Содержание к диссертации
Введение
Глава 1. Анализ проблемных вопросов радиационной безопасности и взрывобезопасности корпусных кипящих реакторов
1.1. Мировой опыт проектирования и обеспечения безопасности при эксплуатации корпусных кипящих реакторов 22
1.1.1. Реакторы типа BWR большой мощности 22
1.1.2. Реакторы типа ВК малой и средней мощности .28
1.2. Корреляция проблем радиационной безопасности и водородной взрывозащиты при авариях на легководных реакторах 37
Глава 2. Обеспечение безопасности как фактор актуальности внедрения в мировую атомную энергетику корпусных кипящих реакторов с естественной циркуляцией теплоносителя
2.1. Надежность контура естественной циркуляции теплоносителя .42
2.2. Маневренность и безопасность реакторной установки при изменениях технологических параметров и внешних воздействиях 51
2.3. Обобщенные результаты изучения внутренне присущих свойств безопасности кипящего реактора с естественной циркуляцией теплоносителя .57
Глава 3. Методы повышения уровня радиационной безопасности установок с корпусным кипящим реактором
3.1. Распределение радиоактивных продуктов в контуре теплоносителя и их влияние на параметры радиационной безопасности 59
3.1.1. Выход продуктов активации ядер теплоносителя 60
3.1.2. Распределение радиоактивных отложений продуктов коррозии конструкционных материалов 62
3.1.3. Распределение продуктов деления в контуре теплоносителя .68
3.1.4. Исследования влияния радиационного фона на эксплуатационную доступность и ремонтопригодность оборудования контура теплоносителя .74
3.2. Анализ эффективности технологии снижения активности отходящих газов контура теплоносителя 78
3.3. Исследования работоспособности твэлов в обеспечение радиационной безопасности кипящего реактора .84
3.3.1. Моделирование процессов накопления и характера отложений продуктов коррозии на твэлах 85
3.3.2. Экспериментальное подтверждение эффекта Магнуса по накоплению отложений на твэлах и выносу в теплоноситель продуктов коррозии 91
3.3.3. Анализ результатов послереакторных исследований ТВС .93
3.3.4. Экспериментальное обоснование режимов, обеспечивающих снижение содержания частиц железа в отложениях на твэлах 97
3.3.5. Практическая реализация алгоритма формирования загрузок активной зоны реактора для исключения выхода из строя оболочек твэлов 100
3.3.6. Исследования влияния водно-химических режимов на радиационную безопасность .101
3.3.6.1. Анализ состояния конструкционных материалов при реализации нейтрально-кислородного режима в контуре теплоносителя .101
3.3.6.2. Экспериментальные исследования химических отмывок оболочек твэлов 104
3.3.7. Обоснование методов контроля герметичности оболочек твэлов 107
3.3.7.1. Разработка и внедрение системы контроля герметичности оболочек твэлов на работающем реакторе .107
3.3.7.2. Разработка и внедрение устройства контроля герметичности оболочек твэлов на остановленном реакторе 112
3.3.8. Обоснование радиационной безопасности и практическая реализация работы реакторной установки с негерметичными твэлами 115
3.4. Обобщенные выводы по обеспечению радиационной безопасности корпусного кипящего реактора 118
Глава 4. Методы повышения уровня водородной взрывозащиты корпусных кипящих реакторов в режимах нормальной эксплуатации
4.1. Влияние радиолиза на эксплуатацию корпусного кипящего реактора .122
4.1.1. Выход газов радиолиза с паром при прямом цикле работы реакторной установки 123
4.1.2. Влияние водно-химического режима на взрывобезопасность реактора 127
4.1.3. Особенности радиолитических процессов в пуско-остановочных режимах с замкнутым паровым объемом реактора 130
4.2. Реализация технических решений по обеспечению взрывобезопасности на действующей реакторной установке .132
4.2.1. Отведение водорода из-под крышки реактора .132
4.2.2. Режимы работы конденсаторов и эжекторов турбины 133
4.2.3. Анализ эффективности технологии сжигания водорода .135
4.3. Обобщенные выводы по обеспечению водородной взрывозащиты
корпусного кипящего реактора в режимах нормальной эксплуатации 137
Глава 5. Реализация методов комплексного обеспечения водородной взрывозащиты и радиационной безопасности корпусного кипящего реактора в аварийных режимах
