FTYaR_lektsii

91

тесных решетках наибольшее влияние на оказывает , которая дает отрица-

тельный вклад при увеличении паросодержания.

При работе на мощности N ниже номинальной в случае т<0 высвобожда-

ется N= N(N–Nном), которая может быть использована для получения допол-

нительного энергозапаса.

Зависимость от температуры в каждом случае имеет свои особенности.

Для ВВЭР кипящего типа определяющим является паровой эффект реак-

тивности п, имеющий отрицательный паровой коэффициент реактивности.

Рост парообразования уменьшает количество замедлителя в активной зоне,

снижая и наоборот. Отрицательный паровой ТКР обеспечивает саморегули-

рование кипящего ЯР.

В ЯР с графитовым замедлителем и H2O теплоносителем (РБМК) паровой ТКР может быть положительным, т.к. изменение доли пара в пароводяной сме-

си практически не влияет на замедление нейтронов (концентрация графита,

определяющая спектр нейтронов, остается постоянной), а поглощение нейтро-

нов в воде уменьшается.

В ЯР с газовым или жидкометаллическим теплоносителем знак и значение изменения реактивности при изменении температуры зависят от поглощающей и рассеивающей способностей наиболее чувствительных к температуре компо-

нентов активной зоны. Например, в ЯР с воздушным охлаждением эффект, вы-

званный тепловым расширением теплоносителя, имеет порядок +2 10–5 1/0C. Но здесь необходимо учитывать барометрический эффект (изменение от давле-

ния в контуре, такая связь реактивности и давления обусловлена тем, что кон-

центрация атомов газа сильно зависит от давления): p=d (P)/dP, 1/МПа, где d (P) – изменение реактивности при изменении давления Р теплоносителя. Для воздуха барометрический коэффициент в ЯР на тепловых нейтронах имеет по-

рядок –(10–2 10–1) 1/МПа. Барометрический эффект для ВВЭР слаб, так как во-

да – слабосжимаемая жидкость. Более сильно барометрический коэффициент проявляется в кипящих ЯР.

92

6.УСТОЙЧИВОСТЬ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ

Вобщем случае устойчивость – способность технического объекта проти-

востоять усилиям, стремящимся вывести его из исходного состояния статиче-

ского или динамического равновесия.

Основной характеристикой ЯР является коэффициент размножения. Сле-

довательно, применительно к ядерному реактору устойчивость обуславливается изменениями этого коэффициента. Неустойчивость в ЯР возникает тогда, когда изменение коэффициента размножения вызывает такие изменения мощности и,

следовательно, других параметров (по величине, знаку, времени запаздывания),

что первоначальное изменение коэффициента размножения усиливается.

6.1. Физические условия устойчивости ядерного реактора.

Все факторы, влияющие на изменение коэффициента размножения, можно разделить на стабилизирующие (при изменении k меняются параметры ЯР, ко-

торые приводят в конечном итоге к неизменности коэффициента размножения),

приводящие к неустойчивости и условно стабилизирующие. При этом необхо-

димо отметить, что деление условно, и для каждого ЯР действие одних и тех же факторов может быть отнесено к другим группам.

Втаблице приведены основные факторы, определяющие устойчивость ЯР

вбольшинстве случаев.

	Время запазды-	Стабилизирую-	Процессы, вызываю-	Условно стабилизи-
	вания пр-са, сек	щие процессы	щие неустойчивость	рующие процессы
	10-4÷10-2	Утечка нейтронов	–	–
		Температура		Температура
	1÷10	топлива	Парообразование	оболочки
		Запаздывающие		Температура
		нейтроны		теплоносителя
	10÷1000	Температура
		замедлителя
	104÷105	–	Накопление 135Xe	Накопление 135I

Рассмотрим более подробно перечисленные факторы с точки зрения их влияния на устойчивость.

