Для ЭБ АЭС в процессе эксплуатации наиболее опасными аварийными ситуациями являются;
- быстрое увеличение мощности реактора за счет роста реактивности (увеличение тепловыделения в реакторе);
- уменьшение или прекращение циркуляции теплоносителя через активную зону реактора (аз);
- резкий рост давления в первом контуре;
- нарушение герметичности в первом контуре.
Эти аварийные ситуации могут привести к разрушению (плавлению) аз или даже одновременно к повреждениям физических барьеров с выбросом РАВ.
При возникновении таких аварий теплоноситель вытекает в помещения РУ, в которых повышается давление и температура, может произойти повреждение (нарушение герметичности) четвертого барьера - ГО.
Разгерметизация оболочек твэлов может происходить даже в процессе нормальной эксплуатации. Ведь в ВВЭР-1000 размещается более 50000 твэлов. В них находится более 80 тонн урана с обогащением по U235, равным 3,3...4,4 %, и в процессе работы накапливаются продукты деления, активность которых может достигать величины порядка 2-1020 Бк. При недостаточном охлаждении аз может возникнуть кризис теплообмена, перегрев отдельных твэлов, нарушение герметичности их оболочек и попадание высокоактивных РАВ в теплоноситель. А при возникновении течей в первом контуре будет происходить выброс РАВ в окружающую среду.
Для предотвращения таких аварий, а при их возникновении для локализации или ослабления последствий аварий и недопущения выхода РАВ за пределы физических барьеров необходимо обеспечивать эффективность всех четырех барьеров и всех пяти уровней защиты в глубину.
Этого можно достичь при выполнении в нормальных и аварийных условиях (включая режим останова реактора для перегрузки топлива) трех фундаментальных функций безопасности (ФФБ):
- контроля и управления реактивностью;
- обеспечения охлаждения аз реактора;
- локализации и надежного удержания РАВ в пределах ГО.
Эти ФФБ в соответствии с принципом ГЭЗ реализуются в ЭБ АЭС с помощью проектных систем (включая СБ) и оборудования. В процессе эксплуатации они должны выполняться одновременно и постоянно во всех нормальных и аварийных режимах, включая режим перегрузки топлива.
Основные задачи, выполняемые ФФБ в зависимости от режимов эксплуатации АЭС, можно проиллюстрировать следующими схемами:
- общие задачи фундаментальных функций безопасности - рис. 52;
- задачи в аварийных ситуациях - рис. 53;
- задачи ФФБ при останове ЯР и перегрузке топлива - рис. 54.
Рис. 52
Контроль и управление реактивностью
Основной задачей данной ФФБ является обеспечение управляемого характера цепной реакции деления ядерного топлива в аз реактора и требований ядерной безопасности во всех режимах работы (включая останов).
Количественной характеристикой реактивности является эффективный коэффициент размножения нейтронов Кэф, характеризующийся отношением количества образовавшихся нейтронов к количеству поглощенных, так как управление реактивностью представляет собой управление количеством нейтронов в аз.
На стационарных, установившихся режимах, когда нейтронная мощность остается постоянной, Кэф = 1, а реактивность реактора р = 0, в случае увеличения мощности реактора Кэф > 1 и р > 0, ав случае уменьшения мощности реактора Кэф < 1 и р < 0.
В настоящее время для того, чтобы гарантировать выполнение этой основной ФФБ, должны приниматься меры, направленные на предотвращение нежелательных переходных процессов, связанных с изменением реактивности, на выключение реактора при необходимости, на недопущение перерастания событий в аварийные ситуации.
Рис. 53
Поэтому реакторы АЭС проектируются таким образом, чтобы было обеспечено управление мощностью реактора при его выключении и поддержание безопасных условий режима останова реактора при нормальной эксплуатации, переходных режимах и аварийных ситуациях. Средства защиты от аварий, вызванных неплановым ростом реактивности, проектируются с консервативным запасом. С этой целью для своевременного подавления мощностных переходных процессов, вызванных изменением реактивности, и предотвращения повреждения аз применяется система управления и защиты (СУЗ), включая надежную и эффективную систему аварийного останова реактора (САОР).
Рис. 54
При этом контроль и управление реактивностью осуществляется путем:
- контроля величины запаса реактивности;
- контроля поля энерговыделения и нейтронной мощности в аз;
- контроля величины периода разгона реактора;
- обеспечения исправности каналов измерения вышеуказанных параметров;
- обеспечения готовности системы аварийной защиты реактора.
