мощности или параметров огра­ ничений, связанных с возникновением нарушения или поломкой обо­ рудования и вводимых с тем, чтобы не была реализована возмож­ ность выйти за "безопасный предел" (здесь следует подчеркнуть,

что возможности увеличения мощности любого реактора, т.е. его тепловыделения, сверх номинальной очень велики, ограничен теп­ лоотвод).

Обеспечение безопасности такими мерами, которые не сохраня­ ют рабочий режим, проявляется в qhw w w h h h надежности.

II

Естественное распределение усилий и внимания разработчиков,

технология изготовления, возможности контроля и порядок эксплуа­

тации практически приводят к тому, что вероятность повреждения уменьшается с увеличением его масштаба, а это означает, что экономически целесообразные меры обеспечения надежности АЭС при­ менительно к "большим" нарушениям перестали; быть тождественны­ ми мерам обеспечения безопасности, т.е. защиты, населения. Эко­ номически нецелесообразно усложнять конструкцию и увеличивать стоимость станции для того, чтобы предотвратить возможный ее простой из-за такого нарушенияили повреждения.которое может не произойти за все время существования АЭС, Опасность дня населе­ ния того же самого повреждения или нарушения определяется исхо­ дя из других критериев, и требования к защитным мерам с точки зрения безопасности могут оказаться другими.

Остается открытым вопрос,являются ли мер!, обеспечивающие требуемую с экономической точки зрения надежность оборудования АЭС, избыточными дня обеспечения безопасности населения приме­

нительно к "большим" повреждениям на АЭС или эти меры являют­

ся недостаточными для целей безопасности. Существуют мнения,

утверждающие избыточность, или, по крайней мере, достаточность этих мер. Тем не менее с самого начала развития атомной энерге­ тики возникла и существует проблема “потенциальной опасности"

АЭС, исходящая из того, что на АЭС могут возникнуть нарушения,

последствия которых могут цредставлять опасность для населения.

В связи с этим возникает проблема " максимальной проект­ ной аварии".

Как уже было сказано, по мере возрастания масштаба рассмат­ риваемого нарушения целенаправленность защитных мер переносится

12

с сохранения работоспособности АЭС на защиту населения. Однако даже при такой одноцелевом назначении этих защитных мер их техническая сложность и стоимость безусловно возрастают с уве­ личением масштаба нарушения. Практически это приводит к тому,

что в каждом конкретном проекте АЭС устанавливается предельное рассматриваемое нарушение, последствия которого могут быть дос­ таточно надежно локализованы предусматриваемыми мерами без опасного радиационного воздействия на население. Применительно к реакторам ВВЭР за пределами рассматриваемых проектом наруше­

ний остаются либо разрывы крупных сосудов (корпусов), либо раз­ рывы сосудов и крупных трубопроводов.

Неопределенность в назначении "максимальной проектной ава­

рии" с точки зрения обеспечения безопасности населения может быть скомпенсирована выбором площадки для АЭС на достаточном

ренные защитные устройства могут оказаться недостаточно эффек­

тивными и последствия аварии выйдут за пределы, предусмотрен­

ные проектом. Поэтому в некоторых алучаях практикуется анализ

"максимально мыслимой аварии", когда не исключается оплавление активной зоны вне связи с глубиной проработки защитных устройств Чем больше реально случившаяся авария цревышает максимальную проектную , тем ближе реальные условия могут оказаться к послед­ ствиям, характеризуемым "максимально мыслимой аварией".

Применительно к большим и, безусловно, крайне редким нарушениям

(типа катастрофы) считается возможным опираться на допусти­ мость "аварийных" уровней радиационного воздействия на населе­ ние, превышающих нормальные предельно-допустимые.

13

Наиболее полно и последовательно проблема потенциальной опаонооти может быть решена на основе количественного вероят­ ностного подхода, который рассматривает количественную эффек­ тивность предусматриваемых цроектом мер и не ограничивает рас­ смотрение повреждений условно назначаемой максимальной аварией.