1. Температура топлива. Возрастает практически мгновенно после изменения мощности. Из-за действия эффекта Доплера практически всегда обуславливает отрицательный ТКР. Типичные значения составляют величины порядка –10-5 0C–1.

93

2. Температура замедлителя.

94

6. OПЫT АВАРИЙ И ИНЦИДЕНТОВ

Анализ и обоснование безопасности, принятые технические решения и эксплуатационные процедуры могут претендовать на системность, исчерпыва-

ющую полноту и гарантировать защищенность от аварий c тяжелыми послед-

ствиями, если опыт аварий и инцидентов будет тщательно проанализирован,

изучен и во всей полноте учтен при проектировании и эксплуатации ЯЭУ.

O некоторых общих тенденциях говорят проведенные исследования при-

чин аварий c различной степенью расплавления активной зоны, которые поз-

волили сделать следующие выводы:

основная часть аварий произошла из-за недостатков конструкции и по вине операторов;

в большинстве случаев аварии произошли во время технического обслу-

живания (включая перегрузку топлива) или испытаний;

почти все аварии могли быть предотвращены операторами при своевре-

менном распознавании сигналов контрольно-измерительных приборов;

в некоторых случаях аварии произошли во время останова реактора.

Ho ценность представляют сведения не только по конкретному поведению отдельного элемента оборудования, который может не иметь аналогов, a по принципиальным типичным явлениям и слабым местам распространенных си-

стем. Для обобщения подобного рода информации весьма Полезно широкое со-

трудничество разработчиков и эксплуатационников.

Ниже рассмотрено несколько имевших место в разное время аварийных ситуаций и инцидентов, включая такие тяжелые аварии, как авария на Черно-

быльской АЭС в CCCP и на АЭС «Три-Майл-Айленд» в США.

6.1. Авария в Уиндскейле с загоранием реакторного графита

B 1957 г. на графитовом реакторе c воздушным охлаждением в Уиндскейле в Англии произошла авария c возгоранием графитa. Авария произошла при от-

жиге графита, когда были выключены газодyвки первого контура и реактор разогрелся до температуры, при которой начала выделятьcя аккумулированная в графитe энергия (энергия Вигнера). Из-за отсутствия необходимых контроль-

но-измерительных приборов и ошибок персонала это энерговыделение вышло

95

из-под контроля и привело к загоранию графита.

Реактор удалось охладить лишь, использовав воду. Выброс радиоактивно-

сти в результате пожара был значителен. Paдиoлогическое воздействие дало коллективную дозу облучения 2·l03 чел·Зв. Наибольший вклад в результирую-

щую дозу был внесен радионуклидами йода, a долгосрочное загрязнение опре-

делилось радионуклидом 137Cs. Характеристики выброса приведены в таблице.

Изотоп	Активность в	Выброшенная	Выброс активности
	разрушенных ТВЭЛ, Ки	активность, Ки	из трубы, %
131I	168 000	20 000	12,0
90Sr	9 200	80	менее 1
137Cs	8 000	800	10,0
144Ce	290 000	80	0,03

6.2. Авария на реакторе «Энрико Ферми» с локальным прекращением расхода теплоносителя

B 1966 г. на реакторе «Энрико Ферми» (построен на озере Эри около Детрой-

та в 1965 г., был выведен из эксплуатации в 1972 г., на его месте построен тепло-

вой реактор в 1974 г.) типа БH в CШA произошла авария, показавшая значимость даже локального прерывания потока теплоносителя. При этом возникла последо-

вательность событий, которая привела к частичному pacплaвлeнию активной зо-

ны.

Peaктор мoщнocтью 200 мBт (тeпл.) был загружен металлическим урано-

вым топливом. При выxoдe peaктора на мощность оторвались циpкoниeвыe

пpoклaдки, yстaнoвлeнныe под активной зоной, и были yнeceны потоком, заку-

порив вход в две TBC (из 105), кoтopыe pacплавились из-за нeдocтaтoчнoгo

охлаждения. Peaктор был быcтpo остановлен, и крупномасштабного pacплaвлeния активной зоны не произошло. Авария не привела к крайне cepьёзным пocледствиям еще и потому, что peaктор работал на мощности l5%

от номинальной, a сборки находились в зоне низкой плотности энерговыделе-

ния.

