§ 7.3. ИССЛЕДОВАНИЕ АВАРИЙНЫХ СИТУАЦИЙ
Основные аварийные ситуации
При проектировании средств защиты ЭУ и выборе конструкционных мер безопасности проводят исследования вероятных аварийных ситуаций и динамических характеристик установки. Для этого необходима разработка соответствующих методик и программ расчета изменения основных параметров установки. В п. 7.3.2 изложены основные численные методы расчета нестационарных процессов, позволяющие проводить эти исследования для сложно разветвленных контуров ЭУ с ВТГР и БГР. Поскольку качественному и отчасти количественному анализу аварийных ситуаций посвящено достаточно много работ [156, 159, 160], остановимся лишь на перечне задач, решение которых для каждой установки необходимо в процессе проектирования, так как они кардинальным образом определяют основные конструкционные решения, выбор параметров регулирования и характеристик регуляторов, основные схемные решения и т. п.
Идентифицируем все вероятные аварийные ситуации ЭУ с ВТГР и БГР:
разгерметизация первого контура;
утечка теплоносителей из смежных контуров в первый;
выход из строя средств циркуляции теплоносителя первого контура;
выход из строя средств циркуляции теплоносителя или рабочего тела второго и последующих контуров;
внезапное быстрое увеличение реактивности;
локальное прекращение циркуляции теплоносителя первого контура в одном или группе каналов.
Для одноконтурных ЭУ с ВТГР и БГР необходимо также анализировать последствия аварии, связанной с разгерметизацией регенератора, в результате которой выравниваются давления между сторонами высокого и низкого давления, что может привести к прекращению циркуляции гелия через активную зону реактора.
Исследование аварийных ситуаций начинается с определения вероятности возникновения той или иной аварии, что позволяет выявить наиболее- слабые элементы конструкции реактора и технологической схемы [163].
Для ВТГР и БГР наиболее опасна авария, обусловленная разгерметизацией корпуса реактора с последующим выходом из строя основных средств циркуляции газа. Эта авария имеет наиболее тяжелые последствия: перегрев зоны, повышенный выход активности в теплоноситель и затем в оболочку безопасности и т. п. Поэтому аварийная ситуация, связанная с разгерметизацией первого контура, наиболее исследована и 'получила название «основной проектной аварии».
Изменение параметров установки при разгерметизации корпуса реактора определяется прежде всего максимально возможными площадями утечки. Как уже отмечалось, разгерметизация корпуса из ПНЖБ не может носить «ударный» характер и будет определяться, очевидно, традиционно возможными авариями с цельнометаллическими конструкциями — разрыв отдельных трубопроводов, проходящих через корпус из ПНЖБ, разуплотнение гермосоединений крышек корпуса и т. п. В связи с этим за определяющий размер отверстий утечек газа из корпуса принимают живое сечение максимального трубопровода, проходящего через корпус, или максимально возможную площадь уплотнения крышек реактора (под перегрузочное устройство, парогенераторы, газодувки и др.).
Утечка теплоносителя из смежных контуров в первый может быть в виде пара высокого давления и парогазовой смеси (Н2О + + СН4 +продукты их соединений). И в том и другом случае возможно возникновение химических реакций с материалами активной зоны (см. гл. 2 и 6). Однако введение промежуточного гелиевого контура в ЭУ для производства ВПТ исключает возможность попадания химически активных газов в первый контур.
Увеличение реактивности в результате попадания значительного количества воды (принимается количество воды, находящейся в одном блоке парогенератора) может привести к некоторому повышению мощности реактора и температуры топлива. Время, в течение которого вода из парогенератора может попасть в первый контур, зависит от ряда факторов (площадь утечки, соотношение давлений в первом и втором контурах, место разуплотнения и т. п.).
Рост реактивности и всплеск мощности зависят от соотношения объема гелия в первом контуре и объема попавшей воды. Очевидно, что СУЗ реактора должна проектироваться с учетом возможной компенсации этой реактивности. Проведенные расчетные исследования показывают, что в случае попадания в активную зону ВТГР мощностью 500 МВт (тепл.) ~2000 кг воды за время порядка 50 с температура топлива не превышает 1400° С, при этом дополнительные средства компенсации избыточной реактивности в активную зону не вводятся [164].
Изменение параметров при аварии, связанной с выходом из строя средств циркуляции теплоносителя, в значительной степени определяют выбор параметров газодувки и привода: массового расхода, диапазона регулирования оборотов, мощности привода, степени повышения давления и т. п., как для основных, так и для вспомогательных газодувок системы аварийного расхолаживания.
На основании исследований изменения параметров при прекращении циркуляции теплоносителя или рабочего тела во втором или последующих контурах установки определяются требования к резервным источникам циркуляции этих контуров, а также к мощности теплообменных устройств системы автономного расхолаживания.
Внезапное быстрое увеличение реактивности может быть следствием ряда причин, которые должны быть проанализированы в процессе разработки реактора. Экстремальные значения реактивности должны отрабатываться СУЗ реактора. Отметим, что если для ВТГР отрицательные последствия от существенного изменения реактивности в значительной степени смягчаются теплоемкостным эффектом активной зоны и отрицательным температурным эффектом, то для БГР изменение реактивности может быть сопряжено с расплавлением (полным или частичным) активной зоны. Поскольку такая авария весьма опасна, необходимы теоретические исследования этого процесса с последующей экспериментальной его проверкой. Подобные работы были выполнены применительно к активной зоне реактора GCFR [165].
Использование ЭУ с ВТГР для промышленных технологий выдвигает дополнительные требования по безопасности энерго-технологических комплексов в целом. Поскольку большинство рассматриваемых технологических процессов сопряжено со взрыво- и пожароопасными продуктами (метан, водород, конверсионный газ и т. п.), то необходимо учитывать и обратное воздействие на реактор со стороны этих производств в аварийной ситуации. Вероятно, необходима разработка комплексной концепции обеспечения ядерной, радиационной и взрыво-пожаробезопасности при совместной компоновке реакторного и технологического оборудования. Новизна и неординарность создания ядерно-технологических производств требуют и нетрадиционных решений этих вопросов, особенно компоновки ЭУ в целом, генеральных планов комбинатов и др.
В заключение отметим, что максимальное использование внутренних свойств ВТГР, а также проектирование ЭУ с учетом требований безопасности обеспечит их безаварийную эксплуатацию.