Количественный подход к обеспечению и обоснованию безопасности АЭС на воех ее уровнях может и должен внедряться по мере появ­ ления и накопления практических данных по их эксплуатации.

Кратко очерченный выше круг вопрооов примерно определяет те рамки, в которых автор попытался в представленных ниже раз­ делах проанализировать особенности развития отечественных водо­ водяных реакторов для АЭС и основные физические и технические проблемы безопасности, характерные для этих реакторов.

Часть I

РАЗВИТИЕ ОСНОВНЫХ ФИЗИКО-ТЕХНИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК РЕАКТОРНЫХ УСТАНОВОК И АТОМНЫХ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЙ С ВОДО-ВОДЯНЫМИ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИМИ РЕАКТОРАМИ

17

I.1. ПЕРВОНАЧАЛЬНЫЕ ПРЕДПОСЫЛКИ ПРОЕКТА ПЕРВОГО ВВЭР И ИХ ПОСЛЕДУЮЩ ТРАНСФОРМАЦИЯ

Современные характеристики первого ВВЭР довольно широко известны, и поэтому интересно проследить их предысторию и даль­ нейшую стабилизацию.

Исходные характеристики реактора, изложенные в самом пер­ вом задании на проектирование, отражают опыт разработки реак­ торов других типов и по существу фиксируют отцравную точку, от которой начинается довольно быстрый процесс оптимизации.

К маю 1955 года в ИАЭ была подготовлена серия технических заданий на цроектирование энергетических реакторов с водяным и газовым охлаждением, которым были присвоены индексы ВЭС-1,

ВЭС-2, ЭВГ и ЭГ.

Нейтронно-физические особенности реактора с водяным замед­ лителем, позволявшие получить большие мощности при малом раз­ мере активной зоны и глубокое выжигание урана, открывали перед этим реактором широкие технические и экономические перспективы и выдвинули его на первый план в проводившихся эскизных црора-

ботках реакторов для атомных электростанций. Стоимостные оцен­ ки по этому типу реактора давали наиболее обнадеживающие ре­ зультаты.

Были рассмотрены следующие варианты:

-водо-водяной реактор ВЭС-1 (водяная электростанция - I)

салюминиевой конструкцией активной зоны для низких параметров пара (двухконтурная схема, насыщенный пар давлением 3 ата);

Го . П б"Ч-чН^Я

18

- такой se реактор БЭС-2 о заменой алюминия на цирконий

для выработки пара более выооних параметров (двухконтурная охема,

насыщенный пар давлением 29 ата);

- водяной реактор ЭНГ (энергетический водо-гаяовый) с исполь­

батывался и был значительно продвинут вопроо о возможности исполь­ зования уран-графитового реактора с газовым охлаждением для целей энергетики, поэтому атомная электростанция с реактором ЭГ (энер­ гетический газовый) также была включена в число сравниваемых ва­ риантов;

- отдельно был раоомотрен вариант комбинированной атомной

электростанции с водо-водяным реактором типа ВЭС-2 для производст­

ва насыщенного пара и графито-газового реактора типа ЭГ для перег­ рева этого пара.

Из воех рассмотренных вариантов "для первой энергетической

станции" было отдано предпочтение аппарату ВЭС-2 с турбинами, ра­ ботающими на насыщенном нерадиоактивном паре среднего давления.

Было признано рациональным также вести разработку энергетической установки с аппаратом ЭГ, поскольку он позволял работать на необо-

гащенном уране и обещал неплохие экономические показатели.

Исходный вариант реактора БЭС-2 характеризовался следующими

кассета с тепловыделяющими элементами

циркониевая труба диаметром 100 мм при толщине стенки 0,о-1 мм

в сечении кассеты 7 твэл с шагом 34 мм, общее чиоло кассет - 1040 шт.

максимальная тепловая нагрузка на поверхности тепловыделяющих элементов

максимальная температура поверхности твэл - 284°С

корпус реактора внутренним диаметром около 4 м, плакированный изнутри нержавеющей сталью; между активной зоной и корпусомстальной экран.

