Выговский Физические и конструкционные особенности ядерных 2011
.pdf3.4.2. Подключение ГЦН ранее неработающей петли
Исходным событием для данного нарушения является работа ЯЭУ на 70 % (+7 % для расчета режима с подключением данного ГЦН) от номинальной мощности после отключения одного из ГЦН. Подключение ГЦН ранее не работавшей петли возможно при появлении ошибочного сигнала на включение недействующей циркуляционной петли, что приводит к нарушению технологического регламента. Изменение направления расхода в подключаемой петле и увеличение расхода теплоносителя через реактор уменьшает температуру теплоносителя в активной зоне. При ней- тронно-физических характеристиках активной зоны, соответствующих отрицательным температурным коэффициентам реактивности теплоносителя, произойдет увеличение мощности реактора.
При проведении расчетного анализа учитываются следующие условия и последовательность протекания рассматриваемого эксплуатационного нарушения:
¾В результате ошибочного подключения ГЦН ранее не работавшей петли происходит непредусмотренное увеличение мощности реактора. При этом величина и скорость повышения мощности реактора и изменение параметров первого и второго контуров зависят от коэффициентов реактивности по температуре теплоносителя и по температуре топлива, которые могут иметь различные значения в процессе кампании;
¾При повышении нейтронной мощности до значений уставок, срабатывает аварийная защита реактора. После срабатывания аварийной защиты происходит снижение давления второго контура вплоть до момента закрытия стопорных клапанов турбины. Дальнейший рост давления и температуры теплоносителя первого контура ограничивается работой сбросных клапанов второго контура.
По сечению активной зоны выделяется сектор 60°, который включает в себя область, где происходит наиболее значительное расхолаживание со стороны подключаемой петли. Этот сектор анализируется с расчетом каждой кассеты, а остальная часть активной зоны рассмотрена в точечном приближении. В расчете не учитывается ток нейтронов между сектором и остальной частью активной зоны, что ведет к завышению потока нейтронов в рас-
301
сматриваемом секторе. В анализе учитывается неполное перемешивание теплоносителя от входных патрубков реактора до входа в активную зону.
Для расчета состояния в наиболее теплонапряженном канале активной зоны используется модель «горячего канала». При этом теплонапряженный канал разбивается по высоте на десять равных участков. Топливная таблетка разбивается на десять цилиндрических слоев, имеющих одинаковый объем.
Следует отметить, что по методике Главного конструктора предварительно рассчитывается температура на входе в реактор по петлям и общая мощность реактора. Затем с учетом данных по перемешиванию теплоносителя в нижней камере, полученных на действующих блоках, рассчитывается температура на входе в «аварийный» сектор. Этот сектор рассматривается далее как изолированный реактор, для которого проводятся нейтронно-физический расчет с целью определения мощности наиболее напряженной кассеты и твэл. При таком подходе рост мощности в наиболее теплонапряженной части активной зоны, для которой затем проверяется выполнение существующих критериев по надежности охлаждения топлива, примерно вдвое выше, чем в среднем по активной зоне. Описанный выше подход демонстрирует, каким образом можно учесть пространственное перераспределение нейтронного потока при анализе охлаждения активной зоны по основной динамической программе для расчета данного нарушения в работе оборудования, использующей модель точечной кинетики.
Для данного режима нейтронно-физические характеристики активной зоны приняты на конец кампании стационарной загрузки, когда коэффициент реактивности по температуре теплоносителя максимально отрицательный. В этом случае происходит наиболее значительное увеличение мощности реактора при расхолаживании активной зоны.
В анализе принято, что начальная мощность реактора составляет 77 % от номинального значения (70+7 % в качестве предельной величины для срабатывания аварийной защиты), и отбор пара на турбину до момента закрытия стопорных клапанов турбины составляет 77 % от номинальной паровой производительности.
302
Результаты анализа показывают: в этом режиме обеспечивается выполнение критериев безопасности по температурам топлива и оболочки твэл и по коэффициентам запаса до кризиса теплоотдачи.
Алгоритм работы оборудования и систем блока без учета дополнительных отказов приведен ниже:
¾на 6,7 секунде процесса по сигналу повышения мощности реактора до 84 % от номинальной происходит срабатывание аварийной зашиты;
¾закрываются СРК турбины и отключается ТГ от сети;
¾срабатывают устройства БРУ-К (в случае запрета работы БРУ-К параметры горячего состояния в 1-м контуре поддерживаются за счет работы БРУ-А в режиме поддержания постоянного
давления во 2-м контуре), которые поддерживают постоянное 6.27 МПа (64 кгс/см2) давление во 2-м контуре. ГЦН остаются в работе;
¾питание ПГ осуществляется вспомогательными питательными насосами из деаэраторов машинного зала.
