Обоснование теплогидравлических характеристик ВВЭР - Аварии с увеличением отвода тепла вторым контуром РУ ВВЭР

3.4 АВАРИИ С УВЕЛИЧЕНИЕМ ОТВОДА ТЕПЛА ВТОРЫМ КОНТУРОМ

3.4.1 Исходные события, приводящие к возникновению аварии

В типичном проекте РУ ВВЭР-1000 в числе исходных событий, приводящих к увеличению отвода тепла вторым контуром, рассматриваются следующие:

1. нарушение в системе питательной воды, приводящее к увеличению расхода питательной воды;
2. нарушение в системе питательной воды, приводящее к уменьшению температуры питательной воды;
3. нарушение в работе регулятора давления пара, приводящее к увеличению расхода пара;
4. непредусмотренное открытие БРУ-К, БРУ-А или ИПУ ПГ;
5. разрыв паропровода ПГ,
6. разрыв трубопровода питательной воды.

3.4.2 Потенциально опасные физические воздействия режима на РУ

Эти режимы характеризуются различной степенью уменьшения температуры котловой воды в парогенераторах, которая приводит к снижению температуры теплоносителя в первом контуре. Последнее обстоятельство при больших отрицательных коэффициентах реактивности по температуре топлива и теплоносителя может привести к увеличению мощности реактора вплоть до соответствующих уставок на срабатывание аварийной защиты реактора. Реактивностные эффекты, связанные с несимметричностью температурных возмущений по петлям и соответствующим секторам реактора в вышеназванных режимах рассматриваются в подразделе 3.7.
Эффекты, связанные с воздействием вышеуказанных режимов на прочность оборудования, рассматриваются в подразделах 3.8 и 3.9.

3.4.3 Системы и оборудование для ограничения последствий аварии

Для защиты активной зоны реактора и системы теплоносителя первого и второго контуров в режимах с увеличением отвода тепла вторым контуром в проекте РУ предусмотрены следующие системы и оборудование: системы нормальной эксплуатации, система управления и защиты реактора, сбросные клапаны парогенератора (БРУ-К, БРУ-А и ИПУ ПГ), быстродействующая запорная арматура на паропроводах, система основной, вспомогательной и аварийной питательной воды в ПГ, система аварийного охлаждения активной зоны, состоящая из пассивной и активной частей.
При непредусмотренном увеличении расхода питательной воды (неправильная работа регулятора подачи питательной воды в одном из ПГ) от ТПН происходит увеличение уровня в ПГ, имеет место дисбаланс между отводом пара и количеством поступающей питательной воды в ПГ Параметры реакторной установки изменяются незначительно, но в результате увеличения уровня в ПГ увеличивается влажность поступающего на турбину пара. По повышению уровня в ПГ отключается ГЦН соответствующей петли, при дальнейшем повышении уровня в ПГ закрывается БЗОК. При увеличении уровня в одном из ПГ выше допустимого значения автоматическая задвижка на линии подачи питательной воды прекращает подачу питательной воды в неисправный ПГ. Предварительное отключение ГЦН на петле с неисправным ПГ по увеличению в нем уровня способствует стабилизации параметров первого и второго контуров на номинальном уровне.
При непредусмотренном увеличении нагрузки ТГ, в том числе при увеличении на 10% от номинального значения, из парогенераторов отводится количество пара, превышающее количество поступающей питательной воды. Имеет место дисбаланс между отводимым теплом из ПГ и подводимым теплом от первого контура. Происходит снижение температуры котловой воды и давления в ПГ, снижаются температура и давление теплоносителя первого контура. В зависимости от коэффициентов реактивности по температуре топлива и теплоносителя мощность реактора увеличивается, достигая уставки на срабатывание аварийной защиты реактора, закрываются стопорные клапаны турбогенератора. По снижению уровня в ПГ включается подача питательной воды в ПГ от вспомогательных или аварийных питательных насосов, которые повышают уровень в ПГ до номинального значения. Реакторная установка переходит в горячее состояние.
При непредусмотренном открытии сбросных клапанов БРУ-К, БРУ-А и ИПУ ПГ, а также при разрыве паропровода или трубопровода питательной воды увеличивается отбор пара из парогенераторов, что приводит к уменьшению температуры и давления теплоносителя в ПГ и в первом контуре. По увеличению мощности реактора или по изменению разности температур насыщения между первым и втором контурами срабатывает аварийная защита реактора. При разрыве паропровода ПГ или трубопровода питательной воды имеет место значительное изменение параметров первого и второго контуров. В этих
режимах отвод значительного количества тепла от второго контура сопровождается введением положительной реактивности в реактор, осушением аварийного ПГ и работой систем безопасности, подающих борный раствор в активную зону.

3.4.4 Приемочные критерии

Приемочные критерии для данной группы режимов представлены в табл. 3.1.