Предполагалось, что реактор будет иметь смешанную загруз­ ку из естественного урана и урана 2^-ного обогащения, причем пер­ воначальная загрузка составляла Н О тонн естественного урана и

12-15 тонн 2/£-ного. Рассматривалась возможность изготовления сердечников твэл из компактного или порошкового металлического урана, урано-магниевой металлокерамики и спеченной двуокиси урана.

20

Загрузка и выгрузка топлива в реактор предполагалась от­

дельными кассетами при работе реактора без изменения его рабо­ чих параметров с ежесуточной заменой до 15 кассет.

Компенсация избыточной реактивности, управление реактором

и аварийная защита осуществлялись при помощи поглощающих стерк-

ней, выполненных из карбида бора в циркониевой оболочке или

бариевой стали н снабженных вытеснителями воды.

Бее стержни предполагались одинаковыми по конструкции диаметром

10 см, общее количество - 15 2 шт. Каналы стержней регулирования и защиты располагаются между кассетами.

Рассматривалась возможность движения теплоносителя через

активную зону как сверху вниз, так и снизу вверх.

В сентябре 1955 года было проведено уточнение технического задания на реактор ВЭС-2, который а этого времени получил ивдеко

“ВВЭР". На этой отадии уже удалось учесть многие специфические особенности, характерные для водо-водяного реактора.

Уточнение коснулось следующих характеристик.

В качестве основного варианта была принята загрузка естест -

венного урана в виде спеченной двуокиси. Обогащение в кассетах с обогащенным ураном было увеличено до 25$, в качеотве топлив­ ной композиции было решено использовать металлокерамику, состав­ ленную из двуокиси урана и алюминиевого сплава. Загрузка урана в активную зону была сокращена до 80 тонн.

Основным требованием, определившим выбор топливных компо­ зиций, явилось требование устойчивости топлива при длительной

работе в условиях энергетического реактора (отсутствие формоизме­ нения, максимальное влияние на герметичность оболочки).

В дальнейшем этот выбор был подкреплен дополнительными требованиями устойчивости топливной композиции к размыва­ нию водой первого контура, чтобы обеспечить наилучшие радиа­

21

ционные условия и наименьшее загрязнение первого контура в слу­ чае выхода из строя тепловыделяющих элементов. Применение дву­ окиси в качестве делящегося материала не является оптимальным

с точки зрения физики топливного оикла. Такое решение рассмат­

ривалось как компромисс, частично удовлетворяющий физичеокие и технические требования.

Было принято шестигранное поперечное сечение кассет с тол­

щиной стенок 1,5 мы и расстоянием между стенками кассет 5 мы.

Ери шаге между кассетами 104 мы их общее количество составило

835 шт. Размеры активной зоны были изменены: диаметр 3,2 н,

высота 3,5 м.

Твэлы из естественной двуокиси урана имели сердечники

диаметром 15 мм, толщину циркониевой оболочки 0,7-0,8 мм, шаг решетки 21-23 мм.

Хвалы из обогащенного урана вмели сердечник диаметром 8 ш ,

шаг решетки 12,5 мы. Длина твэлов не регламентировалась, но былс выставлено требование ограничения расстояния между торцами двух последовательно расположенных элементов (до 5 мм для "естест­ венных" твэл), чтобы избежать чрезмерного перенапряжения торцо­ вой чаоти твэл из-за воплеока нейтронного потока.

Функции компенсации реактивности я аварийной защиты были переданы подвижным каооетам о обогащенным ураном, занимающим чаоть ячеек активной зоны,загруженных обогащенным топливом

(НК - 60 шт., АЗ - 12 шт.). верхней части подвижных кассет предусматривались поглощающие нейтроны внтеонителн воды.

Выбор такой схемы компенсации реактивности овязанбыл с тем,

что обычный поглотитель тепловых нейтронов в реакторе о водяным замедлителем обладает малой эффективностью из-за малой длины