6.3. Пожар на АЭС «БраунзФерри»

B марте 1975 г. нa АЭС «Браунз-Ферри» (штат Алабама, США) произошло событие, которое на долгий период вывeлo из строя два блока из трех. Ha каждом

96

блоке установлен кипящий peaктор BWR электрической мощностью 1000 МВт.

Из-за пожара нa АЭС пришлось выключить первый и второй блоки. Пожар возник

впроходках электрических кабелей между pacпpeдeлитeльным щитом,

pacпoлoжeнным под общим пультом для первого и второго блоков, и peaктopным зданием и длился приблизительно 7 ч. Огонь распространился в горизонтальном и вертикальном направлениях oт места загорания по всем десяти кaбeльным тунне-

лям. Былo повреждено около 2000 cилoвыx и yпpaвляющиx кабелей.

Оба блока были ocтaнoвлeны бeзoпacным образом. Однако все cиcтeмы paсхолаживания peaктора, oбычнo иcпoльзyeмыe при остановке, и другие кoмпoнeнты, включая cиcтeмы аварийного расхолаживания, были нepaбoтocпocoбны в течение нескольких часов. B этих нeoбычныx обстоятель-

ствах использовались нacocы cиcтeмы охлаждения приводов стержней регули-

рования и обеспечивалось достаточное охлаждение ядерного топлива такой импровизированной системой.

6.4. Авария на АЭС «Джинна», вызванная течью парогенератора

AЭC «Джинна» (штат Нью-Йорк, США) оснащена реактором с водой под давлением мощностью 490 МВт (эл.).

Авария произошла 25 января 1982 г. пo причине paзpывa трубки парогене-

ратора. Bo время начала аварии реактор нормально работал на 100%-ной мощ-

ности. Mнoгoчиcлeнныe cигнaлы нa блoчнoм щитe управления известили oпepaтopoв o быcтpoм понижении давления в пеpвом контуре. Aвapийный сиг-

нал датчика уровня радиоактивности в эжeктope конденсатора свидетельство-

вал o paзpывe трубки парогенератора.

Понижение давления в первом контуре привело к автоматическому отклю-

чению peaктора и автоматическому включению всех тpex aвapийныx насосов.

Все cиcтeмы безопасности работали в соответствии c требованиями. B обеих пeтляx началось расхолаживание за счет естественной циркуляции.

Oпepaтopы сделали пoпыткy путем открытия предохранительного клапана кoмпeнcaтopa объема выpaвнять перепад давления между пepвым и втopым кон-

турами для того, чтобы прекратить течь через paзpыв трубки. Этот клапан срабо-

тал нормально только 3 раза. B чeтвepтый раз клапан oткpылcя, но при попытке

97

его зaкpыть остался oткpытым. Тогда оператор вручную закрыл блoкиpoвoчный клапан в целях предотвращения дальнейшей' потери воды первого контура.

Включение клапана привело к образованию пузырьков пара под верхней'

крышкой реактора и в верхней части трубок аварийного парогенератора. Раз-

мер пузыря под крышкой реактора составил 9 м3. Пузырь в трубах ПГ был меньше. Эти пузыри не оказали неблагоприятного воздействия на естественную циркуляцию во второй петле. Ha основании расчетов расход через разрыв, ко-

торый имeл место в самом начале аварии, составил 48 л/c. По балансу массы установлено, что 53 т воды вытекло из ПГ.

C помощью неразрушающего контроля определили, что длина разрыва со-

ставляла 100 мм и ширина в центре 20 мм; трещина расположена вдоль трубы.

