Стартовая >> Архив >> Генерация >> Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических реакторов

Наиболее вероятные аварии на реакторе - Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических реакторов

Оглавление
Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических реакторов
Введение
Деление тяжелых ядер
Нейтронно-физические характеристики активной зоны ВВЭР-1000
Пусковые режимы работы реактора
Требования к системе управления и защиты ВВЭР
Пуск реактора
Нейтронно-физические характеристики активной зоны при работе
Регулирование и маневренность ВВЭР
Отвод тепла от реактора в нормальных и переходных режимах
Ограничения допустимой мощности реактора, связанные со схемой электроснабжения ГЦН
Останов реактора
Обеспечение отвода тепла после останова реактора
Комплектация тепловыделяющих сборок в активной зоне
Расчет нейтронно-физических характеристик реактора
Расчет распределения энерговыделения в тепловыделяющих сборках
Оптимизация нейтронно-физических характеристик реактора
Свойства двуокиси урана и оболочек твэлов из циркониевого сплава
Контроль герметичности оболочек твэлов на остановленном реакторе
Изучение отработавшего ядерного топлива в защитной камере
Требования к материалам 1-го контура реактора
Особенности водно-химического режима и способы регулирования качества воды 1-го контура
Очистка воды 1-го контура
Переработка и захоронение жидких радиоактивных отходов
Контроль за состоянием материалов оборудования реакторных установок
Безопасность ВВЭР
Радиационная безопасность при нормальной эксплуатации реактора
Обеспечение ядерной безопасности при работах с тепловыделяющими сборками
Наиболее вероятные аварии на реакторе
Оценка возможного выделения энергии при аварии
Предохранительные и защитные устройства
Эксплуатация энергетического блока с ВВЭР-1000
Паротурбинная установка ВВЭР-1000
Система контроля, управления и защиты ВВЭР-1000
Себестоимость электроэнергии, вырабатываемой на АЭС
Режим и показатели работы АЭС в энергосистеме
Способы увеличения глубины выгорания ядерного топлива и длительности кампании реактора
Режим продления кампании реактора
Снижение потерь нейтронов в реакторе
Заключение
Список литературы

При анализе безопасности реактора чрезвычайно трудно определить степень опасности и вероятности какой-либо конкретной аварии. В процессе анализа предполагаемые возможные аварии разбивают на отдельные группы, обусловленные причинами, создающими аварийную ситуацию. Можно выделить две большие группы аварий: 1) аварийные ситуации, связанные с изменением реактивности; 2) аварийные ситуации, обусловленные механическим повреждением оборудования.
Рассмотрим наиболее типичные причины и последствия аварий, возможных на реакторах типа ВВЭР.

Пусковые аварии.

Авария, происходящая в остановленном реакторе при неожиданном увеличении реактивности, называется пусковой. Подобная авария может, например, случиться при быстром выведении регулирующего стержня (или группы стержней) из остановленного реактора (или работающего на минимально контролируемом уровне) в результате ошибочных действий оператора. При достаточно большой высвобожденной реактивности создается опасность неконтролируемого разгона реактора (см. гл. 3).
Для уменьшения вероятности нарушения режима пуска обычно реактивность вводят с заранее заданной и управляемой скоростью. Управляющие органы объединяют в предварительно выбранные группы, передвигаемые в определенном порядке. Так как в работе находится только одна группа, другие стержни СУЗ не могут быть извлечены [153].
Проектами ВВЭР предусмотрено немедленное прекращение развития пусковой аварии путем останова реактора с помощью аварийной защиты (см. § 6.1). Аварийная защита останавливает реактор при неуправляемом движении органа управления вверх, при уменьшении периода разгона реактора до 10 с, при превышении заданного уровня мощности на 20%, при значительном увеличении давления или температуры воды в реакторе. Скорость введения отрицательной реактивности при срабатывании аварийной защиты составляет около 2% в 1 с, что обеспечивает быстрое уменьшение плотности нейтронного потока (см. § 6.2). Отказ существующих систем аварийной защиты, описанных, например, в [5,10,154], крайне маловероятен. Если же, однако, по какой-либо причине аварийный останов реактора не произойдет и авария получит дальнейшее развитие, то возможны тяжелые последствия — вплоть до разрушения активной зоны.
В процессе переходного аварийного режима происходит увеличение мощности реактора и повышение температуры теплоносителя и ядерного топлива. Нарастание мощности прекратится только при выделении достаточной отрицательной реактивности за счет эффекта Доплера при разогреве топлива и температурного эффекта при разогреве воды. В итоге при достаточно большой избыточной реактивности возможно расплавление оболочек и сердечников твэлов. Однако если 1-й контур остается герметичным, то выброса радиоактивных продуктов деления в помещения реакторной установки не произойдет.

