Типы аварий на АЭС

Аварии на АЭС являются одними из самых опасных в энергетике. Приведены основные типы подобных аварий на примере реактора ЭГП-6.

Типы аварий

Теплоотводные аварии

При "гильотинном" разрыве трубопровода контура наибольшего диаметра и при срабатывании по аварийным сигналам аварийной защиты (АЗ) реактора температура твэла проходит в процессе через максимум и в наиболее горячей точке активной зоны в максимуме равна: - при отказе всех активных каналов расхолаживания 710°С (предельная теплоотводная авария);максимум достигается через ~ 20 ч; теплота рассеивается в окружающее реактор пространство; разгерметизация наружных оболочек твэлов не наступает; часть наиболее "горячих" твэлов теряет работоспособность из-за расплавления в них матричного материала; - при сохранении в работе только контура СУЗ максимальная температура в процессе не превысит 610°С: расплавления магниевой матрицы в твэлах не происходит, твэлы сохраняют работоспособность; - при срабатывании насосного канала САОР (с задержкой включения 90 с) максимальная температура твэла не превысит 410°С. Сохранение в работе только газового контура при отказе всех водяных контуров снижает максимальную температуру твэла на 100°С.

Потеря электропитания собственных нужд от всех внешних и внутренних источников на длительное время

Принята потеря электропитания собственных нужд не неопределенное (неограниченное) время всех категорий (первая - аккумуляторные батареи, вторая - дизель-генераторы, третья - штатное). Потеря электропитания вызывает срабатывание аварийной защиты реактора и закрытие стопорного клапана турбины. Прекращается подача питательной воды в контур РУ, останавливаются насосы контура СУЗ, насосы технической воды, вентиляторы вентсистемы. Основной контур РУ сохраняет герметичность. Энергия остаточного тепловыделения и аккумулированная энергия (прежде всего графитовой кладки) отводится на начальном этапе кипящей водой контура РУ. Генерируемый при этом в контуре пар сбрасывается через главный предохранительный клапан, который периодически открывается и закрывается, что приводит к колебаниям давления в контуре. Этот процесс продолжается до момента, когда потери тепла от РУ превысят поступление тепла в теплоноситель. Сброс пара из контура прекращается, давление в контуре РУ начинает снижаться вследствие расхолаживания. В контуре остается достаточное количество воды до полного залива активной зоны для обеспечения бескризисного теплоотвода. На рис. 3 приведено изменение ряда характерных параметров в процессе расхолаживания. В процессе аварии изменяется температура воздуха в реакторном зале (через 10 суток она не превышает 40°С), в боксе барабана-сепаратора (через то же время не превышает 50°С),вода в баках биозащиты нагревается до 100°С и закипает, уровень воды в баках понижается за 200 ч процесса на ~ 1 м.

Авария с максимальным высвобождением положительной реактивности при отказе аварийной защиты

Наиболее тяжелыми по последствиям авариями для водографитовых реакторов являются аварии с массовым разрывом ТК (ТВС), находящихся под рабочим давлением теплоносителя. Самопроизвольный ввод положительной реактивности возможен в следующих исходных событиях аварий: самоход стержней АР, КС, обезвоживание каналов УЗ. Все варианты для РУ типа ЭГП-6 подробно исследованы. Ниже приведены результаты расчетного анализа аварийного процесса РУ ЭГП-6 для случая самохода стержней АР. Самоход двух стержней АР приводит к вводу положительной реактивности ~ 0.5 ?эф со скоростью,определяемой максимальной скоростью движения стержней 180 мм/с при перемещении на 2750 мм (т.е. две пары стержней извлекаются поочередно из среднего положения). Выписки из протокола процесса показывают следующее развитие процесса. Максимальная мощность реактора 419% достигается к 36 с с момента движения стержней. Нарастание температуры твэлов, форсируемое выходом на кризис теплоотдачи, является фактором, тормозящим рост мощности. На 36 с давление достигает 223%, и перегретые твэлы с 31 с начинают разрушаться давлением теплоносителя. Рост давления в контуре РУ обусловлен возрастанием генерации пара при ограниченном пропуске турбины (она отключается на 15 с) и главных предохранительных клапанов. Примечание: возможность сохранения герметичности контура РУ при давлении 223% от номинала проблематична; однако вариант сценария с разрушением контура РУ за пределами реакторного пространства смягчает протекание аварии; помимо разгрузки от давления твэлов быстрее снижается мощность из-за более быстрой потери теплоносителя из активной зоны. Из-за потерь теплоносителя и разогрева твэлов мощность реактора снижается. Самоглушение реактора произойдет к ~ 1500 с из-за отравления реактора ксеноном. Максимальная температура твэлов после осушения достигается к 800 с и составляет 1400°С. В этот период происходит расплавление оболочек твэлов в 8 ТВС. После самоглушения в активную зону должен быть введен поглотитель. В противном случае мощность реактора вновь возрастает после разотравления, которое, по расчету, начнется через 15 ч. Самым тяжелым последствием этой аварии является поступление в реакторное пространство пароводяной смеси в больших количествах через разрывы твэлов (ТК). Для ЭГП-6 (при самом тяжелом сценарии) к 61 с разрывается по одному твэлу в 126 ТВС. Это приводит к истечению ~ 440 кг/с. При недостаточных сбросных устройствах из реакторного пространства возможно разрушение кожуха реактора (для ЭГП-6 в этой аварии, по расчету, наступает разрыв кожуха, для реактора нового поколения АТУ.2 предусмотрены необходимые сбросные устройства). Кроме того, расчеты показали, что в авариях с опорожнением контура РУ при несрабатывании защиты включение САОР серьезно ухудшает протекание аварии: самоглушения реактора не наступает,мощность реактора становится "пульсирующей" - чередуются возрастания и снижения мощности на весьма высоком уровне с поражением твэлов. В связи с этим в РУ ЭГП-6 и АТУ.2 введена блокировка: подача охлаждающей воды от аварийной системы в контур РУ допустима только тогда, когда появляется сигнал о вводе стержней A3 в активную зону.

