Обоснование теплогидравлических характеристик ВВЭР - Запроектные аварии

3.10 ЗАПРОЕКТНЫЕ АВАРИИ

3.10.1 Исходные события, приводящие к запроектной аварии

Действующие в настоящее время в России нормативные документы по безопасности атомных станций [2, 4—7] содержат требования к учету запроектных аварий при проектировании АЭС, в том числе требования к анализу и управлению этими авариями. Для ВВЭР такие требования наиболее полно представлены в документах [4—5]. Отдельные аспекты проблематики запроектных аварий отражены также в [2], [6] и некоторых других документах Госатомнадзора.
Ниже приведены определения запроектной и тяжелой запроектной аварий, которые записаны в нормативном документе верхнего уровня [4].
Запроектная авария - авария, вызванная не учитываемыми для проектных аварий исходными событиями или сопровождающаяся дополнительными по сравнению с проектными авариями отказами систем безопасности сверх единичного отказа, реализацией ошибочных решений персонала.
Тяжелая запроектная авария - запроектная авария с повреждением топлива выше максимального проектного предела, при которой может быть достигнут предельно допустимый аварийный выброс радиоактивных веществ в окружающую среду.
Исходя из определения запроектной аварии, любое исходное событие, приводящее к проектной аварии, становится исходным и для запроектной, если оно сопровождается дополнительными отказами систем безопасности или ошибочными действиями персонала. Таким образом, набор комбинаций исходных событий и отказов систем безопасности, приводящих к запроектным авариям, практически неограничен. Кроме того, могут быть рассмотрены и специфические события, не учитываемые для проектных аварий, например отрыв крышки или отрыв днища корпуса реактора.
В [4] содержится пункт о необходимости включения в нормативные документы перечня запроектных аварий. Для атомных станций с реакторами типа ВВЭР определенные указания по формированию перечня анализируемых запроектных аварий содержатся в [5]. Согласно этому документу, перечень запроектных аварий должен содержать все аварии, приводящие к превышению доз облучения персонала и населения и нормативов по выбросам и содержанию радиоактивных веществ в окружающей среде, установленных для проектных аварий. Перечень должен содержать представительные сценарии групп аварий с одинаковым откликом систем станции, требуемых для предотвращения развития аварии.
В числе запроектных аварий необходимо рассмотреть аварии с тяжелым повреждением или расплавлением активной зоны [2].
Приведенные выше указания сужают круг аварий, включаемых в перечень, однако он продолжает оставаться достаточно неопределенным и фактически ориентированным на наличие уже выполненного вероятностного анализа безопасности. Выполнение представительного вероятностного анализа безопасности является весьма сложной задачей даже для действующих блоков, для которых более или менее известны необходимые вероятностные показатели функционирования систем и оборудования. Следует также отметить, что вероятностный анализ безопасности ориентирован на отбор сценариев аварий по вероятностным критериям, так что не все аварии, приводящие к «сверхпроектному» радиационному воздействию, могут быть выявлены с помощью ВАБ. Таким образом, ситуация с перечнем запроектных аварий совершенно другая, чем для проектных аварий, перечень которых практически в окончательном виде формулируется уже в технических заданиях на проектирование атомной станции и реакторной установки, т.е. фактически еще до начала проектирования.
Примерный перечень запроектных аварий для РУ ВВЭР-1000 представлен в табл. 3.18.
Таблица 3.18. Примерный перечень запроектных аварий для РУ ВВЭР-1000

3.10.2 Потенциально опасные физические воздействия режима на реакторную установку

