3.7 РЕАКТИВНОСТНЫЕ И ДРУГИЕ АВАРИИ, СОПРОВОЖДАЮЩИЕСЯ ИСКАЖЕНИЕМ ПОЛЯ ЭНЕРГОВЫДЕЛЕНИЯ В АКТИВНОЙ ЗОНЕ
3.7.1 Исходные события, приводящие к возникновению аварии
В проекте РУ ВВЭР-1 000 в качестве реактивностных и других аварий, сопровождающихся резким изменением профиля энерговыделений в объеме активной зоны, рассматриваются следующие:
- неуправляемое извлечение группы ОР СУЗ при работе на МКУ;
- неуправляемое извлечение группы ОР СУЗ при работе на мощности;
- ошибочное функционирование одного ОР СУЗ (неуправляемый вывод одного ОР СУЗ при работе на мощности, падение одного ОР СУЗ, статическое рассогласование в группе ОР СУЗ);
- подключение ГЦН ранее не работавшей петли;
- выброс одного ОР СУЗ;
- неисправности в системе подпитки первого контура и борного регулирования, приводящие к уменьшению концентрации борной кислоты в первом контуре;
- ошибочная загрузка и работа кассеты в неправильном положении.
Кроме вышеперечисленных режимов к искажению поля энерговыделений в активной зоне приводят режимы, при которых возникает существенная неоднородность температурного поля или концентрации бора на входе в реактор и в активную зону.
При отсутствии идеального межпетлевого перемешивания в реакторе это приводит к значительному перераспределению неравномерности энерговыделений в активной зоне. Одним из таких режимов является режим разрыва паропровода ПГ, относящийся к группе режимов с увеличением отвода тепла вторым контуром и характеризующийся резким снижением температуры теплоносителя в аварийной петле и образованием значительной неоднородности поля температур на входе в активную зону.
3.7.2 Потенциально опасные физические воздействия режимов на РУ
Режимы с неуправляемым извлечением группы и одного ОР СУЗ при работе на МКУ характеризуются вводом положительной реактивности и повышением нейтронной мощности реактора, что, в свою очередь, приводит к повышению температуры топлива, температуры теплоносителя и давления в первом контуре. Указанные последствия потенциально могут привести к ухудшению теплообмена в активной зоне реактора и, при недостаточном охлаждении наиболее теплонапряженных твэлов, к возникновению кризиса теплообмена. Рост мощности потенциально может привести к превышению допустимой радиально-усредненной энтальпии топлива. При возникновении указанных последствий может произойти нарушение целостности первого и второго барьеров безопасности (топливной матрицы и оболочки). Рост давления первого контура также потенциально опасен с точки зрения нарушения целостности первого контура.
Режим с неуправляемым извлечением одного ОР СУЗ приводит также к значительной несимметричной деформации поля энерговыделения в активной зоне. При этом максимальные значения энерговыделения в твэлах имеют место в кассетах, расположенных вблизи извлекаемого ОР СУЗ.
Падение одного ОР СУЗ приводит к снижению мощности реактора. В результате работы АРМ мощность реактора возвращается к исходному значению и происходит перераспределение энерговыделения в активной зоне реактора и в некоторых ТВС потенциально могут создаваться условия, при которых условия нормальной эксплуатации будут превышены.
В режиме статического рассогласования положения ОР СУЗ происходит изменение формы поля энерговыделения, приводящее к возможности возникновения кризиса теплообмена в наиболее теплонапряженных твэлах.
В режиме с подключением ГЦН ранее не работавшей петли происходят быстрое увеличение расхода теплоносителя и кратковременное снижение температуры теплоносителя на входе в реактор со стороны подключаемой петли. Эти явления приводят к возникновению несимметричного поля температур теплоносителя на входе в активную зону. Из-за отрицательного коэффициента реактивности по температуре теплоносителя и отсутствия идеального межпетлевого перемешивания теплоносителя в напорной камере реактора происходят локальный ввод положительной реактивности в активную зону, несимметричный рост мощности энерговыделений в объеме активной зоны и, как следствие, рост давления в первом и втором контурах РУ. Потенциально опасными последствиями режима являются возможность возникновения кризиса теплообмена, превышение допустимого значения радиально-усредненной энтальпии топлива, превышение допустимых значений давления первого и второго контуров РУ.
Авария с выбросом одного ОР СУЗ из активной зоны сопровождается быстрым вводом положительной реактивности, возрастанием мощности реактора и потерей теплоносителя первого контура в результате разрыва чехла привода СУЗ. В рассматриваемой аварии происходит значительная деформация поля энерговыделения в активной зоне. Совокупность вышеуказанных факторов может привести к появлению кризиса теплоотдачи, повреждению оболочек твэлов, возникновению плавления топлива и превышению допустимой радиально-усредненной энтальпии топлива.
