Глава вторая
АВАРИЙНЫЕ НАРУШЕНИЯ РАБОТЫ СИСТЕМ И ОБОРУДОВАНИЯ АЭС С БЫСТРЫМИ РЕАКТОРАМИ
8. Аварийные ситуации, рассматриваемые в проекте, задачи и возможности аварийной защиты реактора
В соответствии с изложенным во введении детерминированным подходом к обоснованию безопасности АЭС составляется перечень возможных нарушений работы систем и оборудования станции, которые должны быть рассмотрены в проекте. Этот перечень разрабатывается на основе инженерного анализа систем теплоотвода, энергоснабжения, управления и зашиты, перегрузки с учетом сведений о надежности отдельных их элементов. В число рассматриваемых аварийных ситуаций обычно включаются: течи корпуса реактора, трубопроводов и оборудования контуров, разгерметизация нейтроноводов, отключение теплоотводящей петли (насоса первого и второго контуров), течь промежуточного теплообменника, отказы и ложные перемещения стержней управления и защиты, расплавление ТВС реактора с распространением плавления и повреждений на один ряд окружающих ее ТВС, попадание замедляющих веществ в активную зону, прохождение газовых пузырей через активную зону, разрыв теплопередающей трубки ПГ с выбросом воды в натрий, падение ТВС в реактор, находящийся в критическом состоянии во время перегрузки, отключение питательных насосов и другие случаи нарушений подачи питательной воды в ПГ, отключение турбины, отделение турбогенератора от энергосистемы, потеря электроснабжения от энергосистемы и др.
Все эти ситуации анализируются в проекте с учетом наиболее опасных отказов защитных систем, элементов оборудования, участвующего в ликвидации последствий аварий. Часто в проекте аварийные ситуации рассматриваются при более жестких посылках относительно отказов в системах безопасности, чем это предписывается нормативными документами. Анализ всех аварийных ситуаций опирается на расчет переходных процессов в установке. При необходимости некоторые расчеты проверяются экспериментами на моделях и стендах. В настоящей главе мы рассмотрим наиболее характерные из переходных процессов для иллюстрации результатов, которые получаются в таких исследованиях.
Одна из наиболее важных задач, которая решается путем исследования аварийных и переходных процессов в реакторе, заключается в определении необходимых для обеспечения его безопасности параметров системы АЗ. Все каналы этой системы изучаются как независимо, так и в совокупности друг с другом.
В соответствии с требованиями нормативных документов защитные системы безопасности - это системы, предназначенные для предотвращения или ограничения повреждений ядерного топлива, оболочек твэлов, элементов первого контура и исключения ядерных аварий (т.е. аварий, связанных с повреждением твэлов или потенциально опасным облучением персонала).
Практически на качество работы системы АЗ в процессе ее проектирования накладываются еще более жесткие ограничения. Эта система во всех возможных аварийных ситуациях должна предупреждать повышение температур топлива, оболочек твэлов и теплоносителя в активной зоне реактора сверх установленных допустимых пределов. Для температур топлива и теплоносителя используются естественные ограничения: топливо не должно плавиться ни в одном из твэлов, а теплоноситель не должен закипать ни в одном из каналов реактора. Закипание натрия может произойти на выходе из активной зоны быстрого реактора при повышении температуры до 1000 °C. Такое повышение температуры повлекло бы массовую разгерметизацию твэлов. Кроме того, кипение натрия в активной зоне должно быть чаще всего неустойчивым, сопровождаться большими пульсациями давления. Эти пульсации ускорили бы повреждения твэлов. Недопустимость плавления топлива даже в небольшом ограниченном объеме центральной части топливных сердечников некоторых наиболее напряженных твэлов менее очевидна. Некоторые исследователи считают такое локальное плавление топлива неопасным.
Однако в проектной практике указанное ограничение температуры топлива обязательно используется.
