3.12 ОБЕСПЕЧЕНИЕ КОНСЕРВАТИЗМА ПРИ АНАЛИЗЕ АВАРИЙ
При оценке уровня безопасности атомной станции важную роль играет понятие запасов по критериям безопасности в отношении ряда характеристик станции, в особенности тех, которые определяют целостность физических барьеров на пути выхода радиоактивности. Наличие таких запасов дает уверенность, что станция безопасна во всех проектных режимах, в том числе при постулируемых проектных авариях. Запас безопасности может быть определен как соотношение (выраженное в физических единицах) между предельно допустимым значением определенного параметра станции (предел безопасной эксплуатации), превышение которого ведет, например, к отказу барьера безопасности или к недопустимому физическому явлению, и действительным значением этого параметра.
Во многих случаях предельно допустимые значения и/или действительные значения неизвестны с достаточной точностью, так что и запас по критериям безопасности в количественном отношении не может быть точно указан. Поэтому в настоящее время в проектной практике для оценки безопасности станции по отношению к проектным переходным и аварийным режимам в большинстве случаев используется так называемый консервативный подход. Его основными составляющими являются консервативность приемочных критериев, характеризующих безопасность, и консервативность анализа, в результате которого получаются характеристики станции, подлежащие сравнению с приемочными критериями.
Консервативность приемочных критериев выражается в том, что установленные приемочные критерии имеют некоторый запас по отношению к соответствующим пределам безопасности (т.е. по отношению к таким значениям параметров, при которых действительно произошли бы отказы барьеров безопасности или начались неприемлемые физические процессы). Консервативность анализа выражается, в частности, в том, что возможные неопределенности всех начальных и граничных условий учитываются в анализе таким образом, чтобы иметь уверенность, что параметры станции, которые были бы достигнуты, случись анализируемая авария на самом деле, будут не хуже по последствиям по сравнению с полученными в результате анализа этой аварии.
Соответственно, на практике запас безопасности понимается как разность между результатом консервативного анализа и приемочным критерием для рассматриваемого параметра станции (например, по отношению к максимальной температуре оболочки в аварии с потерей теплоносителя). Чем больше запас безопасности в указанной выше трактовке, тем более безопасной может казаться станция, в частности, если запас оказался нулевым, то уровень безопасности окажется неприемлемым. На самом деле, такой вывод с технической точки зрения может быть субъективным, как минимум, по двум причинам. Во-первых, как указано выше, приемочные критерии всегда назначаются с некоторым запасом по отношению к действительным пределам безопасной эксплуатации. Поэтому даже уменьшение запаса по критериям безопасности до нуля (например, получение в расчете максимальной температуры оболочки 1200 °C для аварии с большой течью теплоносителя) необязательно означает, что предел безопасной эксплуатации достигнут, т.е. что безопасность станции не обеспечена. Во-вторых, при анализе проектных аварий подразумевается, что консервативный анализ является детерминистическим, т.е. дает максимально возможные значения параметров, которые подлежат сравнению с приемочными критериями. На самом деле при учете неопределенностей, например начальных условий, соответствующие численные значения, принимаемые для анализа как максимально возможные, включают в себя (явно или неявно) некоторую вероятность непревышения именно этих численных значений. Поэтому численное значение запаса безопасности, полученное в анализе аварии, сильно зависит от того, какая вероятность реализации начального условия, худшего, чем принятое для расчета значение, была сочтена приемлемой в данном анализе или в данном проекте. В случае граничных условий (например, место разрыва, конфигурация работоспособных систем безопасности, состояние станции перед аварией и т.д.) проблема выглядит еще сложнее, так как гораздо труднее оценить вероятность реализации различных совокупностей граничных условий.
В качестве примера рассмотрим чувствительность результатов анализа большой аварии с потерей теплоносителя для ВВЭР-1000 по отношению к некоторым типичным граничным и начальным условиям. Для ряда начальных условий, для которых можно указать вероятность реализации их численных значений, рассмотрим их влияние на расчетные запасы безопасности по максимальной температуре и глубине локального окисления оболочки твэла в горячей точке активной зоны. Следует иметь в виду, что приведенные ниже результаты расчетов не относятся к какому-либо конкретному энергоблоку с реактором ВВЭР-1000, а имеют целью лишь продемонстрировать влияние некоторых начальных и граничных условий на параметры станции, характеризующие выполнение приемочных критериев. Результаты, приведенные ниже, были получены по программе ТЕЧЬ-М-97, описанной в подразделе 3.11. Была использована нодализация реакторной установки, являющаяся стандартной для большинства проектных анализов аварий с большой течью из первого контура. Отметим, однако, что для каждого конкретного проекта адекватность используемой нодализации обосновывается предварительными оценками.