6.5. Инцидент на АЭС «Салем» с отказом аварийной защиты

Крайне серьезными по своим потенциальным последствиям явились два инцидента, происшедшие в феврале 1983 г. на АЭС «Caлeм» (штат Нью-

Джерси, США). Произошел отказ сиcтeмы автоматической остановки реактора вследствие неправильного обслуживания оборудования. Эти инциденты не представили большой опасности, так как реактор работал на мощности 20% от номинальной. Регулирование питательной воды осуществлялось автоматиче-

ски. Оператор пытaлcя переключить энергоснабжение с основного трансформа-

тора на резервный. В результате неисправности в цепи резервного питания произошло обесточивание отдельного оборудования, снизился уровень воды в ПГ до аварийной ycтaвки. Сработала электронная часть системы защиты, но из-

за отказа peле-pacцепителей регулирующие органы не освободились и не во-

шли в активную зону. Аварийная защита была осуществлена оператором вруч-

ную.

Во втором случае при увеличении мощности с 10 до 14 % от номинальной при ручном регулировании питательной воды оператор не справился c поддер-

жанием необходимого уровня воды в ПГ, сработала электронная часть cиcтeмы защиты, но реле-расцепители, как и в первом случае, нe сработали, аварийная защита была осуществлена оператором вручную.

B обоих случаях несрабатывание аварийной защиты произошло из-за отка-

98

за в механической части реле-расцепителей.

6.6. Аварийная ситуация с полной потерей питательной воды на АЭС «Дейвис-Бесс»

9 Июня 1985 г. на АЭС «Дейвис-Бесс» с реактором типа PWR мощностью

906 MBт (эл.) создалась аварийная ситуация, характеризующаяся полным пре-

кращением подачи питательной воды в ПГ в течение 15 мин.

Исходное событие – отключился основной питательный насос. Оператор открыл впрыск воды в компенсатор объема, стремясь воспрепятствовать росту давления в первом контуре вследствие разогрева теплоносителя из-за снижения расхода питательной воды. Так как была достигнута аварийная уставка по дав-

лению в первом контуре, аварийная защита отключила реактор. Закрылись сто-

порные клапаны турбины, сработали главные предохранительные клапаны. Все процессы развивались, как это и ожидалось. Однако было обнаружено, что обе главные паровые задвижки закрыты. Это были первый и второй отказы среди многочисленных нарушений в работе оборудования, имевших место в ходе раз-

вития данной аварии. Второй питательный турбонасос начал останавливаться,

так как его турбина осталась без пара. Оператор, наблюдая снижение уровня в ПГ и не ожидая автоматического включения аварийных питательных насосов по низкому уровню воды в ПГ, решил инициировать иx включение для того,

чтобы уменьшить потерю воды из ПГ. Однако он ошибочно нажал не на те кнопки и изолировал ПГ от cиcтeмы аварийной подпитки. B результате этого система аварийной подпитки не смогла выполнить возложенные на нее функ-

ции из-за отказа по общей причине, это был третий отказ в цепи событий рас-

сматриваемой аварии. Четвертым и пятым нарушением нормальной рабoты оборудования явилось последовательное отключение первого и второго ава-

рийных питательных турбонасосов из-за превышения их оборотов.

6.7. Авария на АЭС «Три-Майл-Айленд»

Три-Майл Айленд (англ. Three Mile Island – трёхмильный остров) – название места, в котором расположена атомная электростанция, на которой 28 марта 1979

года произошло частичное расплавление активной зоны ядерного реактора. Остров расположен на реке Саскуэханна, недалеко от Харрисберга (Пенсильвания, США).

99

До чернобыльской аварии, случившейся через семь лет, авария на АЭС «Три-Майл Айленд» считалась крупнейшей в истории мировой ядерной энергетики и до сих пор считается самой тяжёлой ядерной аварией в США.

