Исследования термоэмиссионных сборок ЯЭУ - Возможные аварийные ситуации и особенности методик проведения испытаний при авариях

1. Возможные аварийные ситуации и особенности методик проведения испытаний при авариях, нарушениях режимов работы и отказах отдельных систем и узлов петлевого канала

В настоящем параграфе приводится подготовленный В.Г. Петровским список наиболее значительных запроектных (гипотетических) и проектных аварийных ситуаций и нарушений режимов работы и испытаний. Отметим, что хотя мы и рассматриваем запроектные аварии и тем самым признаем возможность их появления, но вместе с тем считаем этот тип аварий чисто умозрительным. Наиболее убедительным доводом нереальности таких запроектных аварий является отечественный более чем 35-летний опыт петлевых испытаний на нескольких реакторах. Освоение и длительная эксплуатация петлевых установок на реакторе АМ, реакторах ВВР и ИВВ позволяет с уверенностью говорить о достаточно высокой надежности петлевых реакторных установок, петлевых каналов и испытываемых ЭГС (21, 29, 38, 41, 43, 44).
Запроектные (гипотетические) аварийные ситуация. В качестве хотя и возможных, но практически никогда не реализовавшихся, запроектных (гипотетических) аварийных ситуаций рассмотрим следующие.

Прекращение расхода охлаждающей воды реактора.

Такая ситуация возможна в случае перекрытия водяных каналов охлаждения или разрыва контура охлаждения при автономной системе охлаждения петлевого канала (реактор АМ). В результате после испарения воды произойдет термостатирование конструкции ПК с участком активной зоны или отражателя реактора. Расчетные оценки для типичных режимов испытаний показывают, что в этом случае максимальная температура сердечников испытываемой ЭГС может достигнуть температуры 2200—2600 °C, которая, однако, ниже температуры плавления используемых в ЭГС топливных композиций на основе оксида или карбида урана. Вместе с тем на всех реакторах предусмотрено срабатывание аварийной защиты при уменьшении расхода воды (на реакторе АМ при 0,5 расхода от номинального значения) Поэтому реально указанный уровень температуры не будет достигнут, поскольку интенсивное охлаждение как ПК, так и реактора начинается сразу же после срабатывания аварийной защиты. В результате, несмотря на кажущуюся вероятность такой аварии, ее следует отнести к запроектной аварии.

Разрыв высоковакуумного контура откачки межэлектродных зазоров ЭГС.

При нормальных режимах работы весь высоковакуумный контур от ЭГС до ресиверов сборки газов находится под разрежением. Если все же существует какая-либо вероятность полного разрыва контура, то газообразные осколки деления могут проникнуть в необслуживаемые помещения контура. По оценкам в этом случае максимальный уровень активности в зависимости от тепловой мощности и геометрии ЭГС может составить 100—400 Ки. В начальный момент разгерметизации примерно 20% активности даст изотоп l3lJ. Остальная активность будет определяться газообразными продуктами деления Кr и Хе. Подчеркнем, что такой аварийной ситуации не наблюдалось ни на одном из реакторов, где проводятся петлевые испытания.

Потеря герметичности вакуумного контура и быстрое заполнение ресивера выдержки осколков деления атмосферным воздухом.

В этом случае необходим экстренный сброс газа в запасной ресивер или в спецвентиляцию реактора. Накопленная активность в ресивере определяется в основном изотопами Кr и Хе. Время откачки типичных ресиверов составляет несколько часов (например, на реакторе АМ оно равно 1—2 ч). По оценкам в худшем случае за это время активность составит 500—600 Ки в зависимости от достигнутого равновесия распада изотопов. Существенно безопаснее ситуация будет при наличии запасного ресивера. В этом случае перекачка газа в запасной ресивер (предварительно отвакуумированный) не приведет даже к остановке петлевой системы и временному прекращению испытаний. Подчеркнем, что подобные аварии также не наблюдались.

Контакт охлаждающей воды с жидкометаллическим теплоносителем.