Режимы со снижением концентрации борной кислоты в теплоносителе первого контура могут произойти в результате неправильной работы системы нормальной подпитки первого контура и системы борного регулирования. Возникновение режимов может быть вызвано ошибками оператора или неполадками системы нормальной подпитки первого контура, что приводит к введению положительной реактивности в активную зону реактора. В случае несвоевременного обнаружения понижения концентрации борной кислоты может произойти несанкционированный рост мощности реактора и возникнуть опасность повреждения топливных элементов. Режимы с разбавлением борной кислоты могут произойти в результате подачи чистого конденсата в первый контур при перегрузке топлива, при пуске реактора, при эксплуатации реактора на мощности, при подаче воды из приямка в аварийном режиме и др.
Ошибочная загрузка и работа кассеты в неправильном положении могут привести к незапланированному перераспределению энерговыделения в объеме активной зоны реактора, в результате чего при выводе реактора на номинальный уровень мощности могут быть нарушены условия безопасной эксплуатации реактора и возникает кризис теплообмена с возможной разгерметизацией части твэлов. Кроме того, указанное нарушение может привести к уменьшению эффективности аварийной защиты и снижению уровня безопасности при эксплуатации АЭС.
Режимы с несимметричными возмущениями по температуре теплоносителя на входе в реактор приводят к значительному перераспределению поля энерговыделения в активной зоне. В частности, режим разрыва паропровода ПГ приводит к несимметричному по петлям РУ расхолаживанию теплоносителя первого контура и (при отрицательном коэффициенте реактивности по температуре теплоносителя и отсутствии идеального перемешивания теплоносителя в реакторе) несимметричному росту мощности энерговыделений в объеме активной зоны до момента срабатывания аварийной защиты. В случае значительного расхолаживания первого контура и недостаточной эффективности введения отрицательной реактивности от ОР СУЗ и борного раствора потенциально опасным последствием может быть возникновение повторной критичности и повторное увеличение мощности реактора. Совокупность указанных последствий может привести к повышению температуры оболочки и топлива в наиболее теплонапряженных твэлах выше допустимых значений.
Проверка нежелательных воздействий на реакторную установку заключается в проверке на соответствие приемочным критериям, приведенным в табл. 3.1.
3.7.3 Системы и оборудование для ограничения последствий аварии
Для защиты активной зоны реактора и системы теплоносителя первого и второго контуров в реактивностных и других авариях, приводящих к искажению поля энерговыделений в активной зоне, в проекте РУ предусмотрены следующие системы и оборудование: системы нормальной эксплуатации, система управления и защиты реактора, система внутриреакторной) контроля, сбросные клапаны ПГ (БРУ-К, БРУ-А и ИПУ ПГ), система основной, вспомогательной и аварийной питательной воды в ПГ, система аварийного охлаждения активной зоны, состоящая из активной и пассивной частей.
Значительное влияние на ограничение опасных последствий реактивностных аварий имеют свойства внутренней самозащищенности реактора, т.е. обеспечение отрицательных обратных связей по температуре теплоносителя и топлива, положительной связи по плотности теплоносителя, а также ограничение эффективности одного ОР СУЗ при выбросе и неуправляемом извлечении, достаточная эффективность АЗ и регулирующей группы.
В рассматриваемой категории режимов, приводящих к существенной деформации поля энерговыделения, ограничение последствий аварии в значительной мере также определяется способностью системы управления и защиты реактора обеспечить надежное срабатывание АЗ при возникновении несимметричных возмущений в активной зоне. Это обеспечивается достаточным количеством измерительных каналов и комплектов защиты по АКНП и инерционностью используемой аппаратуры.
В режиме статического рассогласования одного ОР СУЗ неправильное положение должно быть обнаружено по показаниям ДПЗ. При отклонении измеренных значений мощности в двух и более ТВС от расчетных, превышающих пределы суммарной погрешности расчета и эксперимента, по сравнению с состоянием при регламентном положении всех ОР СУЗ, это рассогласование должно быть устранено за время, существенно меньшее характерного времени выгорания топлива.
В режимах с неисправностью работы в системе подпитки первого контура и борного регулирования, приводящих к уменьшению концентрации борной кислоты в первом контуре, определяется время, в течение которого не происходит превышения приемочных критериев, и оператором должна быть идентифицирована причина нарушения работы системы и приняты меры по прекращению этого нарушения.
В режимах с ошибочной загрузкой и работой кассеты в неправильном положении в качестве меры защиты является обеспечение возможности своевременного обнаружения этого факта при подъеме мощности реактора и прекращение этого подъема на основе анализа показаний СВРК (датчиков ДПЗ и термопар).
3.7.4 Приемочные критерии
Приемочные критерии рассматриваемой группы режимов представлены в табл. 3.1.