Количественная оценка воздействий на оборудование первого и второго контуров РУ может быть выполнена из анализа явлений, имеющих место в ходе запроектных аварий. Спектр явлений в ходе запроектной аварии, если она не переходит в стадию плавления активной зоны, совпадает с явлениями, имеющими место в течение проектных аварий. Однако для запроектных аварий, в связи с возможным повреждением твэлов сверх максимального проектного предела, возрастает вероятность разрушения оболочек твэлов и, как результат, выхода радиоактивных продуктов деления. Таким образом, в результате разгерметизации твэлов несколько снижаются тепловыделения в топливе, но появляется дополнительный нагрев оборудования РУ и атмосферы и поверхностей контейнмента из-за переноса и осаждения радиоактивных аэрозолей и газов.
При нагреве оболочек твэлов до 700-800 °C и выше суммарная масса водорода, образующегося в процессе взаимодействия пара и циркония, становится весьма значительной (предельно возможное значение для ВВЭР-1000 около 1 т). Причем в авариях с герметичным первым контуром часть водорода и продуктов деления остается в первом контуре, а другая часть выносится в барботер или контейнмент (после разрыва мембраны) через ИПУ КД. Для аварий с негерметичным первым контуром значительная часть названных веществ попадает в контейнмент через разрыв.
Для тяжелых запроектных аварий с плавлением активной зоны дополнительно появляются воздействия (механические, тепловые, химические, радиационные) на оборудование РУ в результате специфических явлений, характерных для данного класса аварий. Само название указывает на то, что предполагается разрушение двух физических барьеров: топливных матриц и оболочек твэлов, поэтому главная задача сводится к сохранению оставшихся барьеров, т.е. границ давления первого контура и контейнмента.
Сохранение герметичности первого контура при тяжелых авариях, как правило, невозможно. Во-первых, это исключено, если разрыв трубопровода первого контура является исходным событием. Во- вторых, в процессе разогрева теплоносителя первого контура выброс радиоактивных продуктов деления и образовавшегося водорода может происходить через ИПУ КД, периодически срабатывающего по уставке превышения допустимого давления. В-третьих, разгерметизация первого контура может быть рекомендована как действие по смягчению последствий аварии, поскольку вероятность разрушения корпуса реактора при длительном воздействии высоких температур возрастает пропорционально величине давления. Чтобы ограничить опасные воздействия на контейнмент, большое внимание необходимо уделять сохранению целостности корпуса реактора, чтобы исключить или ограничить возможность выхода в бетонную шахту материалов разрушенной активной зоны.
При традиционном понимании тяжелой аварии (т.е. аварии с расплавлением активной зоны вследствие прекращения отвода остаточного тепла от твэлов) самой первой фазой разрушения активной зоны является процесс оголения активной зоны, далее следуют фазы разогрева и плавления материалов активной зоны. Результатом разрушения активной зоны являются перемещение образовавшегося кориума (материалов разрушенной активной зоны) в напорную камеру реактора и взаимодействие кориума с конструкциями напорной камеры, теплоносителем и днищем корпуса реактора.
Разогрев топливных стержней и активной зоны в целом начинается после оголения активной зоны. Разогрев ускоряется, когда температура оболочки достигает значений, при которых начинается существенная пароциркониевая реакция (800—900 °C для сплава Zr+1%Nb, используемого в существующих реакторах ВВЭР). Если в этот период давление в первом контуре невелико (например, в случае аварии с большим разрывом), будут происходить деформация и разрыв оболочки топливных стержней под действием относительно высокого внутреннего давления.
При окислении циркония генерируется водород, что в случае его возгорания может представлять опасность для целостности реактора или контейнмента. Количество водорода, генерируемого во время фазы разогрева активной зоны, зависит от количества циркония и конкретного сценария тяжелой аварии. Активная зона ВВЭР-1000 содержит такое количество циркония, что при его полном окислении потенциально может образоваться около 1 т водорода.
В процессе разрушения активной зоны можно выделить три температурных режима:

1. ограниченное плавление и перемещение материалов начинаются при относительно низких температурах (примерно 1200—1400 °C) с повреждением регулирующих стержней, дистанционирующих решеток и частично топливных оболочек;
2. повреждение значительно большего масштаба происходит при высоких температурах (примерно 1850—2000 °C), когда цирконий топливной оболочки начинает плавиться и растворять ZrO2 и UO2;
3. при более высоких температурах (примерно 2600-2900 °C) плавятся двуокись циркония и двуокись урана, что приводит к глобальному расплавлению активной зоны.

По мере плавления или ожижения компоненты активной зоны, продолжая окисляться и взаимодействовать между собой, начинают перемещаться вниз под действием гравитации. Могут перемещаться также твердые обломки (например, таблетки разрушенных топливных стержней). Жидкие компоненты будут затвердевать в более холодных частях активной зоны и формировать блокады, которые вызывают локальное ухудшение условий охлаждения топлива и способствуют дальнейшему повреждению остающихся в активной зоне материалов. Описанный процесс включает сложные теплогидравлические и химические явления, которые определяют скорость перемещения и затвердевания материалов.
Расплавленные материалы активной зоны в конечном счете попадают в напорную камеру реактора, в которой может остаться некоторое количество воды. Поэтому перемещение расплава активной зоны в нижнюю камеру может сопровождаться пиком генерации пара или даже паровым взрывом. Генерация пара может привести к росту давления в первом контуре и дополнительному окислению металлов, оставшихся в районе активной зоны или упавших в воду нижней камеры; соответственно увеличится генерация водорода. Рост давления или паровой взрыв потенциально могут угрожать целостности границы первого контура и корпуса реактора. В случае, если интенсивность парового взрыва очень велика, могут появиться летящие предметы, угрожающие целостности контейнмента.
Описанные потенциальные эффекты и явления зависят как от характеристик процесса перемещения расплава (путь перемещения, количество расплава и скорость его перемещения), так и от конструктивных особенностей нижней камеры. Например, в нижней камере реактора ВВЭР-1000 имеется большое количество стальных конструкций, которые похожи на плотно упакованный набор вертикальных стержней. Это делает невозможным интенсивное взаимодействие большого количества расплава с остаточной водой в нижней камере. Следовательно, опасный всплеск генерации пара и тем более паровой взрыв в напорной камере ВВЭР-1000 физически невозможны.
При попадании расплава в нижнюю камеру реактора возникает возможность повреждения корпуса реактора в районе его днища. Вид и время повреждения днища в ходе тяжелой аварии оказывают важное влияние на последующий ход аварии, особенно в отношении таких явлений, как прямой нагрев контейнмента и взаимодействие расплава с бетоном. Можно рассматривать следующие механизмы повреждения днища.
Воздействие струи расплава. Эрозия стальной конструкции высокотемпературной струей расплава характеризуется высокой скоростью абляции в точке удара струи о стенку, что потенциально может повредить днище за короткое время. В нижней камере реактора ВВЭР-1000 имеется много внутренних стальных структур, которые препятствуют прямому воздействию струи расплава на днище реактора. Кроме того, наличие воды в нижней камере создает возможность распада струи еще до того, как она достигнет днища реактора. Поэтому повреждение днища под воздействием струи расплава в случае реактора ВВЭР-1000 практически невозможно.