Допустимая в аварийных процессах температура оболочек твэлов устанавливается разработчиком топливных элементов. Для быстрых реакторов было задано, что температура оболочек твэлов может повышаться до 800 °C на время до 10 с. Такое температурное ограничение является некоторым эквивалентом допустимых нагрузок на твэл, хотя полной однозначности здесь нет. В последнее время в расчетных исследованиях аварийных процессов рассматриваются непосредственно прочностные характеристики твэлов. Вычисляются нестационарные напряжения и деформации оболочек, обусловленные изменяющимся давлением газообразных продуктов деления, механическим взаимодействием топливных сердечников с оболочками при разном их температурном расширении. По значениям этих параметров делают заключение об удовлетворительности работы канала АЗ применительно к рассматриваемому процессу. Сейчас считают целесообразным ограничивать деформацию оболочек из- за указанных нестационарных нагрузок упругой областью и исключать возможность появления в них мгновенной пластической деформации. Но необходимость даже такого не очень жесткого ограничения также неочевидна. Ответ о допустимости аварийных отклонений параметров твэлов можно получить на основе критериев их повреждаемости.
Перед расчетом конкретных аварийных ситуаций обычно определяются предельные возможности каналов АЗ при возмущениях по всем входным параметрам реактора. Каналы АЗ по мощности реактора и по периоду срабатывают при возмущениях по реактивности. Все многообразие возможных возмущений по реактивности условно может быть разбито на два вида: мгновенные и медленные. Возмущение можно считать мгновенным, если за время его осуществления изменение температуры твэлов, вызванное соответствующим отклонением мощности, незначительно. В противном случае возмущение следует отнести к медленным. Практически это означает, что время ввода реактивности при мгновенном возмущении значительно меньше постоянной времени твэлов. Примеры таких возмущений — пронос теплоносителем через активную зону небольшого количества замедляющего вещества или газового пузыря.
Пример медленного возмущения - перемещение органов управления реактором по ложному сигналу. Основная характеристика мгновенного возмущения — его значение. Для медленного же возмущения такой основной характеристикой является скорость ввода реактивности. Значение такого возмущения обычно не влияет на максимальные отклонения параметров реактора в переходном процессе со срабатыванием АЗ. Конечно, возмущение в совокупности с мощностным эффектом реактивности должно быть меньше эффективности органов АЗ. Скорости изменения мощности реактора, температур в активной зоне при больших возмущениях по реактивности велики — десятки градусов в секунду. Поэтому допустимые возмущения существенно зависят от задержек в срабатывании БАЗ.
Рис. 49. Переходный процесс в реакторе БН-350 при вводе реактивности со скоростью 0,5·10-2 с-1 и срабатывании БАЗ по сигналу о росте мощности с запаздыванием:
а - температура в центре твэлов; б - температура оболочек твэлов; в - напряжения в оболочках твэлов, отнесенные к начальным; - запаздывание 0,5 с; 0,8 с; 1с
Допустимые возмущения для канала защиты по мощности растут со снижением уровня мощности реактора, на котором они происходят, до 10% и далее начинают снижаться. Возмущения, отрабатываемые каналом защиты по периоду, на малых уровнях мощности превышают допустимые возмущения для канала защиты по мощности. Для определения этих величин проводятся расчеты переходных процессов. Пример расчета такого процесса для реактора БН-350 дан на рис. 49. Совокупность подобных расчетов позволяет определить зависимость допустимых возмущений по реактивности от различных параметров: мощности реактора, запаздывания в срабатывании БАЗ, инерционности канала измерения периода. На рис. 50 построены зависимости допустимых значений мгновенного возмущения и скорости медленных возмущений по реактивности для реактора БН-350 от суммарного запаздывания срабатывания БАЗ по мощности. В качестве критерия допустимости возмущений принята температура оболочек твэлов. Мощность реактора номинальная. Из графика видно, что при реальных запаздываниях, оценка которых сделана в предыдущем параграфе, допустимое мгновенное возмущение составляет 0,2·10-2, допустимая скорость медленного возмущения 0,4·10-2 с-1. Близкие к этим значения допустимых возмущений по реактивности имеют и другие быстрые реакторы.
В период пуска реактора описанные расчеты проверяются экспериментами. В этих экспериментах измеряются фактические запаздывания БАЗ по различным каналам и, следовательно, определяются реальные возможности АЗ. На рис. 51 показаны изменения параметров реактора
БН-600 при испытаниях канала АЗ по периоду. Эксперимент проводился на минимально контролируемой мощности. Разгон реактора осуществлялся с помощью стержня регулятора. Постоянная времени периодомера оказалась несколько ниже проектной.