Особое место при рассмотрении пусковых аварий занимают аварии, возникающие в результате неправильных действий персонала при перегрузке ядерного топлива на разуплотненном реакторе, когда аварийная защита отключена. Меры предотвращения таких аварий рассмотрены в § 10,3.
Аварии, связанные с превышением уровня мощности при извлечении поглотителей СУЗ. Авария может начаться при выводе из активной зоны стационарно работающего реактора одного или нескольких стержней СУЗ. Авария аналогична пусковой, однако последствия ее могут быть более тяжелыми, так как перед аварией реактор работает на номинальной мощности, а в активной зоне уже накоплено определенное количество продуктов деления.
Если система аварийной защиты не обеспечит снижение мощности или аварийный останов реактора, может произойти перегрев активной зоны. Скорость нарастания мощности зависит от числа выведенных стержней, скорости их выведения и взаимного расположения их в активной зоне.
Кроме увеличения общей мощности реактора извлечение поглотителей неминуемо приведет к возникновению перекосов распределения плотности нейтронного потока и, следовательно, к образованию районов локального перегрева топлива. Однако в реакторах типа ВВЭР благодаря большому отрицательному коэффициенту реактивности (см. § 3.2 и 4.3) мощность и избыточное образование пара в активной зоне нарастают постепенно, благодаря чему оператор может своевременно принять меры по заглушению реактора. Как и в случае пусковой аварии, выброса радиоактивных элементов в помещения реакторной установки не произойдет даже в случае повреждения твэлов, если 1-й контур сохраняет свою герметичность.
К этому же типу аварий может быть отнесена авария с выбросом регулирующего стержня из активной зоны при разрыве чехловой трубы привода органа СУЗ. Последствия такой аварии более опасны, так как она сопровождается утечкой воды 1-го контура через разорвавшуюся чехловую трубу. Чтобы уменьшить вероятность такой аварии, обычно применяют специальные удерживающие устройства, которые препятствуют выбросу органа управления под действием возникающего при аварии перепада давления. Кроме того, ограничивают максимальную эффективность органа управления, которая при работе на мощности составляет около (1 - 2) β (доли запаздывающих нейтронов). Эти меры совместно с эффектом Доплера ограничивают рост мощности и уменьшают степень возможного повреждения твэлов. При этой аварии дополнительная положительная реактивность приводит к увеличению плотности потока нейтронов в активной зоне и затем теплового потока. Отбор тепла в парогенераторах отстает от выработки тепла в активной зоне до тех пор, пока не сработают клапаны перепуска и сброса пара. Поэтому температура теплоносителя в реакторе повышается и, если не принять соответствующих мер, может возникнуть кризис теплообмена, хотя расход воды через реактор остается прежним. На этот случай предусмотрено срабатывание аварийной защиты реактора.

Рис. 10.3. Изменение характеристик ВВЭР-440 при неуправляемом извлечении из активной зоны стержня СУЗ:

1 — тепловая мощность; 2 — нейтронная мощность;.
3 — давление в 1-м контуре; 4 — температура воды на входе в активную зону

В расчетах рассматриваемой аварийной ситуации ВВЭР-440 (рис. 10.3) принимают, что скорость введения реактивности при извлечении стержня АРК равна 3,5·10-4с. останов реактора происходит из-за превышения аварийной уставки по мощности (АЗ-1), а сброс стержней СУЗ начинается через 0,5 с после появления сигнала. Выключение реактора по сигналу АЗ-1 начинается через 4,5 с после начала аварии (начала движения стержня АРК). На графиках хорошо видно влияние тепловой инерции активной зоны. До 50%-ного номинального значения уровня нейтронная мощность снижается за 2,3 с, а тепловая—за 7,0 с после начала движения стержней АРК вниз. До 30%-ного уровня спад нейтронной мощности происходит за 3,1 с, тепловой—за 10 с. Изменения температуры и давления воды 1-го контура невелики. Условия охлаждения активной зоны остаются нормальными. Расчетами показано, что имеется достаточный запас до кризиса теплообмена (более чем двукратный) в самый неблагоприятный момент процесса — через 5 с после начала аварии. Режим эксплуатации ВВЭР при компенсации избыточной реактивности раствором борной кислоты позволяет сводить до минимума серьезность аварий с выбросом поглощающих стержней, так как при работе реактора на мощности в активной зоне находятся поглотители только группы регулирующих стержней, да и то погруженных лишь частично (см. § 4.1).