В ТРП охлаждение ЭГС проводится жидким металлом, а именно сплавом NaK или Li. Поэтому при петлевых испытаниях жидкометаллическое охлаждение ЭГС часто имитируют введением в систему теплосброса ПК соответствующего жидкометаллического подслоя. Рассматривается также возможность реакторных испытаний пакетов ЭГС с охлаждением циркулирующим жидким металлом [180, 222]. Однако щелочные металлы (сплав NaK или Li) взаимодействуют с водой, что может привести к возгоранию их в воздухе. Поэтому застойные жидкометаллические зоны выполняются герметичными и размещаются, как правило, в страховочной или охранной (обычно вакуумной) полости. Поэтому контакт жидкого металла с водой реактора возможен лишь при наличии одновременно двух аварийных ситуаций: разгерметизации водяного контура охлаждения относительно охранной полости ПК; разгерметизации полости застойного жидкометаллического теплоносителя относительно охранной полости ПК.
Если все же подобное произойдет, то следует иметь ввиду, что взаимодействие воды и жидкого металла будет происходить в замкнутом объеме при непрерывной работе вакуумных насосов, т.е. без присутствия кислорода, а следовательно, и без возгорания. Продукты реакции будут непрерывно удаляться вакуумными насосами в ресивер выдержки.
При любом варианте указанной аварии она легко обнаруживается и идентифицируется. Так как при разгерметизации охранной полости в ней нарушится вакуум, то на пульте управления петлевой установкой появятся световой и звуковой сигналы о падении вакуума в страховочной полости, т.е. данная авария контролируется. Подобные аварии также не наблюдались.

Контакт охлаждающей воды с цезием.

Цезий так же, как и сплав NaK и Li реагирует с водой. При испытаниях жидкий цезий находится в термостате или другом источнике пара цезия, который охлаждается водой реактора или экспериментального канала. Однако контакт воды с цезием возможен также при наложении двух аварий: разгерметизации водяного теплообменника или контура охлаждения относительно охранной полости ПК; разгерметизации термостата или другого источника пара цезия относительно охранной полости ПК.
Продукты реакции воды с цезием также будут удаляться вакуумными насосами охранной полости и закачиваться в ресивер. Здесь тоже практически будет отсутствовать кислород.
Контроль этой аварийной ситуации осуществляется по падению вакуума в охранной полости ПК.
При использовании в ПК источника пара цезия в виде испарительно-конденсационного ГПРТ охлаждающая вода конденсатора ГПРТ через металлическую стенку контактирует с высоковакуумной полостью выкуумирования МЭЗ ЭГС. Нарушение герметичности металлической стенки приведет к контакту воды с цезием в районе конденсатора ГПРТ. В этом случае резко упадет вакуум в высоковакуумной полости, что сразу же будет зафиксировано звуковой и световой сигнализациями пульта управления. Поэтому и эта запроектная авария контролируется с самого начала ее развития. Продукты реакции будут откачиваться в ресивер выдержки осколочных продуктов деления. Такая авария также не наблюдалась в отечественной практике петлевых испытаний.
Возможные проектные аварийные ситуации. Рассмотрим теперь и наиболее вероятные, т.е. проектные, аварийные ситуации при эксплуатации петлевых установок. Отрицательные воздействия этих проектных аварий на технологическую обстановку реактора и петлевой установки могут быть различными. Поэтому условно разделим проектные аварии на три группы:

1. первая требует срабатывания автоматической защиты реактора;
2. вторая требует ручного сброса аварийной защиты с пульта управления петлевой установкой;
3. третья не имеет серьезных последствий и ее можно отнести к неисправностям, которые могут быть устранены по ходу испытаний.

Таблица 6.2.
Возможные аварийные режимы, сигналы от которых заведены в систему срабатывания аварийной защиты реактора

Таблица 6.3.
Возможные аварийные режимы, требующие сброса аварийной защиты реактора оператором управления петлевым экспериментом

К первой группе аварийных режимов отнесем возможные тяжелые аварии или неисправности, дальнейшее развитие которых может привести к выходу из строя технологических систем петлевой установки и распространиться на реактор. Действие таких аварий должно быть приостановлено без промедления автоматическим срабатыванием аварийной защиты реактора. Поэтому в систему сброса аварийной защиты должны быть заведены одинарные или групповые сигналы контроля. Перечень аварийных режимов первой группы приведен в табл. 6.2.

Таблица 6.4.
Возможные аварийные режимы и неисправности, требующие снижения уровня мощности реактора

Продолжение табл. 6.4.

Вторую группу составляют возможные аварии, приводящие к последствиям менее опасным, но отрицательно воздействующим на технологические системы петлевой установки. Сигналы этой группы режимов должны быть заведены на звуковую и световую сигнализацию петлевой установки, а нежелательное развитие режимов останавливается ручным сбросом аварийной защиты с пульта управления петлевым экспериментом. Перечень таких аварийных ситуаций приведен в табл. 6.3.
К третьей группе отнесем возможные менее опасные аварийные режимы, которые могут быть устранены действием экспериментаторов или сменным персоналом петлевой установки. Сигналы о таких режимах заводятся только в световую и звуковую сигнализацию. В таких режимах часто достаточно снизить мощность реактора или выполнить другие стандартные при испытаниях операции. Перечень таких режимов приведен в табл. 6.4, где также указаны возможные меры по их локализации.