Помимо описанных режимов исследуются также режимы без срабатывания АЗ. Для каждого реактора может быть определена максимальная скорость ввода реактивности, которая не приводит к разгону реактора на мгновенных нейтронах даже без срабатывания БАЗ. Для такой скорости отрицательная обратная связь по реактивности еще успевает компенсировать достаточную часть введенного возмущения. Такая скорость является важной характеристикой реактора, так как позволяет делать простые предельные оценки для гипотетических аварий. Для реактора БН-350, например, даже на мощности 1% номинальной такая скорость ввода реактивности составляет 0,75·10-2 с-1.
Скорости ввода реактивности в возможных аварийных ситуациях гораздо ниже допустимых. Например, скорость ввода реактивности при ошибочном перемещении стержня регулятора в реакторах БН-350, БН-600 составляет (0,2-0,3)10-3 с-1. Эта скорость более чем на порядок ниже допустимой.
Канал АЗ по расходу теплоносителя является наиболее ответственным. Скорости роста температур в активной зоне при самых тяжелых нарушениях циркуляции натрия через реактор достигают 100 °С/с. Кроме того, практика эксплуатации реактора показывает, что аварии с различными нарушениями циркуляции теплоносителя в контурах происходят чаще других. Самым опасным случаем падения расхода теплоносителя через реактор является одновременное отключение всех насосов первого контура. Такое отключение может произойти из-за прекращения энергоснабжения их двигателей. Именно на этот случай рассчитываются параметры каналов АЗ, действующих при снижении расхода теплоносителя через реактор.
Рис. 51. Изменение параметров реактора БН-600 при испытаниях АЗ по периоду:
1 - мощность реактора, отнесенная к начальной; 2 - время удвоения мощности; 3 - расчетное время удвоения на выходе измерительного устройства
Рис. 52. Отключение трех ГЦН первого контура реактора БН-600 с последующим срабатыванием БАЗ по сигналу о повышении отношения мощности к расходу натрия на 20 %:
1 - мощность реактора; 2 - расход натрия через реактор; 3 - отношение мощности к расходу; 4 - максимальная температура оболочек твэлов; 5 — максимальная температура топлива; 6 - температура натрия на выходе из ТВС; 7 - температура натрия в баке реактора; 8 - задержка срабатывания БАЗ 1с;------------------- 1,5с;------------------- 1,8 с
В существующих установках сигналы БАЗ в таких ситуациях формируются:
по снижению суммарного расхода теплоносителя в петлях первого контура;
по повышению отношения мощности реактора к расходу теплоносителя через него;
по повышению расхода теплоносителя в нормально работающих петлях первого контура;
по снижению скорости вращения насосов первого контура;
по падению электрического напряжения на двигателях насосов первого контура;
по отключению заданного числа насосов первого контура.
Конкретный перечень аварийных сигналов для каждой установки выбирается с учетом особенностей ее технологической схемы и системы контроля так, чтобы обеспечить необходимую надежность АЗ, снизить вероятность ложных ее срабатываний.
Расчет переходного процесса при одновременном отключении всех насосов первого контура со срабатыванием БАЗ проводится для определения максимально допустимого запаздывания срабатывания защиты. На рис. 52 представлены результаты такого расчета для реактора БН-600. Они показывают, что максимально допустимый интервал времени между отключением насосов и началом движения поглощающих стержней АЗ составляет 1,6-1,7 с.
Если вычесть из этого интервала время падения расхода натрия до порогового значения БАЗ, то допустимая задержка формирования аварийного сигнала логическими устройствами, электромагнитами аварийных стержней получается равной 0,5-0,6 с. Задержка размыкания электромагнитов может достигать 0,2-0,3 с. Отсюда можно заключить, что все прочие элементы цепи аварийной сигнализации должны сработать за 0,2-0,4 с. Такое быстродействие обеспечивается штатными средствами.