Наибольшую опасность представляет режим, в котором уставка на срабатывание A3 не достигается, т.е. когда оператор не перевел уставку на новое более низкое значение мощности после отключения ГЦН. В этом случае всплеск мощности в «холодном» секторе максимальный, но кризис теплообмена отсутствует. Однако при этом возможна разгерметизация твэл по типу увеличения газовой проницаемости оболочки некоторого количества твэл. Для исключения указанного повреждения твэл при подключении одного ГЦН
кдвум и трем работающим требуется предварительное снижение мощности реактора до 20 и 30 % Nном, соответственно. Это требование включено в регламент.
3.4.3.Выброс органа регулирования
Под выбросом регулирующего органа из активной зоны реактора понимается внезапное быстрое перемещение регулирующего органа из начального положения в крайнее верхнее положение. Такая ситуация может возникнуть в результате разрыва по периметру чехла механизма перемещения органа СУЗ из-за возникающего при этом перепада давления на элементах привода органа СУЗ.
303
Вэтом режиме рассматривается влияние выброса регулирующего органа на изменение нейтронно-физических характеристик активной зоны. При разрыве чехла привода ОР СУЗ образуется течь из 1-го контура с размером не больше ДУ-55.
Неблагоприятные последствия от ввода положительной реактивности реализуются в течение нескольких первых секунд аварии, когда влиянием истечения теплоносителя через разрыв ДУ-55 можно пренебречь. Поэтому в данном разделе представлены результаты расчета, выполненного при неучете изменения параметров за счет течи из первого контура. Анализ выброса регулирующего стержня проводится по станционной методике, использующей точечную модель нейтронной кинетики для расчета общей мощности реактора в переходном процессе. Перераспределение энерговыделения по объему активной зоны учитывается увеличением коэффициента мощности горячего канала на величину, определенную нейтронно-физическим расчетом активной зоны с выведенным стержнем. Полученные при таком подходе результаты подтверждаются результатами расчетов, выполненных экспертами ГАН с использованием трехмерной модели активной зоны. В целом необходимо отметить, что аварии с быстрым локальным вводом положительной реактивности предпочтительно анализировать
спомощью нестационарных трехмерных программ, поскольку для получения консервативных результатов по модели с точечной кинетикой необходимо применение специальных приемов (типа описанного выше), искусственно разрывающих связанные физические процессы.
Вкачестве определяющего варианта, из анализа режимов с выбросом регулирующего органа выбран наиболее тяжелый с точки зрения состояния активной зоны случай: при работе на номинальном уровне мощности выброс регулирующего органа с максимальной проектной эффективностью, равной 0.0019.
Врезультате аварийной ситуации по факту повышению уровня нейтронного потока с периодом разгона менее 10 с подается сигнал на срабатывание аварийной защиты. С учетом задержки на прохождение и формирование сигнала органы СУЗ начинают свое падение через 0.4 с с момента начала аварии. Эффективность аварий-
304
ной защиты взята с учетом застревания наиболее эффективного органа регулирования.
Поскольку увеличение мощности реактора происходит за время 1 с, работа оборудования первого и второго контура практически не оказывает влияния на развитие аварии и поэтому в данном случае не анализируется.
Расчетный анализ выброса регулирующего органа проводится с использованием точечной модели нейтронной кинетики. Дополнительно проводится анализ с учетом перераспределения энерговыделений по объему активной зоны (пик энерговыделения достигается в верхней части активной зоны).
При этом учитываются все возможные факторы, ухудшающие начальные и граничные условия с точки зрения основных критериев. Принимаются следующие значения основных параметров, влияющих на протекание рассматриваемой аварии:
¾расход теплоносителя через реактор, м3/ч – 80000;
¾время выброса стержня, с – 0.1;
¾линейная нагрузка в горячей точке, Вт/см – 448;
¾эффективность выброшенного стержня на полной мощности,
0.19% в начале и 0.21 % в конце кампании;
¾эффективность выброшенного стержня на нулевой мощности, – 0,5 % в начале кампании и 0,4 % в конце кампании;
¾коэффициент неравномерности энерговыделения по объему активной зоны – 2,65 в начале кампании и 2,3 в конце кампании, распределение мощности по высоте активной зоны принимается с максимумом в середине.
Расчет коэффициентов запаса до кризиса теплообмена проводится с учетом инженерных коэффициентов запаса, учитывающих технологические допуски и неточности расчетных методик и программ. Детальный анализ ситуаций с выбросом регулирующего органа выполняется для различных уровней мощности и моментов кампании работы реактора.
