3.3 АВАРИИ С УМЕНЬШЕНИЕМ РАСХОДА ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ ЧЕРЕЗ РЕАКТОР
3.3.1 Исходные события, приводящие к возникновению аварии
В типичном проекте РУ ВВЭР-1000 в числе исходных событий, приводящих к уменьшению расхода теплоносителя через реактор, рассматриваются следующие:
- отключение различного числа работающих ГЦН;
- мгновенное заклинивание или разрыв вала одного ГЦН;
- полное обесточивание АЭС;
- снижение частоты в электросети.
3.3.2 Потенциально опасные физические воздействия режима на РУ
Потеря или уменьшение расхода теплоносителя через реактор приводит к ухудшению теплообмена в активной зоне реактора и при недостаточном охлаждении теплонапряженных твэлов активной зоны может привести к нарушению целостности первого барьера (оболочки твэлов) глубоко эшелонированной защиты реактора. Закрытие стопорных клапанов турбогенератора может привести к повышению давления во втором контуре до давления срабатывания ИПУ ПГ Проверка допустимости указанных нежелательных воздействий на реакторную установку заключается в проверке выполнения приемочных критериев безопасности, приведенных в табл. 3.1.
3.3.3 Системы и оборудование для ограничения последствий аварии
Для защиты активной зоны реактора и системы теплоносителя первого контура в указанных режимах предусмотрены: система управления и защиты реактора, сбросные устройства второго контура (БРУ-К, БРУ-А и ИПУ ПГ), система основной, вспомогательной и аварийной питательной воды в ПГ.
Система управления и защиты реактора обеспечивает срабатывание аварийной защиты реактора, снижая мощность реактора до уровня остаточных тепловыделений.
При частичной потере принудительной циркуляции в результате отключения части ГЦН в проекте предусмотрено снижение мощности реактора. В зависимости от числа отключенных ГЦН снижение мощности реактора осуществляется предупредительной защитой (П31 или УПЗ) либо аварийной защитой (АЗ) реактора. В проекте предусматривается снижение мощности реактора с помощью АЗ при несрабатывании П31 или УПЗ по каким-либо причинам.
При срабатывании аварийной защиты реактора с небольшой задержкой закрываются стопорные клапаны турбогенератора (5 с), что вызывает повышение давления в парогенераторах, которое регулируется посредством работы БРУ-К или БРУ-А. При их отказах возможно кратковременное включение в работу ИПУ ПГ.
По сигналу закрытия стопорных клапанов турбогенератора и отключения ГЦН отключается подача основной питательной воды в парогенераторы. ВПЭН или АЛЭН включаются в работу и обеспечивают поддержание номинального уровня в ПГ. При невозможности подачи питательной воды от основных питательных насосов система вспомогательной или аварийной питательной воды обеспечивает поддержание номинального уровня в ПГ и отвод тепла от первого контура.
3.3.4 Приемочные критерии
В табл. 3.1 приведены приемочные критерии для проектных режимов типичной реакторной установки.
Таблица 3.1. Приемочные требования и критерии для режимов с нарушением нормальных условий эксплуатации и проектных аварий
Номер критерия | Наименование критерия |
1 | Давление в системе теплоносителя первого контура и паропроводах ПГ будет составлять менее 115% от расчетного значения (для ННУЭ и ПА) |
2 | Событие не будет приводить к более серьезной обстановке (например, эксплуатационное нарушение не приведет к аварии, авария не приведет к более тяжелой аварии без дополнительного отказа) (для ННУЭ и ПА) |
3 | Отсутствие повреждения твэлов (для ННУЭ) |
4 | Система теплоносителя первого контура поддерживается в безопасном состоянии, т.е. обеспечивается кратковременное и длительное охлаждение активной зоны (ННУЭ и ПΑ) |
5 | Давление в системе теплоносителя первого контура и паропроводах ПГ поддерживается ниже допустимых проектных пределов с учетом возможных хрупких разрушений и изменений вязкостных свойств (для ННУЭ и ПА) |
Номер критерия | Наименование критерия | |
6 | Непревышение предела безопасной эксплуатации по количеству и величине дефектов твэлов - 1% твэлов с дефектами типа «газовая неплотность» и 0,1% твэлов, для которых имеет место прямой контакт теплоносителя и ядерного топлива. Радиально-усредненная энтальпия топливной таблетки не превышает 586 Дж/г (140 кал/г) при любом аксиальном расположении в стержне (для ННУЭ) | |
7 | Минимальный коэффициент запаса до кризиса теплоотдачи должен быть не менее 1 с достоверной вероятностью 95%. Применяемые корреляции запасало кризиса теплообмена должны базироваться на экспериментальных результатах, соответствующих условиям охлаждения активной зоны, и данной конструкции топлива. Расчет критического теплового потока производится по формуле, обобщающей экспериментальные данные для применяемой ТВС, с учетом поправочного коэффициента на величину двух среднеквадратичных отклонений (2σ) от величины, рассчитанной по формуле (для ННУЭ) | |
8 | Топливные таблетки не плавятся даже локально (для ННУЭ и ПА) | |
9 | Должны удовлетворяться следующие критерии аварийного охлаждения активной зоны:
| |
Номер критерия | Наименование критерия | |
| топливных сборках, регулирующих стержнях и внутри- реакторных устройствах;
| |
10 | Предполагается, что максимальный предел повреждения твэлов превышается при условии, что радиально-усредненная энтальпия топливной таблетки будет превышать 840 Дж/г (200 кал/г) и 963 Дж/г (230 кал/г) для облученного и свежего топлива, соответственно, при любом аксиальном расположении в стержне (для ПА) | |
3.3.5 Методология анализа (общий подход, учет принципа единичного отказа, учет систем нормальной эксплуатации, консерватизм начальных и граничных условий)
Целью анализа проектных режимов является подтверждение выполнения проектных критериев безопасности, установленных нормативными документами по безопасности АЭС и техническим заданием на проект.