Влияние исходных условий
В соответствии с требованиями нормативных документов по безопасности граничные условия для анализа аварии должны задаваться с учетом всех зависимых отказов. Кроме того, необходим учет одного независимого отказа в любом элементе любой системы безопасности (принцип единичного отказа). Поэтому для детерминистического анализа (для целей лицензирования) необходимо предварительно рассмотреть чувствительность результатов анализа по отношению к исходным условиям. На этой основе определяется наиболее консервативный сценарий аварии, подлежащий детальному теплогидравлическому анализу для обоснования выполнения приемочных критериев, установленных для данной аварии. Ниже приведены результаты, позволяющие оценить чувствительность определяющих параметров для аварий с потерей теплоносителя - максимальной температуры и локального окисления оболочки твэла - по отношению к некоторым граничным условиям.
В реакторной установке ВВЭР-1000 имеется четыре гидроемкости САОЗ. Гидроемкости через обратные клапаны подключены непосредственно к реактору так, что две гидроемкости подают воду в сборную камеру реактора (СКР) и две - в напорную камеру (НКР). В соответствии с принципом единичного отказа в анализе аварии следует учитывать возможность отказа любой одной емкости. Поэтому возможны две комбинации работоспособных гидроемкостей в отношении подачи воды в реактор: (1) 2 ГЕ в НКР и 1 ГЕ в СКР; (2) 1 ГЕ в НКР и 2 ГЕ в СКР. В лицензионном анализе большой аварии с потерей теплоносителя следует рассматривать наиболее неблагоприятную из этих двух комбинаций.
Рис. 3.121. Влияние схемы подачи от пассивной САОЗ
1 - одна емкость САОЗ подает борный раствор в СКР, две - в НКР; 2 - две емкости САОЗ подают борный раствор в СКР, одна - в НКР
Результаты расчета аварии с двусторонним разрывом ГЦТ на входе в реактор показаны на рис. 3.121. Видно, что схема «1 ГЕ в НКР и 2 ГЕ в СКР» дает худшие результаты с точки зрения температурного режима в горячей точке активной зоны. В частности, более высокая максимальная температура оболочки в период после первого пика означает, что возможное локальное окисление для схемы «1 ГЕ в НКР и 2 ГЕ в СКР» будет больше, чем для схемы «2 ГЕ в НКР и 1 ГЕ в СКР». Поэтому в лицензионных анализах большой аварии для ВВЭР-1000 в большинстве случаев предполагается схема «1 ГЕ в НКР и 2 ГЕ в СКР». Отметим, однако, что для каждого конкретного проекта консервативность этого допущения обосновывается предварительными оценками.
Типичная схема активной части САОЗ в реакторных установках ВВЭР-1000 предусматривает подачу воды от ННД в камеры реактора (через патрубки для ГЕ САОЗ) и одну или две петли (в зависимости от проекта РУ). В соответствии с принципом единичного отказа в анализе аварии следует учитывать возможность отказа любого одного ННД (для четырехканальной схемы необходимо также предполагать, что один любой канал находится в ремонте). Поэтому возможен ряд комбинаций работоспособных каналов ННД в отношении подачи воды в первый контур. Соответственно, в лицензионном анализе большой аварии с потерей теплоносителя следует рассматривать наиболее неблагоприятную из этих комбинаций.
В качестве примера на рис. 3.122 показано влияние комбинации работающих ННД на температурный режим в горячей точке активной зоны для двух комбинаций: (1) подача от ННД в реактор и в неповрежденную петлю; (2) подача от ННД в реактор и в поврежденную петлю. Видно, что схема (2) дает худшие результаты.