Неблагоприятные последствия от ввода положительной реактивности реализуются в течение нескольких первых секунд аварии, когда влиянием истечения теплоносителя через разрыв ДУ-55 можно пренебречь. Поэтому в данном разделе представлены результаты расчета, выполненного без учета изменения параметров
305
за счет течи из первого контура. Анализ выброса регулирующего стержня проводится по методике, использующей точечную модель нейтронной кинетики для расчета общей мощности реактора в переходном процессе. Перераспределение энерговыделения по объему активной зоны учитывается увеличением коэффициента мощности горячего канала на величину, определенную нейтроннофизическим расчетом активной зоны с выведенным стержнем. Полученные при таком подходе результаты подтверждаются результатами расчетов, выполненных экспертами ГАН с использованием трехмерной модели активной зоны. Необходимо отметить, что аварии с быстрым локальным вводом положительной реактивности предпочтительно анализировать с помощью нестационарных трехмерных программ, поскольку для получения консервативных результатов по модели с точечной кинетикой необходимо применение специальных приемов (типа описанного выше), искусственно разрывающих связанные физические процессы.
Расчет режима с выбросом ОР СУЗ проводится с учетом следующих факторов:
¾задержка в цепях управления 0,4 с на формирование сигнала аварийной защиты по периоду разгона реактора или по повышению уровня нейтронного потока;
¾обесточивание всех ГЦН в момент τ=0 с.
¾состояние активной зоны: начало кампании и конец кампа-
нии.
Анализ показывает, что в этом случае имеется вероятность разгерметизации наиболее теплонапряженного твэл, в котором возникают условия для кризиса теплообмена. Количество таких элементов не превышает 0.1 % от общего количества в активной зоне реактора. Методика и данные для определения процента разгерметизации твэл определяются по методике Главного конструктора, на которой здесь останавливаться не будем.
Помимо кризиса теплообмена, возможной причиной повреждения твэл является резкий рост плотности энерговыделения в топливе и соответствующий рост энтальпии топлива за малое время. В результате расчета получено, что величины энтальпии топлива, рассчитанной по средней температуре топлива в горячей точке, в указанном режиме не превышают соответствующие критерии по
306
энтальпиям (230 кал/г для разрушения топливной таблетки и 140 кал/г для повреждения оболочки).
3.4.4. Снижение концентрации борной кислоты
Снижение концентрации борной кислоты в теплоносителе первого контура может быть вызвано нарушениями в работе системы борного регулирования. Анализ этого режима выполняется в предположении, что он может произойти на различных этапах эксплуатации реакторной установки: при перегрузке топлива, пуске реактора, работе на мощности, во время останова реактора.
Расчетный анализ снижения концентрации борной кислоты в теплоносителе выполняется при следующих консервативных условиях:
¾предполагается максимально возможная скорость разбавле-
ния бора, определяемая максимальной производительностью насосов нормальной подпитки первого контура (80 м3/ч при работе всех насосов нормальной подпитки первого контура);
¾предполагается, что в активной зоне присутствуют все топливные кассеты;
¾во время перегрузки топлива принимается, что все регулирующие стержни извлечены из активной зоны;
¾эффективность аварийной защиты перед началом разбавления бора принимается минимальной, без учета одного наиболее эффективного поглощающего стержня и без учета оперативного запаса реактивности на регулирование, предусмотренного в целях обеспечения возможности осуществления необходимого перемещения рабочей группы;
¾принимается консервативное значение объема теплоносителя
вконтуре его циркуляции (289 м3), при этом теплоноситель в компенсаторе давления считается не участвующим в процессе разбавления.
Режим со снижением концентрации борной кислоты в теплоносителе протекает аналогично режиму неуправляемого извлечения группы регулирующих органов, но с меньшей скоростью изменения мощности реактора. Максимальная скорость ввода положи-
тельной реактивности – 1,75х10-5 К/К ч-1.
307
Если снижение концентрации борной кислоты произошло во время пуска реактора, то следующее увеличение реактивности будет ограничено или срабатыванием предупредительной или аварийной защиты по повышению мощности, или оператором по команде с пульта управления.
Анализ показал, что оператор располагает достаточным временем (не менее 15 мин) до полного исчерпания запаса подкритичности остановленного реактора.
Разбавление борной кислоты при работе на номинальной мощности приводит к сравнительно медленному повышению мощности даже при максимальной скорости разбавления.
При отключенном автоматическом регуляторе мощности рост мощности ограничивается срабатыванием предупредительной защиты реактора. Дальнейшее снижение концентрации борной кислоты периодически вызывает ПЗ-1 и срабатыванием предупредительной защиты. Данный сигнал прекращается после возврата реактора к номинальному уровню мощности за счет очередного частичного перемещения вниз рабочей группы и возобновляющегося каждый раз по достижении уставки срабатывания ПЗ-1, превышающей номинальную мощность на 2–3 %. При этом оператор располагает временем не менее 15 мин, достаточным для оценки ситуации и останова реактора.