Повреждение проходок в днище реактора. В реакторе ВВЭР-1000 отсутствуют какие-либо проходки в днище корпуса, поэтому этот механизм его повреждения невозможен.

Местное или глобальное повреждение стенки днища (например, из- за высокотемпературной ползучести). В нижней камере может сформироваться различная первоначальная конфигурация расплава активной зоны в зависимости от многих факторов (например, количество воды, геометрия металлических конструкций в нижней камере, количество расплава, путь и скорость его поступления в нижнюю камеру). Количество воды в реакторе ВВЭР-1000 ниже отметки активной зоны незначительно, так что очень скоро эта вода выпарится, и независимо от первоначальной конфигурации расплава на днище реактора сформируется ванна расплава, контактирующего со стенкой корпуса реактора. Прямой контакт между расплавом активной зоны и стенкой корпуса приводит к существенному разогреву стенки корпуса в районе днища реактора. Повышение температуры стенки и напряжения от давления первого контура и веса корпуса и расплава активной зоны могут привести к повреждению днища. В зависимости от конфигурации кориума и условий охлаждения внутри и снаружи днища повреждение может быть как крупномасштабным (теоретически, вплоть до отрыва днища реактора), так и местным (например, местное раскрытие или проплавление днища в месте наибольшего теплового потока от расплава к стенке корпуса).
Проблема выхода продуктов деления является одной из ключевых при оценке хода аварий с расплавлением активной зоны. Два принципиально различных типа процессов могут быть определяющими для выхода продуктов деления и/или аэрозолей из материалов активной зоны или кориума. Первым процессом является испарение, которое может быть важным в ходе деградации активной зоны. Скорость этого процесса зависит от переноса конденсированной фазы, кинетики термохимических реакций и переноса газовой фазы. Вторым процессом является механическая фрагментация материалов активной зоны, в первую очередь расплавленного кориума (например, при взаимодействии расплава с водой или при истечении кориума из реактора под высоким давлением).
Поведение продуктов деления в первом контуре определяют, главным образом, обычные механизмы осаждения аэрозолей и возможный повторный перенос осажденных аэрозолей потоками естественной циркуляции. На поведение продуктов деления в контейнменте сильно влияют тип и конфигурация контейнмента; тем не менее, можно отметить, что все контейнменты имеют значительные возможности для удержания летучих и нелетучих составляющих продуктов деления. Выход продуктов деления из топлива определяется в основном температурой топлива. Кроме температуры топлива, многие другие параметры имеют, возможно, значительное влияние на скорость выхода продуктов деления. Среди таких параметров можно указать давление, общую поверхность, расход и состав среды в активной зоне. Таким образом, конкретный сценарий тяжелой аварии также может влиять на выход продуктов деления.
После повреждения днища корпуса реактора расплав активной зоны поступает в бетонную шахту (авария переходит в так называемую внекорпусную стадию). При этом могут происходить процессы, приводящие к быстрым или медленным нагрузкам на контейнмент. Под быстрыми нагрузками здесь понимаются воздействия, которые могут угрожать целостности контейнмента в кратковременный период аварии, измеряемый часами. Под медленными нагрузками понимаются воздействия, угрожающие целостности контейнмента в долговременный период аварии, измеряемый десятками часов.
Применительно к конфигурации контейнмента ВВЭР-1000 (большой сухой контейнмент) к быстрым нагрузкам, возникающим при выходе кориума из реактора, можно отнести прямой нагрев контейнмента (увлечение мелкодисперсных горячих частиц кориума из шахты в контейнмент и разогрев его атмосферы) и паровой взрыв (при падении расплава в шахту, заполненную водой). К медленным нагрузкам контейнмента можно отнести эрозию фундамента контейнмента при взаимодействии бассейна расплава с бетоном и дополнительный рост давления в контейнменте при генерации пара и газов в процессе взаимодействия кориума с водой и бетоном в шахте реактора.