Рис. 3.122. Влияние схемы подачи от активной САОЗ
1 - ННД подают борный раствор в СКР, НКР и в аварийную петлю; 2 - ННД подают борный раствор в СКР, НКР и в целую петлю
В частности, более высокая максимальная температура оболочки в период после первого пика означает, что возможное локальное окисление для схемы (2) будет больше, чем для схемы (1). Поэтому в лицензионных анализах большой аварии для ВВЭР-1000 в большинстве случаев предполагается работоспособность ННД, подающего воду в поврежденную петлю, а в отношении остальных ННД учитывается возможность единичного отказа (для четырехканальной схемы — и ремонта). Отметим, однако, что для каждого конкретного проекта консервативная конфигурация активной части САОЗ, принимаемая для лицензионного анализа, обосновывается предварительными оценками.
В аварии типа «большая течь теплоносителя» первый пик температуры оболочки твэла имеет место в первые секунды аварии, когда в горячей точке активной зоны возникает кризис теплообмена. Причинами кризиса являются резкое снижение давления в первом контуре и расхода теплоносителя через активную зону. Снижение расхода через активную зону при разрыве холодной нитки вызвано обесточиванием ГЦН и утечкой теплоносителя из НКР в разрыв. Поэтому обычной практикой является варьирование коэффициента истечения в диапазоне 0,6—1,0 с тем, чтобы получить наиболее раннюю и наиболее полную стагнацию потока теплоносителя в активной зоне. Найденный таким образом коэффициент истечения используется затем для детального лицензионного анализа.
На рис. 3.123 показано влияние коэффициента истечения на температурный режим в горячей точке активной зоны. Расчеты проведены для трех значений коэффициента истечения (0,6; 0,8 и 1,0) из контрольного объема, моделирующего входной патрубок реактора. Видно, что коэффициент истечения слабо влияет на максимальную температуру оболочки в первом пике (отличие для разных коэффициентов истечения составляет около 2,5%). Для коэффициента 0,8 температура оболочки в горячей точке активной зоны в период после первого пика становится заметно больше, чем для коэффициентов 1,0 и 0,6 (усредненная на интервале 400 с температура в горячей точке составляет 315, 363 и 351 °C для коэффициентов истечения 1,0; 0,8 и 0,6 соответственно). Это означает, что возможное локальное окисление для коэффициента истечения 0,8 будет больше, чем для коэффициентов 1,0 и 0,6.
Рис. 3.123. Влияние коэффициента истечения
Коэффициент истечения в разрыв со стороны реактора: 1 - равен 1; 2 - равен 0,8; 3 - равен 0,6
Поэтому в лицензионных анализах большой аварии для ВВЭР-1000 в большинстве случаев коэффициент истечения со стороны реактора предполагается равным 0,8. Отметим, однако, что для каждого конкретного проекта консервативный коэффициент истечения определяется на основе предварительных оценок (как с точки зрения максимальной температуры оболочки, так и с точки зрения локального окисления).
Влияние начальных условий
Детерминистический анализ аварий для лицензирования станции должен выполняться консервативно как в отношении граничных условий (с учетом возможных отказов в системах безопасности), так и в отношении начальных условий (с учетом неопределенности параметров, используемых для расчета в качестве исходных данных). Ниже приведены результаты анализа этой аварии, имеющие целью оценить влияние некоторых начальных условий на температурный режим в горячей точке активной зоны ВВЭР-1000.
При определении начальной линейной нагрузки в горячей точке консервативно учитываются как проектные коэффициенты неравномерности в распределении энерговыделения, так и различные неопределенности (погрешность измерения и поддержания мощности реактора, погрешность нейтронно-физических расчетов, допуск на геометрию твэла, допуски на обогащение топлива и др.). Все эти неопределенности «складываются» в одном твэле путем задания соответствующего коэффициента мощности, и из таких твэлов формируется расчетный горячий канал для кода ТЕЧЬ-М-97.
Неопределенности, связанные с погрешностью нейтронно-физического расчета и допусками на изготовление, учитываются путем умножения проектной мощности горячего твэла на так называемый инженерный коэффициент запаса. Инженерный коэффициент запаса рассчитывается статистически, а численное значение принимается в анализе аварий для интервала За. Это означает, что задаваемая для анализа аварий мощность горячего твэла является консервативной с вероятностью не менее 99,86%. Для ВВЭР-1000 описанный подход дает максимальную линейную нагрузку в горячей точке активной зоны 448 Вт/см. Исходя из этой величины выполняются анализы безопасности для проектных режимов и определяются требования к контролю распределения мощности при эксплуатации.