5.1. Нерешенные проблемы обеспечения радиационной безопасности и водородной взрывозащиты при крупных течах корпуса кипящего реактора .140
5.2. Метод радиационного контроля в условиях повышенной влажности 143
5.3. Локализация пара после предохранительных клапанов с отведением парогазовой смеси за пределы защитной оболочки корпуса реактора 146
5.4. Технология оптимального сочетания систем безопасности и систем нормальной эксплуатации для обеспечения водородной взрывозащиты и радиационной безопасности кипящего реактора в аварийных режимах 155
Заключение .165
Список сокращений и условных обозначений .167
Литература 170
- Корреляция проблем радиационной безопасности и водородной взрывозащиты при авариях на легководных реакторах
- Маневренность и безопасность реакторной установки при изменениях технологических параметров и внешних воздействиях
- Исследования влияния радиационного фона на эксплуатационную доступность и ремонтопригодность оборудования контура теплоносителя
- Выход газов радиолиза с паром при прямом цикле работы реакторной установки
Введение к работе
Актуальность работы
Корпусные кипящие реакторы широко внедрены в мировую атомную энергетику. За почти 60-летнюю историю развития направления BWR (boiling water reactor) было введено в эксплуатацию более 120 реакторов типа BWR, более половины из них продолжают эксплуатацию в настоящее время. Одноконтурные реакторные установки обладают большим потенциалом упрощения технологической схемы. Это позволяет улучшать их экономичность, повышать уровень безопасности и выдерживать конкурентную борьбу с двухконтурными реакторными установками (PWR, ВВЭР).
На современном этапе разработчиками BWR эволюция кипящих реакторов декларируется как переход к естественной циркуляции теплоносителя (ЕЦ) и к многофункциональности систем, влияющих на безопасность. Корпусные кипящие реакторы с естественной циркуляцией теплоносителя – это ближайшее будущее одного из ведущих направлений в мировой атомной электроэнергетике. Естественная циркуляция теплоносителя в корпусе реактора позволила широко применить в конструкции экономичных упрощенных установок поколения III+ (ESBWR) пассивные элементы защиты. Многофункциональность пассивных элементов защиты в проектах инновационных установок ориентирована на комплексное решение проблем безопасности.
Однако отсутствие референтных систем безопасности на работающих энергоблоках Японии, США, Швеции, Тайваня и других стран является основной проблемой в широкомасштабном продвижении кипящих реакторов с естественной циркуляцией теплоносителя. Кроме этого массовому внедрению установок типа ЕSBWR препятствуют следующие факторы:
1. Существующие подходы локализации радиоактивных веществ в герметичных страхующих корпусах не обеспечивают взрывозащиту реактора при авариях, поэтому проблемы радиационной безопасности и водородной взрывозащиты при авариях на корпусных кипящих реакторах должны решаться комплексно и взаимосвязанно.
2. Принцип действия пассивных систем безопасности, обеспечивающих надежное охлаждение реактора, его радиационную безопасность и предотвращение взрывов оборудования, не опробован на действующем аналоге.
Исходя из этого, особое значение имеет экспериментальное обоснование радиационной безопасности и водородной взрывозащиты действующей прототипной реакторной установки: как в режимах нормальной эксплуатации, так и в аварийных режимах.
В настоящее время единственный корпусной кипящий реактор с естественной циркуляцией теплоносителя эксплуатируется в составе российской исследовательской ядерной установки ВК-50: водяной кипящий (ВК) реактор с мощностью электрогенератора до 65 МВт(э). Многолетняя (с 1965 г.) безаварийная эксплуатация ВК-50 в различных энергетических режимах доказывает надежность данного типа реактора. Поэтому очевидна актуальность исследований внутренне присущих свойств безопасности реакторной установки ВК-50 для подтверждения высокого уровня безопасности и внесения корректив в проекты реакторов BWR. Эти изменения направлены на предотвращение аварий с взрывами гремучего газа и выходом радиоактивности в окружающую среду.