Анализ показывает, что при снижении концентрации борной кислоты в процессе холодного останова, оператор располагает достаточным временем от начала разбавления борной кислоты до полного исчерпания запаса подкритичности.
Из всех разобранных режимов ни один не является критичным с точки зрения нарушения целостности всех защитных барьеров. А выводы об увеличении газовой проницаемости оболочки твэл в режиме с подключением неработающей петли ГЦК и кризисе теплообмена на поверхности оболочки отдельных твэл в режиме с выбросом ОР СУЗ из активной зоны не вполне обоснованы, так как во всех разобранных случаях используется модель точечной кинетики. При использовании пространственной кинетики в составе моделей физических процессов в ЯЭУ и учете обратных связей между теплофизикой и нейтронной физикой активной зоны удается воспроизвести с определенной точностью уплощение нейтрон-
308
ных полей в области наиболее теплонапряженных каналов и твэл. В этом случае кризиса теплообмена и увеличения газовой проницаемости не возникнет в рассматриваемых режимах.
3.5.Описание режимов с нарушением расхода теплоносителя
Изменение расхода теплоносителя через активную зону реактора может быть вызвано нарушениями в работе главных циркуляционных насосов. При отклонениях параметров электропитания от номинала, авариях в цепи электропитания или механических повреждениях ГЦН расход теплоносителя может как уменьшаться, так и увеличиваться. Повышение расхода теплоносителя может быть вызвано увеличением частоты в электросети или какой-либо механической неисправностью ГЦН. В этом случае требуется анализ механической надежности всех систем, находящихся в корпусе реактора. С точки зрения теплотехнической надежности активной зоны, увеличение расхода теплоносителя улучшает ее охлаждение. В данной части учебного пособия рассматриваются вопросы теплотехнической надежности активной зоны реактора в режимах с уменьшением расхода теплоносителя. К таким режимам следует отнести:
¾заклинивание одного ГЦН;
¾обесточивание одного ГЦН;
¾обесточивание всех ГЦН;
¾полное обесточивание АЭС.
Уменьшение расхода теплоносителя через активную зону реактора повышает температуру теплоносителя, что может привести к недостаточному охлаждению активной зоны и, следовательно, к появлению кризиса теплообмена на поверхности максимально теплонапряженного твэл. В качестве критерия теплотехнической надежности активной зоны в режимах с уменьшением расхода теплоносителя принимается коэффициент запаса до кризиса. Данный коэффициент является отношением допустимого (критического, рассчитанного по экспериментальным зависимостям) теплового потока к действительному (непосредственно снимаемому с поверхности) для максимально теплонапряженного твэл с учетом
309
неравномерностей тепловыделений по высоте активной зоны реактора. Надежность охлаждения твэл считается обеспеченной, если наименьшее значение этого отношения (коэффициент запаса до кризиса теплообмена) не менее 1.00 с учетом разброса экспериментальных данных.
В качестве исходных данных используются наихудшие начальные условия и наиболее консервативные нейтронно-физические и теплофизические характеристики активной зоны. Таких характеристик можно достичь:
¾для топливной загрузки, использующей топливо максимально возможного обогащения на конец кампании;
¾для такого отравления ксеноном, что пик тепловыделения находится вверху активной зоны;
¾часть ТВС затеснена за счет дефектов в дистанционирующих решетках и изгиба кассет.
3.5.1. Заклинивание одного ГЦН
Заклинивание ротора ГЦН возможно в результате механического повреждения ГЦН из-за попадания посторонних предметов в проточную часть, поломки рабочего колеса или узла уплотнения ГЦН. При заклинивании насоса напор его уменьшается, что приводит к срабатыванию аварийной защиты реактора. Техническим проектом реакторной установки предусматривается срабатывание аварийной защиты при снижении напора до 0.2 МПа (2.5 кгс/см2) на ГЦН. В дальнейшем анализе консервативно принимается мгновенная остановка насоса.
Мгновенная остановка ГЦН какой-либо петли сокращает расход теплоносителя через реактор на 25 % от номинального значения. Мощность реактора по достижению уставки на понижение перепада давления на ГЦН снижается до уровня остаточных тепловыделений через 5 с. Несоответствие начальной мощности реактора, превышающей проектную мощность для трех ГЦН и нового уменьшенного расхода теплоносителя, по мнению Главного конструктора вызывает кризис теплообмена на поверхности максимально напряженных твэл.
Анализ данного режима проводится при следующих условиях:
310