3.7.5 Методология анализа
Целью анализа реактивностных аварий является подтверждение непревышения приемочных критериев безопасности, установленных нормативными документами и техническим заданием на проект. Необходимо подтвердить достаточность систем безопасности и выбранных для их срабатывания параметров уставок и величин задержек.
Для выполнения анализа рассматриваемых аварий целесообразно использовать расчетные коды с моделями пространственной кинетики и неполного межпетлевого перемешивания теплоносителя в реакторе. Модель точечной кинетики реактора, используемая в программном комплексе ТРАП-97 и входящей в этот комплекс программе КАНАЛ-97, также может быть использована при проведении консервативного анализа. Однако при этом необходимо проведение обоснования консервативности результатов и обеспечение этого консерватизма, например, путем специфического задания исходных данных (при учете изменения неравномерности энерговыделений в ходе процесса на основе расчетов с использованием модели трехмерного приближения) или другим путем.
Программные комплексы с трехмерным описанием нестационарных теплогидравлических и нейтронно-физических процессов в реакторе стали появляться относительно недавно параллельно с развитием возможностей вычислительных средств. Актуальность использования программ с трехмерным описанием нейтронной кинетики и неполного перемешивания теплоносителя в активной зоне в реактивностных авариях непосредственно вытекает из концепции постоянного повышения требований к безопасности и надежности АЭС с ВВЭР. В различных организациях разработаны и разрабатываются программы (комплексы), учитывающие трехмерную пространственную кинетику реактора и возможность учета неполного межпетлевого перемешивания в реакторе: РАДУГА (разработана в АЭП), АТНLET/БИПР8КН (РНЦ КИ и GRS (ФРГ)), ТИГР-1 (РНЦ КИ и ОКБМ), NOSTRA (МИФИ, РНЦ КИ), КОРСАР/ВЗ (НИТИ).
В ОКБ «Гидропресс» апробируется программный комплекс ДКМ для проведения анализов с учетом пространственной кинетики и модели неполного перемешивания в реакторе. Этот комплекс включает в себя код ДИНАМИКА-97 (расчет общеконтурных параметров в первом и втором контурах РУ), код МАЗ-З (расчет пространственной кинетики) и код КАМЕРА (расчет перемешивания в камерах реактора).
При выполнении анализа безопасности проектных реактивностных аварий должен применяться консервативный подход.
Учитывается единичный отказ в работе оборудования, приводящий к наиболее неблагоприятным последствиям рассматриваемого режима. Работа систем нормальной эксплуатации учитывается только в тех ситуациях, когда их влияние ухудшает последствия протекания режима. Рассматривается возможность наложения обесточивания АЭС в наиболее неблагоприятный момент аварии. Исходное состояние реактора и РУ выбирается консервативно с учетом отклонений в пределах расчетной погрешности по следующим основным параметрам: начальной мощности реактора, давлению первого и второго контуров, расходу теплоносителя через реактор, температуре теплоносителя на входе в реактор, по степени перемешивания теплоносителя в НКР, по отклонению коэффициентов реактивности и другим нейтронно-физическим характеристикам. Значения уставок и блокировок и их задержек должны быть выбраны с учетом их неопределенностей таким образом, чтобы обеспечить наиболее неблагоприятное протекание рассматриваемого режима с точки зрения выполнения приемочных критериев. Необходимо также учитывать возможность возникновения ксеноновых колебаний и, вследствие этого, наличие различных аксиальных профилей энерговыделения в исходном состоянии перед началом рассматриваемого режима в пределах Таблицы допустимых режимов.
При проведении анализа аварий по модели пространственной кинетики ряд физических параметров имеет погрешность. С целью получения наиболее неблагоприятных результатов расчета при проведении консервативных анализов безопасности необходимо использовать коррекцию нейтронно-физических характеристик активной зоны.
Консервативные допущения по нейтронно-физическим характеристикам необходимо использовать из-за ограниченности знаний и погрешности расчета, а также для того, чтобы охватить большое количество частных случаев протекания режима одним анализом. Анализ с наиболее реальным состоянием РУ также полезен для оценки степени консерватизма проводимого расчета.
Для обеспечения возможности учета отклонений основных нейтронно-физических характеристик активной зоны применяемый код должен обеспечивать возможность коррекции библиотеки констант в пределах возможной погрешности, которую необходимо проводить после окончания выгорания и достижения ожидаемого стационарного состояния реактора.
Важнейшими из этих характеристик являются следующие:
- коэффициенты реактивности по температуре топлива, теплоносителя, плотности теплоносителя и концентрации бора;
- эффективность регулирующих стержней;
- доля запаздывающих нейтронов;
- уровень остаточных тепловыделений;
- аксиальный профиль энерговыделения.