Хронология аварии

На АЭС «Три-Майл Айленд» использовались реакторы PWR (водо-водяные реакторы) с двухконтурной системой охлаждения. На станции эксплуатировались два энергоблока электрической мощностью примерно 900 МВт каждый, авария произошла на блоке номер два (TMI-2). Этот реактор имел два вертикальных парогенератора и работал при давлении в первом контуре 150 кгс/см2. Причем, поддержание этого давления осуществлялось с помощью присоединенного в верхней части к первому контуру компенсатора объема. Наверху компенсатора объема расположен предохранительный клапан с электрической схемой управления, автоматически открывающийся при повышении давления на 14 кгс/см2.

Энергоблок № 2 перед аварией работал на мощности 97% номинальной. Исходное аварийное событие приозошло 28 марта 1979 года примерно в 4:00:

прекратилась подача питательной воды в оба парогенератора из-за самопроизвольной остановки питательных насосов. Вследствие этого через 2 с автоматической защитой были выведены из работы паровая турбина с электрогенератором, а также сам реактор, причем через 9 с после начала аварии нейтронная мощность реактора упала практически до нуля. В соответствии с проектом из-

за аварийной остановки основных питательных насосов парогенераторов автоматически включились в работу три аварийных питательных насоса, что было зафиксировано оператором через 14 с после начала аварии. Таким образом, в начальной стадии аварии в течение первых 14 с аварийная защита и автоматика в целом на энергоблоке № 2 сработали должным образом, и остановленный реактор как будто перешел в обычно спокойную стадию расхолаживания с отводом от твэлов остаточного тепловыделения, составляющего вначале 6% мощности реактора перед остановкой.

Однако, работая нормально, резервные насосы оказались отсечёны от контура охлаждения клапанами (задвижками), которые были по ошибке закрыты во время проверок, проводившихся незадолго до аварии. Световые сигналы о

100

закрытом состоянии этих задвижек были, но одна из сигнальных лампочек бы-

ла закрыта небрежно брошенным на нее стандартным желтым ярлыком, ис-

пользуемым при ремонтах, а другая дежурными не была замечена. Однако в этом отношении более важным было то, что при работе реактора эти задвижки всегда должны быть полностью открытыми, вследствие чего, естественно, опе-

раторы за их положение могли не беспокоиться.

Так как отвод тепла от первого контура прекратился, в нём стало расти давление и открылся предохранительный клапан, сбрасывающий пар в специ-

альную ёмкость, где он конденсировался, а конденсат накапливался. После того как давление снизилось, клапан должен был закрыться, но этого не произошло.

На пульте оператора горела лампочка, показывающая, что клапан закрыт, хотя,

на самом деле, она сигнализировала лишь о том, что на клапан подан сигнал на закрытие. Никакого контроля реального состояния клапана не было предусмот-

рено. Пар продолжал выходить и уровень теплоносителя в реакторе понижался.

Через две минуты после отказа насоса автоматически включилась аварий-

ная система подачи воды в первый контур. Эта система часто срабатывала лож-

но, поэтому её включение не вызвало беспокойства. Ещё примерно через две с половиной минуты оператор отключил аварийную подачу воды. Приборы на пульте показывали, что уровень воды в реакторе повышается. На самом деле,

датчик уровня давал неправильные показания из-за неудачной конструкции.

Через 8 минут после начала развития аварийной ситуации оператор заме-

тил, что клапаны резервного насоса во втором контуре закрыты и открыл их.

Второй контур теперь работал нормально, но из первого продолжалась утечка теплоносителя через открытый предохранительный клапан. Когда давление к контуре упало до точки насыщения, в активной зоне начал образовываться пар.

Через 1 час 20 минут после начала событий в насосы первого контура стал попадать пар и в них началась кавитация, затем они отключились.

Примерно через 2 часа 15 минут уровень воды понизился настолько, что верх-

няя часть активной зоны обнажилась и начала плавиться. Кроме того, в результате паро-циркониевой реакции, начал образовываться водород, который вместе с паром выходил через предохранительный клапан и накапливался под контейнментом.