При резком увеличении реактивности и возникновении аварийных ситуаций производятся следующие основные операции:
- автоматический останов реактора;
- подпитка аз борным концентратом;
- предотвращение возникновения повторной критичности.
Особенности управления реактивностью в нормальных условиях эксплуатации
Управление реактивностью (мощностью) в нормальных условиях эксплуатации осуществляется путем изменения концентрации бора в теплоносителе и с помощью СУЗ. Так, например, для аварийного выключения ВВЭР-1000 имеется 61 регулирующий стержень в виде кластеров, распределенных в 10 группах.
Управление критичностью и мощностью осуществляется путем поднятия или погружения регулирующих стержней (кластеров) в автоматическом или ручном режимах. При номинальной мощности используется только одна группа стержней для управления мощностью, которое осуществляется двумя режимами:
- регулирование нейтронной мощности (режим «Н»);
- поддержание постоянного давления в главном паровом коллекторе (режим «Т»), с автоматическим переходом из одного режима в другой.
При этом система подпитки также выполняет функцию компенсации реактивности путем регулирования концентрации бора в теплоносителе первого контура.
В этих условиях возможно появление следующих проблем обеспечения безопасности:
- предотвращения непреднамеренного разбавления концентрации бора;
- надежности ввода регулирующих стержней (возможна деформация твэлов);
- автоматической защиты и резерва системы защиты реактора;
- человеческого фактора применительно к щитам управления.
Особенности управления реактивностью в условиях переходных режимов и аварий
В условиях переходных режимов и аварий важное значение имеет рассмотрение (оценка) возможностей управления реактивностью и остановом реактора.
Основной системой обеспечения безопасности при управлении мощностью реактора является СУЗ.
Для достижения необходимых условий останова реактора могут использоваться и другие системы:
- подпитки реактора;
- впрыска бора высокого давления;
- аварийного охлаждения высокого давления (САОЗ ВД);
- аварийного охлаждения низкого давления (САОЗ НД);
- пассивная САОЗ с борированной водой (гидроемкости САОЗ).
Для данных условий, кроме вышеуказанных для нормальной эксплуатации, возможны дополнительно следующие проблемы обеспечения безопасности:
- надежность ввода регулирующих стержней из-за превышения проектного предела по времени ввода стержней или их застревания;
- целостность теплообменников САОЗ;
- разрушение, разрыв главного паропровода с быстрым снижением температуры теплоносителя первого контура;
- отказ системы аварийного выключения реактора в переходных режимах.
Некоторые пояснения к названным проблемам. Превышение времени ввода стержней над проектным пределом или их застревание снижает возможности аварийного выключения реактора в условиях скоротечных переходных режимов и резких изменений реактивности.
В аварийных условиях возникновение течей в теплообменниках САОЗ НД и проникновение технической воды в САОЗ оказывает существенное влияние на управление реактивностью реактора.
А в случае нарушения герметичности первого контура неборированная вода может проникнуть в теплоноситель в зависимости от эксплуатационных условий САОЗ НД.
Некоторые особенности контроля и управления реактивностью в условиях безопасного останова реактора
Опыт эксплуатации АЭС и расчетно-теоретический анализ безопасности реакторов показывает, что аварии при малой мощности и состоянии останова реактора значительно повышают риск повреждения аз. В режиме останова реактора должен поддерживаться строгий контроль его подкритичности. В этом режиме нормальная циркуляция борированной воды в первом контуре значительно понижена, что снижает надежность обнаружения непреднамеренного разбавления концентрации бора. Здесь необходим также контроль во вспомогательных системах в целях обнаружения проникновения воды с низкой концентрацией бора в систему подпитки (через системы уплотнений насосов или протечки в теплообменниках).
В рассматриваемом режиме следует выделить останов реактора, связанный с перегрузкой топлива. Перегрузка топлива ведется на разуплотненном первом контуре. Это означает, что третий физический барьер отсутствует. В этом случае возрастает риск снижения концентрации бора в теплоносителе первого контура и ошибок персонала при обращении с ядерным топливом.
В этих условиях особое внимание должно уделяться контролю за реактивностью реактора (обеспечение подкритичности).
Для данных условий дополнительно возможны следующие проблемы безопасности:
- контроль подкритичности в режиме останова реактора;
- аварии при низкой мощности в режиме останова реактора;
- возможность тяжелых аварий.
Вышеуказанные проблемы безопасности, возникающие в условиях переходных режимов и аварий с ростом реактивности, требуют соответствующего анализа, включая проведение вероятностного анализа безопасности (ВАБ).