Для отечественной атомной энергетики опытные данные, полученные на ВК-50, имеют особое значение в связи с переводом работы установки из режима АЭС в режим атомной ТЭЦ (1979 г.). Поскольку в ближайшее десятилетие ввод в эксплуатацию новых типовых серийных энергоблоков АЭС планируется в основном за счет отработанной технологии реакторов ВВЭР, то корпусные кипящие реакторы могут занять свою нишу не в электроэнергетике больших мощностей, а в региональной энергетике. Региональная энергетика в настоящее время и в перспективе является самым большим и развивающимся сектором энергетической системы страны. В этом секторе вырабатывается основная часть энергопродукции России. До 85 % тепловой энергии и до 50 % электроэнергии производятся в стране за счет когенерации – экономически эффективной комбинированной выработки обоих видов энергии на теплоэлектроцентралях (ТЭЦ).
По оценкам ведущих специалистов в области стратегического развития мировой энергетики повышение стоимости природного газа до мировых цен и прогнозируемая плата за выбросы вредных веществ до 100 долларов за тонну СО2 приведут к значительному росту себестоимости вырабатываемой энергопродукции на органическом топливе. С учетом этих факторов в долгосрочной перспективе для России становится актуальным вопрос, имеющий важное не только научное, но и социальное значение: замещение выводимых из эксплуатации паровых теплофикационных турбин на атомные ТЭЦ (АТЭЦ).
Наиболее эффективно использование режима когенерации на одноконтурных реакторных установках с турбинами насыщенного пара, поскольку коэффициент теплоотдачи при конденсации насыщенных паров более чем на два порядка выше, чем при охлаждении перегретого пара. Отбор пара от турбин на теплофикацию позволяет на ядерных установках типа ВК увеличить производство товарной продукции более чем в полтора раза по сравнению с чисто «электрическим» режимом работы, а коэффициент полезного действия поднять до 75 % и более. Внедрение и совершенствование технических решений, реализованных на реакторной установке (РУ) ВК-50, позволяют более эффективно использовать ядерное топливо без повышения параметров пара, значительно снизить стоимость когенерационных энергоблоков данного типа, сделать их окупаемыми при длительном сроке эксплуатации.
На современном этапе внедрения в атомную энергетику экономически эффективных установок особое значение приобретает практическое подтверждение надежности и безопасности кипящих реакторов большой и малой мощности, экспериментальное обоснование способов и устройств обеспечения безопасности на действующем оборудовании. Поэтому формирование методов обеспечения безопасности на основании изучения и систематизации внутренне присущих свойств радиационной безопасности и водородной взрывозащиты прототипной установки ВК-50 являются актуальными направлениями исследований, позволяющими:
- обосновать методы усовершенствования конструкций и технологических схем проектируемых и действующих реакторных установок BWR,
- на основании разработанных методов реализовать технические и технологические решения проблем радиационной безопасности и водородной взрывозащиты корпусных кипящих реакторов при запроектных авариях с разгерметизацией контура теплоносителя.
Цель работы – разработка и практическая реализация научно обоснованных методов комплексного решения проблем водородной взрывозащиты и радиационной безопасности корпусных кипящих реакторов с естественной циркуляцией теплоносителя.
Для достижения цели решены следующие задачи:
-
Проведен анализ причин аварий на легководных реакторах с выбросом радиоактивных веществ в атмосферу и повышением содержания водорода в оборудовании при разгерметизации контура теплоносителя.
-
Обобщены результаты исследования внутренне присущих свойств безопасности одноконтурной установки с естественной циркуляцией теплоносителя в корпусном кипящем реакторе.
-
Проведены комплексные исследования различных аспектов радиационной безопасности реакторной установки с кипением теплоносителя в активной зоне и прямой выдачей пара из реактора на турбину.