Аварии, связанные с уменьшением концентрации веществ, поглощающих нейтроны.

В ВВЭР для компенсации запаса реактивности холодного остановленного реактора (например, при перегрузке ядерного топлива) в теплоноситель 1-го контура добавляют растворимые вещества — поглотители нейтронов. Обычно в качестве такой добавки используют борную кислоту (см. § 4.1). Опасный переходный аварийный режим может возникнуть при быстром выведении борной кислоты из 1-го контура, если не осуществляется должный контроль за ее концентрацией. Аналогичный процесс может возникнуть при подключении к реактору, находящемуся в работе или в заглушенном состоянии, близком к критическому, петли с концентрацией борной кислоты меньшей, чем в реакторе. Последствия аварии те же, что и при извлечении твердых поглотителей из активной зоны.

В связи с этим для предотвращения подобных аварий режим эксплуатации предусматривает выравнивание концентрации бора в петле и реакторе перед подключением петли.

Аварии, связанные с охлаждением теплоносителя.

ВВЭР обладают отрицательным температурным коэффициентом реактивности, поэтому понижение температуры приводит к увеличению реактивности.

При этом в результате увеличения реактивности в активной зоне может наступить переходный режим, степень опасности которого определяется температурным коэффициентом, степенью переохлаждения теплоносителя на входе в реактор и расходом теплоносителя (см. § 3.2).
Введение холодной воды в реактор может произойти, например, при включении аварийного подпиточного насоса. Однако это случай практически не представляет опасности, так как расход холодной воды достаточно мал и она поступает в трубопровод петли или смесительную камеру реактора. В активную зону холодная подпиточная вода попадает, лишь пройдя большой путь по 1-му контуру, смешиваясь с более горячей водой.
Для исключения непредусмотренного введения холодной воды в активную зону и предотвращения повреждения твэлов обычно вводят блокировку, запрещающую включение главного циркуляционного насоса в работу и открытие задвижки петли, если разность температур воды в реакторе и петле недопустимо велика. Кроме того, время открытия задвижек выбирают достаточно большим — от 20 до 300 с.

Аварии при уменьшении или прекращении расхода теплоносителя.

Уменьшение расхода теплоносителя через реактор может произойти, например, при отключении электропитания всех ГЦН или некоторого их числа, а также при посадке напряжения в системе электроснабжения.
В результате отключения ГЦН и последующего снижения расхода теплоносителя срабатывают соответствующие системы аварийного ввода резервного электропитания, благодаря чему расход через некоторое время (1—2 с) может восстановиться полностью или частично (в случае полного обесточивания некоторых насосов). Такое кратковременное или длительное уменьшение расхода теплоносителя через реактор обычно учитывают при расчете предельно допустимой мощности ТВС реактора с целью обеспеченная надежного охлаждения твэлов и недопущения кризиса теплообмена (см. § 5.3). Тяжесть аварии определяется степенью уменьшения расхода теплоносителя и уровнем мощности реактора. Полное обесточивание ГЦН даже в случае срабатывания аварийной защиты и заглушения реактора представляет большую опасность, поскольку при этом могут произойти перегрев твэлов и выделение продуктов деления топлива в 1-й контур.