В соответствии с требованиями нормативной документации безопасность АЭС должна обеспечиваться при любом из учитываемых проектом исходном событии с наложением одного независимого от исходного события отказа. Дополнительно должны быть учтены необнаруживаемые отказы не контролируемых при эксплуатации элементов, влияющих на развитие аварии, а также зависимые отказы, являющиеся следствием исходного события. Нестационарные режимы работы РУ с уменьшением расхода теплоносителя через реактор характеризуются повышением температуры и давления теплоносителя первого контура, ухудшением теплообмена в активной зоне реактора. Поэтому при анализе этих режимов принимаются такие условия и отказы, которые приводят к большему уменьшению расхода теплоносителя через реактор и к ухудшению условий отвода тепла от активной зоны реактора.
В соответствии с международной практикой при уменьшении расхода теплоносителя через реактор принимается отказ работы систем нормальной эксплуатации: АРМ, РОМ, УПЗ, БРУ-К, поскольку такой подход усугубляет последствия этих режимов. Кроме того, для проверки превышения давления в первом и втором контурах на одном из парогенераторов принимается отказ на работу БРУ-А. В результате этого отказа давление в этом парогенераторе увеличивается до давления срабатывания ИПУ ПГ. Во всех анализах принимается застревание наиболее эффективного стержня аварийной защиты реактора в крайнем верхнем положении.
Анализ режимов работы РУ с уменьшением расхода теплоносителя через реактор выполняется при консервативных отклонениях параметров реакторной установки: начальной мощности реактора, давления первого и второго контуров, температуры теплоносителя, и консервативных начальных значениях коэффициентов реактивности по температуре и топливу. Распределение энерговыделения по высоте активной зоны выбирается консервативным для всего времени эксплуатации. Величины защит и блокировок выбираются с учетом их неопределенности, обусловливающей негативное влияние на последствия аварии с точки зрения основных приемочных критериев.
В анализе заклинивания одного ГЦН принимается совпадение полного обесточивания АЭС с началом аварии.
3.3.6 Примеры анализа для конкретных РУ
В качестве примеров из приведенного перечня режимов со снижением расхода теплоносителя рассмотрены следующие:
- обесточивание всех работающих ГЦН;
- заклинивание одного из четырех работающих ГЦН.
Обесточивание всех работающих ГЦН
В проекте рассматривается обесточивание всех работающих ГЦН после максимально возможного снижения частоты в электросети, при котором еще не достигается уставка на срабатывание АЗ по частоте в электросети на полной мощности реактора. Данный режим является наиболее консервативным с точки зрения выполнения приемочных критериев безопасности табл. 3.1. Задержка на срабатывание аварийной защиты реактора с одновременным отказом на работу систем нормальной эксплуатации (АРМ, РОМ, П31) обеспечивает консервативность результатов расчета и получения минимального запаса до кризиса теплообмена в активной зоне реактора для максимально теплонапряженных твэлов.
В табл. 3.2 приведена хронологическая последовательность событий в режиме обесточивания всех работающих ГЦН на номинальной мощности реактора.
На рис. 3.1—3.7 приведено изменение основных параметров реакторной установки при обесточивании четырех из четырех работающих ГЦН. На рис. 3.5 приведено изменение минимального запаса до кризиса теплообмена для максимально напряженного канала активной зоны реактора. На рис. 3.2, 3.4 приведено изменение давления первого и второго контуров соответственно. Результаты расчета показывают, что критерии безопасности, приведенные в табл. 3.1, выполняются. Минимальный запасло кризиса при 95%доверительной вероятности более 1,12; максимальное давление первого и второго контуров не превышает 15,8 и 8,23 МПа соответственно.