-
Выполнены экспериментальные исследования по накоплению радиолитических газов в различных режимах эксплуатации корпусного кипящего реактора.
-
На основании обобщающих научных исследований обоснованы и реализованы технологические режимы и конструкции оборудования для обеспечения безопасности кипящего реактора при его нормальной эксплуатации.
-
Разработаны и реализованы на практике методы комплексного обеспечения радиационной безопасности и водородной взрывозащиты кипящего реактора при авариях.
Научная новизна работы
Выполненный комплекс исследований позволил:
обобщить и проанализировать результаты исследований внутренне присущих свойств безопасности корпусного кипящего реактора с естественной циркуляцией теплоносителя,
изучить и систематизировать экспериментальные данные о влиянии различных технологических аспектов и эксплуатационных условий на радиационную безопасность и взрывобезопасность корпусного кипящего реактора,
разработать и реализовать на практике новые методы обеспечения работоспособности оболочек твэлов и контроля их герметичности,
экспериментально обосновать методы эффективного удаления и сжигания водорода в контуре теплоносителя корпусного кипящего реактора,
- разработать методы и технологические подходы для их решения, позволяющие комплексно решать проблемы радиационной безопасности и водородной взрывозащиты корпусных кипящих реакторов при авариях.
Весомым показателем новизны являются патенты на изобретение и полезную модель на разработанные способы и устройства.
Теоретическая и практическая значимость работы
Положения и выводы диссертационного исследования позволили:
- расширить объем существующих представлений по проблемам безопасной эксплуатации одноконтурных установок с корпусными кипящими реакторами,
- выявить закономерности комбинированного влияния различных технологических условий на радиационные параметры и радиолитические процессы корпусного кипящего реактора,
- обосновать альтернативные существующим технологическим подходам методы решения проблем радиационной безопасности и взрывозащищенности корпусного кипящего реактора при аварии,
- разработать конкретные конструкции оборудования, технологические схемы и эксплуатационные режимы, которые внедрены при модернизации действующих (BWR-6, АBWR) и могут быть использованы при проектировании инновационных установок повышенной безопасности с корпусными кипящими реакторами.
Результаты выполненных исследований легли в основу проектно-конструкторских разработок по модернизации реактора ВК-50, что позволило обосновать и продлить срок эксплуатации реакторной установки до 50 лет.
Методы и методология исследования.
Методология диссертационного исследования включает в себя различные методы, учитывающие специфику предмета и объекта изучения. Важнейшие из них следующие:
а) системный подход, заключавшийся в выявлении разнообразия связей и отношений при комплексном рассмотрении вопросов радиационной безопасности и водородной взрывозащиты корпусного кипящего реактора с естественной циркуляцией теплоносителя;
б) расчетное моделирование предусматривало разработку расчетных моделей и прогнозирования:
1) состава отложений на оболочках твэлов,
2) уровня активности теплоносителя в зависимости от режимов останова реактора и характера дефектов оболочек твэлов;
в) основной объем информации, представленный в работе, получен методом эмпирического исследования;
г) конкретные методы комплексного решения проблем безопасности реакторных установок и технологические подходы для их реализации определены при последовательном выполнении этапов расчетно-конструктивного метода:
1) собрана и накоплена необходимая информация: получены экспериментальные данные о радиолитических процессах и особенностях фазового переноса радиоактивности в контуре теплоносителя реакторной установки ВК-50;
2) выполнен научный анализ процессов: по результатам расчетно-экспериментальных исследований сформулированы выводы о внутренне присущих свойствах безопасности корпусного кипящего реактора;
3) проведена оценка установленных причинно-следственных связей и разработаны альтернативные варианты решения проблем: на основании выявленных закономерностей обоснованы эксплуатационные режимы, разработаны и внедрены новые конструктивные решения и технологические схемы;
4) составлены прогнозы и рекомендации на перспективу: по результатам испытаний оборудования и реализации технологических процессов сформированы предложения по усовершенствованию установок BWR и ВК.