В техническом обосновании безопасности эксплуатации АЭС необходимо рассматривать не только самые опасные, но и все достаточно вероятные случаи нарушения энергоснабжения циркуляционных насосов. Учет всей совокупности аварийных ситуаций, ожидаемой частоты каждой из них позволяет определить вероятные аварийные нагрузки на твэлы и технологическое оборудование станции.
В связи со стремлением избежать ненужных остановок реактора аварийный сигнал по падению напряжения на секциях распределительных устройств, от которых питаются двигатели насосов, выдается с выдержкой времени. Эта выдержка предупреждает формирование сигнала БАЗ при кратковременных посадках напряжения, когда питание переключается на резервные секции. Указанная выдержка должна, с одной стороны, обеспечивать возможность переключения при наиболее вероятностных перерывах питания, а с другой стороны, быть допустимой в отношении отклонений температуры в активной зоне. Необходимость остановки реактора в каждой конкретной ситуации выясняется из расчета переходного процесса. На рис. 53 построены кривые такого процесса в первом контуре реактора БН-350 при коротком замыкании на секциях распределительного устройства и срабатывании электрической дифференциальной защиты шин. Снижение расхода натрия через реактор в этом случае невелико и позволяет избежать остановки реактора.
Канал АЗ по температуре натрия на выходе из реактора, как уже говорилось, часто обладает большой инерционностью. Она обусловлена инерционностью температурных датчиков, смесительных объемов, в которых эти датчики расположены, а иногда и транспортом теплоносителя. Если в канале АЗ по температуре не вводятся поправки на переходные процессы в указанных элементах, то эффективность этого канала оказывается низкой. На рис. 54 построена зависимость допустимой скорости роста мощности реактора типа БН-600 от постоянной времени температурного датчика, расположенного в баке реактора. Под допустимой понимаем здесь такую скорость роста мощности, которая не приводит к повышению температур оболочек твэлов в активной зоне выше 800 °C при срабатывании БАЗ по температурному сигналу. При постоянной времени датчика, равной 20 с, допустимая скорость роста мощности составляет 0,3 % с. Введение поправок на инерционность датчика и бака реактора повышает допустимую скорость роста мощности до 1,5-2 % с.
Есть аварии, опасность которых может быть ликвидирована только срабатыванием БАЗ по выходной температуре. Это аварии с повышением температуры теплоносителя на входе в реактор, например, из-за прекращения подачи питательной воды в ПГ, а также аварии с искажением показаний ионизационных камер.
Риc. 53. Расчетное изменение параметров первого контура реактора БН-350 при коротком замыкании на секциях распределительного устройства и срабатывании электрической дифференциальной защиты шин:
а - расход натрия через реактор; б - - расходы натрия в отдельных петлях;-------- показание расходомера в одной из петель; в — скорости вращения насосов
Рис. 54. Зависимость допустимой скорости роста мощности реактора от постоянной времени температурного датчика в канале аварийной защиты, останавливающей реактор
Рис. 55. Изменение параметров реактора БН-350 в режиме срабатывания БАЗ без перевода ГЦН на пониженные обороты (кривые 1), с отключением их для перевода на пониженные обороты через 2 с после сигнала БАЗ (кривые 2) и одновременно с этим сигналом (кривые 3): а - мощность реактора и расход натрия через него; б температура натрия на выходе из бака реактора (θб) и средняя температура натрия на выходе из ТВС (θТВС); в - термические напряжения в корпусе ПТО и выходных трубопроводах
Быстродействие температурного канала существенно повышается за счет указанных поправок и при таких возмущениях.
Напомним, что при срабатывании БАЗ принимаются меры для снижения термических напряжений в элементах конструкции реактора. Для этого уменьшают скорость снижения температуры теплоносителя путем перевода насосов первого контура по сигналу БАЗ на пониженную частоту вращения. На рис. 55 построены кривые изменения термических напряжений в корпусе промежуточного теплообменника и выходных трубопроводах реактора БН-350 после срабатывания БАЗ при постоянной скорости вращения насосов первого контура и при переводе их на 1/4 номинальных оборотов. Перевод насосов на пониженную частоту вращения приводит к снижению напряжений примерно в 2 раза.
