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

г

219

Несмотря на то что изучение истечения горячей воды инте­

ресовало обычную теплотехнику и теплоэнергетику, имеющиеся дан­

ные по этому процессу явно недостаточны, и в настоящее в ре т

изучение истечения в различных условиях интенсивно продолжает­ ся и требует новых усилий. Особенно важно изучать возможность

максимального сохранения в контуре теплоносителя путем конструк-

тивных решений по узлам и оборудованию первого контура.

Конечная задача нейтрализации возникшего нарушения состоит в том, чтобы предотвратить или уменьшить масштаб возможного по­

вреждения тепловыделяющих элементов. На первой стадии аварии

(до осущения активной зоны) характер опасности такой же, как при нарушениях циркуляции теплоносителя: возможность перегрева и на­ рушения оболочки определяется запасом тепла в двуокисных тепло­

выделяющих элементах, к о т о р ы й реализуется при нарушении тепло­ отвода (возникновение кризисных условий, нарушение циркуляции и запаривание). Повреждение может иметь характер разрывов оболоч­ ки под действием внутреннего давления (из-за уменьшения прочно­ сти оболочки с повышением ее температуры) и затем - оплавления оболочки при дальнейшем развитии аварии.

На рис. 2.4-2 показаны результаты оценок разогрева обо­ лочек тепловыделяющих элементов и увеличения со временем коли­ чества твэл, оболочки которых могут расплавиться. На второй ста­ дии аварии, после осушения активной зоны (либо в отдельных не­ благоприятных местах - и до осушения всей зоны), при отсутствии достаточно эффективных средств аварийного охлаждения деформация топлива может настолько затруднить его охлаждение (.хотя бы пото­ ками пара), что остаточное тепловыделение может вызвать дальней­ ший разогрев и расправление двуокиси урана. Дополнительным ис­ точником тепловыделения является экзотермическая водо-цирконие-

221

вал реакция, которая интенсифицируется при температуре более

1Ю0°С. В соответствии с этим можно рассматривать три этапа аварии с точки зрения возможного выхода продуктов деления за пределы первого контура.

Первый этап - выход вместе с истекающим теплоносителем ра­ диоактивных продуктов, накопленных в нем в предшествовавший ава­ рии нериод эксплуатации. Основную опасность из накапливаемых в контуре радиоактивных веществ несут осколки деления. Источником осколков деления являются негерметичные тепловыделяющие элемен­ ты (и в очень малой степениповерхностное загрязнение тепловы­ деляющих элементов ураном). Опыт разработки и эксплуатации ВВЭР позволил установить характер и масштаб типичных повреждений твэл,

возможное количество дефектных элементов и в связи с этим - до­ пустимое количество дефектных элементов и предельную активность теплоносителя в процессе эксплуатации. Типичный характер повреж­ дения - микротрещины, пропускающие радаоактивные газы и легко возгоняемые элементы (галогены), и в значительно меньшем количест­ ве - сквозные отверстия, позволяющие прямой контакт теплоносите­ ля с двуокисью урана. Предельное количество дефектных элементов,

закладываемое в проектные решения,- 1% твэл с микротрещинами и

0,1% твэл с прямым контактом воды и сердечника. Такого масштаба негерметичность активной зоны наблюдалась в отдельные периоды эксплуатации 1-го блока НВ АЭС, опыт других действующих блоков демонстрирует значительно лучшую картину, указывающую на сущест­ венное усовершенствование конструкции и технологии производства тепловыделяющих элементов, повышение качества их изготовления и более тщательное соблюдение водно-химического режима в процес­ се эксплуатации.

222

Предельному проектному масштабу негерметичности элементов соответствуют следующие предельные значения удельной активно -

сти осколков деления в воде первого контура ВВЭР-440: газы

(ксенон, криптон) - 0,11 кюри/литр; йоды - 0,0114 кюри/литр, из них иод-131 - 0,00175 кюри/литр; всего - до 0,14' кюри/литр (с

периодом полураспада более I минуты).

Если масштаб аварии таков, что средства ее нейтрализации

(подпитка, аварийное охлаждение) предотвращают повреждение эле­ ментов и ограничивают аварию первым этапом, в окружающее про­ странство может выйти, в зависимости от характера течи, от

0,12 до 1,4 кюри иода-131 и 2.1C4 кюри газов.

Если средства нейтрализации течи недостаточны для пред­

отвращения повреждения оболочек твэл, за первым этапом следу­

ет Еторой - выход осколков деления, накопленных под оболочкой герметичных твэл. Эта активность - много больше (иода-131 под оболочкой 3,5.105 кюри).

При самом неблагоприятном развитии событий может насту­

пить третий этап - выход осколков деления, содержащихся в сер-

П

дечнике твэл (иода-131 в сердечниках твэл - 3,5.10' кюри). Ме­ ры борьбы с этой потенциальной опасностью обсуждаются в разде­ ле 1.5. В этом зке разделе подчеркивается определяющая роль в нейтрализации обсуждаемой потенциальной опасности средств аварийного охлаждения активной зоны.

‘Большие разрывы контура вызывают весьма специфические гид­

родинамические процессы (в частности, упоминавшийся выше вынос

большей части теплоносителя в разрыв); в еще большей мере спе-

223

цифичны процессы доставки к активной зоне в этих условиях доста­ точного количества теплоносителя, способного предотвратить или уменьшить ее повреждение. Средства аварийного охлаждения, пред­ усматриваемые в новых проектах ВВЭР, также описаны в разделе 1.5,

но следует заметить, что требуется дальнейшее изучение процессов,

происходящих в авариях с большими разрывами, и поиск наиболее эффективных и экономичных средств аварийного охлаждения реактора..

Необходимость противостоять крупным разрывам циркуляцион­ ного контура предъявляет дополнительные требования к прочности оборудования (в частности, внутрикорпусных устройств реактора),

к закреплению оборудования к трубопроводов, к прочности строи­ тельных конструкций. В процессе истечения теплоносителя могут возникнуть большие перепады давления на элементах внутрикорпу­ сных устройств и активной зоны, большие реактивные усилия и опро­ кидывающие моменты на отдельные элементы контура; при разрывах оборудования могут вылетать металлические предметы, двигающиеся с большой скоростью и способные повредить другое образование или строительные конструкции. Все эти стороны вопроса также тре­ буют дальнейшего изучения и поиска оптимальных решений.

На рис. ?. приведена характерная кривая изменения пе­ репадов давления на элементах реактора ВВЭР-440 при обрыве тру­ бопровода 500 мм у корпуса реактора. Возникающие осцилляции дав­ ления носят кратковременный характер и требует специального из­ учения вопроса,в како!' мере они обуславливают необходимость уси­ ления конструкции гчутржорпусных устройств.

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