Высокая степень разработанности темы исследования может быть подтверждена следующим. Результаты исследований являются итогом многолетней работы автора на реакторной установке ВК-50. Автором и при его непосредственном участии в качестве ответственного исполнителя, руководителя исследовательских работ:
- обобщена информация и выполнен системный анализ результатов исследований внутренних свойств безопасности корпусного кипящего реактора с естественной циркуляцией теплоносителя;
- получены экспериментальные результаты исследований по состоянию конструкционных материалов реактора и его активной зоны после многолетней эксплуатации;
- обоснован и внедрен алгоритм загрузок активной зоны реактора ВК-50, который обеспечивает эксплуатационное соответствие тепловых мощностей отложениям и степени окисления оболочек тепловыделяющих элементов (твэлов);
- расчетно смоделирован и экспериментально подтвержден процесс накопления отложений на твэлах и выноса в теплоноситель продуктов коррозии железа, предложены и реализованы на практике меры по снижению содержания частиц продуктов коррозии железа при переходных режимах работы реактора;
- изучены возможности эксплуатации тепловыделяющих сборок (ТВС) с негерметичными оболочками твэлов в условиях кипения теплоносителя в активной зоне;
- внедрены в эксплуатацию система контроля герметичности оболочек твэлов (КГО) на работающем реакторе и система КГО при проведении перегрузки активной зоны реактора;
- проведены экспериментальные исследования химических отмывок оболочек твэлов;
- проведены эксперименты по определению влияния жидкого борного поглотителя нейтронов на газовый режим реактора;
- реализованы на практике технические меры по обеспечению водородной взрывозащиты оборудования реакторной установки ВК-50;
- создана автоматизированная система радиационного контроля при авариях;
- разработана принципиальная конструкция системы локализации пара после предохранительных клапанов с отведением парогазовой смеси за пределы защитной оболочки корпуса реактора;
- предложен и расчетно обоснован метод оптимального сочетания систем безопасности и систем нормальной эксплуатации для комплексного решения проблем радиационной безопасности и водородной взрывозащиты при авариях.
Создание концепций энергетических корпусных кипящих реакторов проведено автором в сотрудничестве с коллегами из ОАО «ГНЦ НИИАР», ОАО ОКБ «Гидропресс», ОАО «Ижорские заводы», ОАО «НИКИЭТ». Автор лично представлял концепции АТЭЦ с кипящими реакторами на различных конференциях и технических совещаниях.
Очевидно, что проведение экспериментов на реакторе – труд коллективный. В подготовке и проведении реакторных испытаний, в проведении расчетов непосредственное творческое участие принимали сотрудники ОАО «ГНЦ НИИАР» к.т.н. Ещеркин В.М., к.т.н. Краснов А.М., к.т.н. Семидоцкий И.И., к.т.н. Якшин Е.К., к.т.н. Шамардин В.К., к.т.н. Смирнова И.М., к.т.н. Шмелев В.Е., к.т.н. Кизин В.Д., Филякин Г.В., Туртаев Н.П., Михайлов П.А., сотрудник ОАО «ВНИИНМ» Ещеркин А.В.
Проработка проектных решений инновационных энергетических реакторов типа ВК выполнена совместно с сотрудниками ОАО «ГНЦ НИИАР» д.т.н., профессором Калыгиным В.В., к.т.н. Святкиным М.Н., Протопоповым Д.П., Широковым В.И., сотрудниками ОАО «НИКИЭТ им. Н.А.Доллежаля» д.т.н., профессором Кузнецовым Ю.Н., Колесниковым К.Э., сотрудниками ОАО ОКБ «Гидропресс» д.т.н. Махиным В.М., к.т.н. Васильченко И.Н., к.т.н. Моховым В.А., сотрудниками ОАО «Ижорские заводы» Кашириным В.И., Янчуком В.А., сотрудником НИЦ «Курчатовский институт» к.т.н. Соколовым И.Н. Активную поддержку и помощь при исследовании актуальности внедрения атомных ТЭЦ с реакторами типа ВК в системы теплоснабжения городов оказали сотрудники ИНЭИ РАН член-корреспондент РАН Филиппов С.П. и к.э.н. Макарова А.С.