Гипотетические тяжелые аварии

Сценарии этих аварий предполагают наложение длительного (до разотравления реактора) отказа аварийной защиты на аварии с различными исходными событиями, касающимися собственно реакторной установки. При этом большая часть этих исходных событий обусловливает потерю теплоносителя из контура: разрыв барабана-сепаратора или опускного трубопровода групповой петли, прекращение подачи воды в один раздаточный групповой коллектор, несанкционированный ввод положительной реактивности. Кроме того, принимается: при отказе A3 ввести поглотитель в активную зону иными средствами не представляется возможным; вода от аварийных систем в разрушенный контур не подается из-за ее блокировки при несрабатывании A3. Анализ показал, что в протекании гипотетической аварии можно выделить 3 периода:

• относительно короткий, реализуемый менее, чем за 1 ч с момента появления исходного события, в течение которого могут происходить разрывы элементов контура и его опорожнение, разогрев (перегрев) твэлов, прекращение цепной реакции деления - "самоглушение" реактора;
• продолжительность -15 ч, когда реактор остается подкритичным, параметры меняются медленно, возможно некоторое снижение температуры твэлов;
• начало определяется возобновлением цепной реакции деления из-за разотравления реактора (в некоторых процессах идет ускорение разотравления из-за выхода части ксенона при высокой температуре).

Необходимо заметить, что возможности расчетного анализа процессов третьего периода скованы ограниченностью представлений о состояниях и поведении вещества, прежде всего топлива и конструкций в условиях высокой температуры (превышающей 3000°С), а также недостаточной развитостью расчетной модели этих процессов. В связи с этим по достижении соответствующей границы применимости кода ТАПВГР расчет прерывается. Во всех исследованных случаях наиболее опасным оказывался именно третий период. Его протекай иг обусловлено вводом положительной реактивности вследствие снижения содержания ¹³⁵Хе и обратных связей по температуре топлива и графита. Такая обусловленность определяет примерке одинаковое протекание процессов третьего периода для всех аварий : полной потерей теплоносителя, если зта потеря произошла в первом или втором периодах.

Анализ гипотетических тяжелых аварий с водографитовыми реакторами показывает, что для этих реакторе в существуют, хотя и очень маловероятные сценарии аварий, при которых достигается плавление топливного материала диоксида урана (для этого необходим длительный отказ аварийной защиты реактора в ряде аварий). В корпусных реакторах со стержневым; твэлами расплавление активной зоны возможно за счет остаточного тепловыделения при отказе одной защитной системы - системы аварийного расхолаживания реактора при срабатывании аварийной защиты. Чернобыльская авария развивалась, повидимому, по трехпериодному сценарию. В первом - произошел взрыв, разрушивший реактор и выбросивший значительную часть топлива из реактора, вместе с тем первый период закончился самоглушением оставшейся части активной зоны. Второй - период отравленного состояния реактора составил ~ 20 ч. Третий - начался с возникновения цепной реакции после разотравления оставшейся части зоны. Отсутствие организованного теплосъема с топлива в конечном счете привело к его расплавлению. Радиационное поражение окружающего пространства в первом периоде было незначительным, оно носило локальный характер (зона вблизи станции). Третий период привел к образованию "черного столба". Выбросы стали поражать огромное пространство (десятки-сотни км по радиусу). Предотвратить третий период можно было бы вводом поглотителя в оставшуюся часть активной зоны во втором периоде.

См. также

• Международная шкала ядерных событий
• Радиационная авария

Литература

1. Уроки Чернобыля.Технические аспекты.Сборник докладов. Том 1