Рис. 3.124. Влияние линейной нагрузки 1 - для интервала 3σ; 2 - для вероятности 95%
На рис. 3.124 показано влияние максимальной линейной нагрузки на температурный режим в горячей точке активной зоны. Расчеты проведены для двух значений начальной линейной нагрузки: 448 и 417 Вт/см. Последнее значение соответствует численной величине инженерного коэффициента, консервативной с вероятностью не менее 95%. Такой уровень доверия считается обычно приемлемым в технических приложениях. В частности, в анализах безопасности для ожидаемых эксплуатационных происшествий важнейшим приемочным критерием является отсутствие кризиса теплообмена в горячей точке активной зоны с вероятностью не менее 95% (притом, что такие происшествия имеют гораздо большую частоту возникновения). Из рис. 3.124 видно, что максимальная линейная нагрузка заметно влияет не только на температурный максимум в первом пике, но и на температурный режим в горячей точке активной зоны на последующей стадии аварии (и, следовательно, на локальное окисление).
Проводимость газового зазора между топливной таблеткой и оболочкой твэла определяет начальную температуру топлива. Поскольку практически в момент аварии теплоотвод от твэла к теплоносителю прекращается, оболочка разогревается за счет аккумулированного в топливе тепла. Поэтому максимум температуры оболочки в первом пике сильно зависит от начальной температуры топлива и, следовательно, от проводимости газового зазора.
Наибольшее влияние на проводимость газового зазора оказывает величина зазора - разность между наружным диаметром таблетки и внутренним диаметром оболочки. Допуск на эти параметры таков, что минимально возможный и максимально возможный зазоры отличаются почти в 2 раза. Разумеется, в проектных анализах безопасности для аварии с потерей теплоносителя величина зазора в горячей точке предполагается максимальной в пределах поля допусков (хотя статистическая обработка данных контроля параметров таблеток и оболочек при изготовлении показывает, что вероятность иметь такой зазор крайне низка). Для этой величины зазора вычисляется его проводимость, которая затем уменьшается для учета уплотнения топлива и возможной неточности самой корреляции для проводимости. Полученная таким образом проводимость весьма консервативно определяет начальную температуру топлива и, следовательно, существенно влияет на температурный режим горячей точки активной зоны.
Рис. 3.125. Влияние проводимости газового зазора
1 - проводимость по проектному подходу; 2- проводимость для вероятности 95%
На рис. 3.125 показано влияние проводимости газового зазора на температурный режим в горячей точке активной зоны. Расчеты проведены для двух значений проводимости газового зазора: (1) в соответствии с подходом, принятым в настоящее время для проектных анализов безопасности, и (2) консервативное с вероятностью не менее 95%. Видно, что проводимость газового зазора заметно влияет не только на температурный максимум в первом пике, но и на температурный режим в горячей точке активной зоны на последующей стадии аварии (и, следовательно, на локальное окисление).
Остаточное тепловыделение заметно влияет на температурный режим активной зоны в период после первого пика, когда активная зона осушена и теплоотвод от твэлов ограничен низким коэффициентом теплоотдачи к перегретому пару. В проектном анализе большой аварии с потерей теплоносителя остаточное тепловыделение задается как функция времени с использованием стандартных корреляций (например, ANSI-79) для бесконечного времени работы реактора на полной мощности. При этом погрешность корреляции учитывается консервативно для интервала 3σ, т.е. для вероятности не менее 99,86%.
На рис. 3.126 показано влияние величины остаточного тепловыделения на температурный режим в горячей точке активной зоны. Расчеты проведены для двух значений (кривых) остаточного тепловыделения: (1) в соответствии с подходом, принятым в настоящее время для проектных анализов безопасности, и (2) консервативное с вероятностью не менее 95%.
Рис. 3.126. Влияние остаточного тепловыделения
1 - для интервала 3σ; 2 - для вероятности 95%
Видно, что остаточное тепловыделение очень сильно влияет на температуру оболочки в период после первого пика (на стадии повторного залива) и, следовательно, на глубину локального окисления оболочки. В частности, для случая (2) не следует ожидать заметного окисления, так как температура оболочки практически на всем протяжении аварии остается ниже порога пароциркониевой реакции.
Таким образом, при обосновании безопасности реакторных установок ВВЭР проводится расширенный анализ с целью поиска такой комбинации граничных и начальных условий, которая обеспечивает консервативность расчетных результатов в отношении параметров, характеризующих выполнение приемочных критериев для конкретных проектных аварий.