Достоверность результатов и обоснованность выводов диссертационной работы подтверждаются:
-
комплексом исследований, выполненных на реакторе ВК-50, и соответствующим анализом сопоставимости результатов с опытными данными, полученными на российских канальных и зарубежных корпусных кипящих реакторах;
-
использованием современных расчетных кодов, верифицированных по опытным данным реактора ВК-50;
-
применением апробированных расчетных методик, подтвержденных экспериментами, а также опытом многолетней безопасной эксплуатации реактора ВК-50.
Апробация полученных результатов.
Основные результаты диссертационной работы докладывались и обсуждались:
1. на международной конференции по проблемам материаловедения при проектировании, изготовлении и эксплуатации оборудования АЭС (Санкт-Петербург, 2008 г.),
2. на всероссийском совещании «Безопасность исследовательских ядерных установок» (Димитровград, 2009 г.),
3. на межотраслевой научно-технической конференции «Атомрегион 2009» (Дзержинск, 2009 г.),
4. на межотраслевом семинаре «Физика ядерных реакторов» (Москва, НИЦ «Курчатовский институт», 2010 г.),
5. на техническом совещании, посвященном подготовке доклада из серии изданий по ядерной энергии «Варианты включения средств внутренне присущей устойчивости с точки зрения нераспространения и физической безопасности в конструкции АЭС с инновационными реакторами малой и средней мощности (РМСМ) и сопутствующие топливные циклы» (Вена, МАГАТЭ, 2010 г.),
6. на межотраслевой межрегиональной научно-технической конференции «Перспектива развития системы атомных станций малой мощности в регионах, не имеющих централизованного электроснабжения» (Москва, РАН, 2010 г.),
7. на международной научно-технической конференции «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики» (Москва, 2010 г.),
8. на научно-технических советах в ОАО «ГНЦ НИИАР» (2010 г., 2011 г.), ОАО «ОКБ «Гидропресс» (2010 г.), ОАО «Ижорские заводы» (2011 г.),
9. на международной научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» (Подольск, 2011 г.),
10. на заседании профильного комитета Государственной Думы по энергетике (2011 г.),
11. на отраслевом совещании «О состоянии безопасности исследовательского ядерного реактора ВК-50 в ОАО «ГНЦ НИИАР» и предложениях по его дальнейшей эксплуатации» (2011 г.),
12. при подготовке и выпуске «Аналитического отчета по рассмотрению сценариев воздействия аномальных внешних событий на АЭС России» (2011 г.),
13. на совещаниях Госкорпорации «Росатом» по выпуску сводного отчета «Анализ целесообразности вариантов атомной генерации в Чаун-Билибинской промышленной зоне Чукотского автономного округа» (Москва, 2011 г.),
14. на всероссийской научной конференции «Материалы ядерной техники МАЯТ-2012» (Москва, 2012 г.).
15. на международной научной конференции «Атомные станции малой мощности - актуальное направление развития атомной энергетики» (Москва, РАН, 2013 г.)
По результатам исследований в научных изданиях опубликовано 50 работ, 17 – в ведущих рецензируемых научных журналах, получено два патента.
На защиту выносятся следующие основные положения:
-
Результаты комплексного анализа внутренне присущих свойств безопасности корпусного кипящего реактора с естественной циркуляцией теплоносителя.
-
Результаты экспериментальных исследований и расчетного обоснования радиационной безопасности одноконтурной реакторной установки.
-
Результаты исследований газового режима в технологической схеме с прямой выдачей пара из реактора на турбину.
-
Экспериментально отработанные эксплуатационные режимы, обеспечивающие безопасность корпусных кипящих реакторов при нормальной эксплуатации.
-
Разработанные и внедренные конструкции, определяющие надежность оборудования от взрывов водорода и радиационную безопасность корпусного кипящего реактора.
-
Обоснованные методы и технологические схемы для их реализации, обеспечивающие безопасность корпусного кипящего реактора при авариях.