При проектировании АЭС вопросу надежности работы ГЦН и особенно выбору надежной схемы электроснабжения (применение генераторов собственного расхода, секционирование шин и т. д.) уделяют большое внимание. В ряде случаев нежелательные последствия, связанные с аварийной остановкой ГЦН, снижаются естественной циркуляцией теплоносителя через реактор и подключенные петли.
Наиболее серьезные последствия, связанные с уменьшением расхода теплоносителя при остановке ГЦН, возможны при отказе системы аварийной защиты реактора. При этой сложной аварии одновременно повреждаются две независимые системы реакторной установки.
Изменение температуры оболочки твэлов после прекращения или уменьшения расхода теплоносителя определяется коэффициентом теплоотдачи от поверхности оболочки. Вследствие достаточно большого коэффициента теплоотдачи при пузырьковом кипении воды температура оболочки мало отличается от температуры кипящего теплоносителя (см. § 5.1). Однако при большом несоответствии между мощностью твэлов и расходом теплоносителя возможны отклонение от режима пузырькового кипения и возникновение кризиса теплообмена, сопровождающегося перегревом и расплавлением оболочки и последующим выходом продуктов деления в теплоноситель.        
Уменьшение или прекращение расхода теплоносителя наиболее вероятно в отдельной ТВС (или в нескольких ТВС) в результате частичного или полного перекрытия сечения теплоносителя. Авария с закупоркой ТВС может произойти при попадании посторонних предметов в хвостовик ТВС или в нижнюю решетку пучка твэлов. В качестве таких посторонних предметов могут быть болты, гайки, обрезки и обрывки труб и другие элементы насосов и внутрикорпусных устройств реактора, появляющиеся в 1-м контуре в результате их повреждения.

Аварии, связанные со сбросом нагрузки.

Резкое изменение нагрузки при работе реактора на полной мощности может вызвать опасные переходные процессы, создающие аварийную ситуацию.
При резком сбросе нагрузки АЭС (аварийное отключение от электросистемы, закрытие стопорного клапана турбины) теплоотвод от 1-го контура реакторной установки резко ухудшается, что ведет к повышению температуры и давления в теплоносителе, а также к росту давления пара во 2-м контуре. В связи с этим срабатывает аварийная защита, снижающая мощность реактора до значения, соответствующего нагрузке. В случае отказа срабатывания аварийной защиты или автоматического регулятора мощности переходный температурный режим может вызвать серьезное повреждение активной зоны. Снижению мощности реактора в этом случае способствует также эффект саморегулирования, поскольку повышение температуры активной зоны ВВЭР связано с выделением отрицательной реактивности (см. § 3.2 и 4.3).

Аварии, связанные с разрывом паропровода.

Внезапный разрыв паропровода 2-го контура эквивалентен увеличению нагрузки АЭС. Утечка пара через разрыв приведет к быстрому снижению давления пара, увеличению теплоотвода от 1-го контура и резкому понижению средней температуры теплоносителя реактора, работавшего на любой мощности.

Изменение тепловой мощности и параметров 1-го контура при останове ВВЭР-1000
Рис. 10.4. Изменение тепловой мощности и параметров 1-го контура при останове ВВЭР-1000 из-за разрыва главного парового коллектора:
1 — давление в 1-м контуре при срабатывании АЗ I рода; 2 — средняя температура воды 1-го контура при срабатывании АЗ I рода; 3 — тепловая мощность при срабатывании АЗ I рода; 4 — тепловая мощность при срабатывании АЗ I рода и вводе в 1-й контур, начиная с 50-й с, борной кислоты с концентрацией 30 г/кг Н2О с производительностью подпитки 270 т/ч; 5 — тепловая мощность при срабатывании АЗ I рода и вводе в 1-й контур, начиная с 20-й с, борной кислоты с концентрацией 30 г/кг Н2О с производительностью подпитки 540 т/ч

Быстрое расхолаживание воды в реакторе (со скоростью, которая может достигать 100—150 °С/мин) сопровождается ростом реактивности и тепловой мощности реактора (рис. 10.4). При данной аварии реактор должен быть заглушен аварийной защитой. Последствия этой аварии могут усугубиться, если в работе находится автоматический регулятор мощности реактора, срабатывающий при изменении давления пара во 2-м контуре. При резком снижении давления пара во 2-м контуре регулятор подает сигнал на подъем управляющей группы органов СУЗ, что приводит к еще большему росту реактивности и повышению вероятности перегрева и повреждения твэлов. Поэтому при возникновении такой аварии автоматический регулятор должен быть выключен.
Аварии с незначительной утечкой теплоносителя из 1-го контура ВВЭР, компенсируемой системами аварийной подпитки, не представляют серьезной опасности. Аварии же со значительной утечкой теплоносителя из 1-го контура менее вероятны. Протекание таких аварий рассмотрено, например, в [155].



 
« Экспериментальные ВЭУ большой мощности управления ERDA-NASA   Эксплуатация генераторов »
электрические сети