3.4.5 Методология анализа

Целью анализа указанных режимов является подтверждение непревышения приемочных критериев безопасности, установленных нормативными документами и техническим заданием на проект.
Для режимов с увеличением отвода тепла проверяются выполнение приемочных критериев табл. 3.1, возможность увеличения мощности реактора, непревышение пределов надежного охлаждения твэлов активной зоны, достаточность систем безопасности, обеспечивающих сохранность оборудования реакторной установки. При анализе учитываются отказы в работе оборудования, существенно влияющие на охлаждение активной зоны. При непредусмотренном увеличении расхода питательной воды таким отказом является увеличение начального расхода питательной воды до максимально возможного значения в результате неисправности регулятора. При непредусмотренном открытии паросбросных клапанов и разрывах трубопроводов второго контура такими отказами являются: отказ на снижение нагрузки ТГ при снижении давления в общем паровом коллекторе, отказ отсечных клапанов паропровода ПГ на их закрытие, отказ на прекращение подачи питательной воды в аварийный ПГ или неотключение работающего ГЦН соответствующей петли. Такой подход способствует учету усугубления дополнительного расхолаживания первого контура и протекания режима, в том числе и с точки зрения увеличения мощности реактора.

Анализ режимов работы РУ с увеличением отвода тепла вторым контуром 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. Влияние начальных и граничных условий для рассмотренных режимов предварительно оценивается, и на этой основе выбираются консервативные начальные условия с учетом неопределенности основных влияющих параметров. Исходное состояние РУ выбирается таким образом, чтобы обеспечить консервативность получаемых результатов с точки зрения основных приемочных критериев для данного типа аварий. Уставки защит и блокировок выбираются с учетом их неопределенности, обусловливающей негативное влияние на последствия аварии с точки зрения основных приемочных критериев.

3.4.6 Примеры анализа для конкретных РУ

Непредусмотренное открытие сбросного клапана парогенератора БРУ-А

При непредусмотренном открытии сбросного клапана парогенератора БРУ-А происходит отвод значительного количества пара из аварийного парогенератора. Снижается расход пара на турбину, снижается давление в общем паровом коллекторе. При нормальной работе турбогенератора дополнительный отвод пара через БРУ-А или ИПУ ПГ компенсируется снижением нагрузки на турбину. Тем не менее, ввод положительной реактивности в результате действия обратных связей по реактивности приводит к повышению мощности реактора. В анализе принято, что турбогенератор отбирает пар номинальным расходом, коэффициенты реактивности по температуре топлива и теплоносителя приняты консервативными на конец эксплуатации, неравномерности энерговыделения по высоте активной зоны приняты максимальными на начало стационарной загрузки.
В табл. 3.4 приведена хронологическая последовательность событий в режиме непредусмотренного открытия БРУ-А на полной мощности реактора В-1000. На рис. 3.15-3.26 приведены изменения основных параметров реакторной установки при непредусмотренном открытии сбросного клапана на паропроводе парогенератора БРУ-А на полной мощности реактора. На рис. 3.24 приведено изменение минимального запаса до кризиса теплообмена для максимально напряженного канала активной зоны. Как показывают результаты расчета, охлаждение активной зоны обеспечивается. Давление первого и второго контуров уменьшается до 12,2 и 6,2 МПа по контурам соответственно, давление в аварийном парогенераторе снижается до атмосферного. Температура близка к номинальным значениям.

Рис. 3.15. Непредусмотренное открытие БРУ-А
/ - относительная мощность тепловыделений в активной зоне; 2 — относительный тепловой поток

Рис. 3.16. Непредусмотренное открытие БРУ-А
Давление на выходе из активной зоны

Рис. 3.17. Непредусмотренное открытие БРУ-А
1 - температура теплоносителя на входе в реактор; 2 - температура теплоносителя на выходе из реактора

Рис. 3.18. Непредусмотренное открытие БРУ-А
Расход теплоносителя через активную зону

Рис. 3.19. Непредусмотренное открытие БРУ-А
Уровень в КД
Рис. 3.20. Непредусмотренное открытие БРУ-А 1-давление в ПГ 1, 3,4; 2 — давление в ПГ2

Рис. 3.21. Непредусмотренное открытие БРУ-А /- весовой уровень в ПГ 2; 2- весовой уровень в ПГ 1, 3,4

Рис. 3.22. Непредусмотренное открытие БРУ-А
1 - расход питательной воды в ПГ 2; 2- расход питательной воды в ПГ 1,3.4

Рис. 3.23. Непредусмотренное открытие БРУ-А
Расход пара через неисправный БРУ-А

Рис. 3.24. Непредусмотренное открытие БРУ-А Минимальный коэффициент запаса до кризиса теплообмена

Рис. 3.25. Непредусмотренное открытие БРУ-А
Максимальная температура топлива

Рис. 3.26. Непредусмотренное открытие БРУ-А
Максимальная температура оболочек твэлов