Объем и структура работы
Диссертационная работа изложена на 185 страницах текста, включая 37 рисунков, 32 таблицы, состоит из введения, пяти глав, заключения и списка литературы из 135 наименований.
Корреляция проблем радиационной безопасности и водородной взрывозащиты при авариях на легководных реакторах
Анализ аварий, произошедших на реакторах различного типа (BWR и PWR), показывает, что выброс радиоактивного теплоносителя в окружающую среду в ситуациях с потерей подпитки и охлаждения активной зоны связан в конечном итоге с обеспечением взрывозащищенности, заложенной или не предусмотренной в конструкции АЭС. Ниже приведен анализ двух аварий на легководных реакторах. Радиационные последствия событий на АЭС «Три Майл Айленд» и «Фукушима-I» значительно отличаются друг от друга в зависимости от решения проблем обращения с пароводяной смесью, насыщенной водородом.
28 марта 1979 года произошла авария реакторного блока мощностью 880 МВт(э) на АЭС «Три Майл Айленд», расположенной в США (штат Пенсильвания). Аварийный реактор – это реактор с водой под давлением типа PWR. Аварийная ситуация была вызвана выходом из строя питательного насоса второго контура и отсутствием автоматического включения резерва насосов. После отключения подачи питательной воды в парогенератор был прекращен отвод тепла от первого контура. В реакторе резко возросли температура и давление воды. Через предохранительный клапан реактора смесь перегретой воды с паром начала сбрасываться в специальный резервуар – барботер. Однако после того как давление воды снизилось до нормального уровня, предохранительный клапан реактора не закрылся и остался заклиненным в открытом положении. Вследствие этого давление в барботере повысилось до уставки срабатывания предохранительного мембранного клапана. Аварийная мембрана на барботере разорвалась, и около 370 м3 радиоактивной воды вылилось на пол защитной оболочки реактора.
Несмотря на останов реактора по сигналу аварийной защиты, из-за открытого предохранительного клапана продолжался унос теплоносителя и, соответственно, снижение уровня воды в корпусе реактора. Часть активной зоны оказалась без охлаждения, что привело к резкому повышению паросодержания в корпусе реактора и образованию пароводяной смеси на всасе главных циркуляционных насосов первого контура, их срыву и останову. Из-за перегрева топлива (Тоб. 1200 С) и начала пароциркониевой реакции в верхней части корпуса реактора начал образовываться газовый пузырь. Давление в реакторе и пузырь в верхней части корпуса объемом около 30 м3, состоявший главным образом из водорода и радиоактивных газов криптона, аргона, ксенона, препятствовали подаче охлаждающей (подпиточной) воды в корпус, запуску главных циркуляционных насосов и естественной циркуляции теплоносителя в корпусе реактора. Водород, разбавленный паром, не представлял опасность с точки зрения образования гремучей смеси в корпусе реактора. Но при выходе из реактора наружу смесь водорода и кислорода могла скопиться под куполом защитной оболочки. В результате разбавление водорода паром было бы незначительным, и мог произойти взрыв с разрушением реакторного оборудования и строительных конструкций защитной оболочки. При взрыве вся радиоактивность с мощностью дозы до 300 Зв/ч вышла бы в окружающую среду, включая биологически опасные 131I, 134Cs, 137Cs, уносимые с парогазовой смесью через предохранительный клапан барботера. Чтобы окончательно ликвидировать газовый пузырь и устранить опасность взрыва, оперативный персонал применил метод дегазации воды с постепенным удалением парогазовой смеси из корпуса реактора в атмосферу. Это позволило через 2 дня после начала аварии полностью залить реактор водой. По оценкам специалистов, исследовавших последствия аварии на АЭС «Три Майл Айленд», основной вклад в радиоактивность, отводимую из реактора через барботер в защитную оболочку, а из не – в атмосферу, составили радиоактивные продукты коррозии (РПК). Они были вылиты на пол защитной оболочки в первые часы аварии [62]. Очевидно, что организованный оперативным персоналом