Таблица 3.2
Время, с | Событие |
о.о | Снижение частоты в сети |
0,1 | Частота в сети равна 46,1 Гц |
0,2 | Обесточиваются все работающие ГЦН |
2,5 | Срабатывает аварийная защита реактора |
7,5 | Закрываются стопорные клапаны ТГ |
15,3 | Открываются БРУ-А на паропроводах ПГ 1, 2, 4 (принят отказ на открытие БРУ-А ПГ 3) |
46,0-1800,0 | Периодическая работа БРУ-А на ПГ 1, 2, 4 для поддержания давления регулирования |
287,0 | Открывается контрольное ИПУ ПГ 3 |
301,5 | Закрытие контрольного ИПУ ПГ 3 и его периодическая работа в дальнейшем |
1800,0 | Окончание расчета |
Рис. 3.1. Обесточивание ГЦН
1 — относительная мощность тепловыделений в активной зоне; 2 — относительный тепловой поток к теплоносителю в активной зоне
Рис. 3.2. Обесточивание ГЦН
Давление на выходе из активной зоны
Рис. 3.3. Обесточивание ГЦН
/ - температура теплоносителя на входе в реактор; 2 - температура теплоносителя на выходе из реактора
Рис. 3.4. Обесточивание ГЦН
1-давление в ПГ3; 2-давление в ПГ 1,4; 3-давление в ПГ2
Рис. 3.5. Обесточивание ГЦН
Минимальный запас до кризиса теплообмена
Рис. 3.6. Обесточивание ГЦН
Максимальная температура оболочек твэлов
Рис. 3.7. Обесточивание ГЦН Максимальная температура топлива
Заклинивание одного ГЦН
Время, с | Событие |
0,0 | Мгновенное заклинивание одного ГЦН по петле 2, обесточивание блока, отключение трех работающих ГЦН |
0,1 | Частота вращения неисправного ГЦН снижается до нуля |
0,6 | Закрылись стопорные клапаны турбогенератора |
1,0 | Полностью прекращается подача основной питательной воды во все ПГ |
1,9 | Срабатывает аварийная защита реактора |
4,2 | Открываются БРУ-А на паропроводах ПГ 1, 2,4 |
7.5 | Открывается контрольное ИПУ ПГ 3 |
10,0 | Открывается контрольное ИПУ ПГ 1, 2,4 |
19,8 | Закрывается контрольное ИПУ ПГ 1,2-4 |
22,5 | Закрывается контрольное ИПУ ПГ 3 |
47,0 | БРУ-А поддерживают давление в ПГ 1, 2,4 равным давлению регулирования |
120,0 | Два АПЭН подают питательную воду во все ПГ |
543,5 | Открывается контрольное ИПУ ПГ 3 |
549,5 | Закрывается контрольное ИПУ ПГ 3. В дальнейшем имеет место периодическое срабатывание ИПУ ПГ 3 |
1800,0 | Окончание расчета |
Ниже приведены результаты анализа режима заклинивания одного ГЦН с одновременным обесточиванием АЭС на номинальной мощности реактора. Данный режим является наиболее неблагоприятным с точки зрения выполнения приемочных критериев безопасности табл. 3.1. В анализе принято, что полное обесточивание АЭС происходит одновременно с заклиниванием одного из четырех работающих ГЦН, в результате чего в первые несколько секунд происходит резкое снижение расхода теплоносителя через активную зону реактора. Задержка на срабатывание аварийной защиты реактора с одновременным отказом на работу систем нормальной эксплуатации (АРМ, РОМ, П31) обеспечивает консервативность результатов расчета и получения минимального запаса до кризиса теплообмена в активной зоне реактора для максимально теплонапряженных твэлов.
В табл. 3.3 приведена хронологическая последовательность событий в режиме заклинивания одного из четырех работающих ГЦН на номинальной мощности реактора с учетом полного обесточивания АЭС.
Рис. 3.8. Заклинивание одного ГЦН
/ - относительная мощность тепловыделений в активной зоне; 2 — относительный тепловой поток к теплоносителю в активной зоне
Рис. 3.9. Заклинивание одного ГЦН
Давление на выходе из активной зоны
Рис. 3.10. Заклинивание одного ГЦН
/ - температура теплоносителя на входе в активную зону; 2- температура теплоносителя на выходе из активной зоны
Рис. 3.11. Заклинивание одного ГЦН
1-давление в ПГ 3; 2-давление в ПГ1,4; 3- давление в ПГ2
Рис. 3.12. Заклинивание одного ГЦН
Минимальный запас до кризиса теплообмена
Рис. 3.13. Заклинивание одного ГЦН
Максимальная температура оболочек твэлов
Рис. 3.14. Заклинивание одного ГЦН Максимальная температура топлива
На рис. 3.8—3.14 приведены результаты расчета аварийного режима мгновенного заклинивания одного ГЦН с учетом полного обесточивания блока на номинальной мощности реактора. На рис. 3.12 приведено изменение минимального коэффициента запаса до кризиса теплообмена. Результаты расчета показывают, что через 1,5 с с начала процесса на оболочках максимально напряженных твэлов имеет место кризис теплообмена и температура оболочки максимально напряженного твэла возрастает до 591 °C, максимальная температура топлива не превышает 1830 °C.
Максимальное давление первого и второго контуров не превышает 16,9 и 8,35 МПа соответственно.