АЭС «Три Майл Айленд» сброс пароводяной смеси в атмосферу предотвратил взрывы водорода в верхних точках защитной оболочки и позволил избежать более серьезные радиационные последствия, соизмеримые с параметрами при аварии на АЭС «Фукушима-I» (Япония, 11-19 марта 2011 г.) Поврежденные четыре блока АЭС в Японии были установками с корпусными кипящими реакторами типа BWR II поколения: 1 энергоблок – реактор типа BWR-3 мощностью 460 МВт(э), 2-4 энергоблоки – реакторы типа BWR-4 мощностью 784 МВт(э). Значительные разрушения на реакторах АЭС «Фукушима-I» произошли вследствие цунами 11 марта 2011 г., вызванного Тихоокеанским землетрясением Тохоку. В момент события энергоблоки 1, 2 и 3 находились в работе, а энергоблок № 4 остановлен для перегрузки активной зоны реактора. Часть отработанного топлива из активной зоны реактора 4 энергоблока на момент аварии была выгружена в бассейн выдержки. Последствием землетрясения и цунами стали: - потеря всех видов электропитания: внешнего и аварийного источников электроснабжения, - повреждения, приведшие к неработоспособности систем подпитки и расхолаживания реакторов, включая аварийные насосы с паротурбинным приводом: паровая турбина системы охлаждения активной зоны (RCIC), - повреждения, приведшие к неработоспособности систем подпитки и расхолаживания бассейнов выдержки отработанного топлива, - потеря герметичности в области днища корпусов реакторов, - потеря герметичности бассейнов выдержки отработанного топлива.
В связи с недостаточностью официальной информации о происходивших событиях на АЭС «Фукушима-I» выдвигаются различные гипотезы причин разрушения защитных оболочек реакторов. Например, существует точка зрения, что на 2 и 3 энергоблоках произошло превышение давления либо перегрев конструкционных материалов выше предельно допустимых значений вследствие длительного сброса пара в насыщенную воду «тора» – коллектора, расположенного снаружи контейнмента [63]. Такая версия представляется маловероятной из-за одинаковых последствий при достаточно разных сценариях событий на реакторных установках энергоблоков 1, 2 и 3. В сообщениях представителей эксплуатирующей организации («Tokyo Electric Power Company») причиной взрывов на энергоблоках АЭС «Фукушима-I» рассматривалась генерация водорода в результате повреждения активной зоны и образование гремучего газа [64]. На 1, 2 и 3 энергоблоках уровни теплоносителя в реакторах снижались из-за выпаривания теплоносителя и его утечки через неплотности корпусов. Как и при аварии на АЭС «Три Майл Айленд», разбавленный паром водород не образовывал взрывоопасных концентраций в корпусах реакторов. Но при отведении пароводяной смеси через предохранительные клапаны происходило образование гремучей смеси под куполом защитной оболочки (контейнмента), а также взрывы при отведении водорода в атмосферу. Расчетные оценки, выполненные специалистами ИБРАЭ РАН, показывают, что на каждом из трех энергоблоков в ходе аварии выделилось 950…1100 кг водорода [65]. Согласно анализу, выполненному японскими учеными, после вентиляции контейнмента произошла детонация водорода [66].
На 4 энергоблоке происходили утечки воды из бассейнов выдержки и выход из строя систем охлаждения топлива, в том числе ТВС, выгруженных незадолго до аварии и имевших большое остаточное тепловыделение. Взрывы водорода на 1-4 энергоблоках АЭС «Фукушима-I» привели к разрушению защитных оболочек и выходу радиоактивных веществ в окружающую среду.
Маневренность и безопасность реакторной установки при изменениях технологических параметров и внешних воздействиях
Проведенные эксперименты на реакторе ВК-50 показали надежность корпусных кипящих реакторов с ЕЦ теплоносителя в необходимых для эксплуатации режимах: 1. при быстром изменении рабочего давления в реакторе, 2. при резком изменении подачи питательной воды в реактор, 3. при значительном изменении нагрузки потребителей электроэнергии. 4. при отключении от внешних источников электроснабжения. Изменения рабочего давления в реакторе Быстрое понижение давления в кипящем корпусном реакторе может возникать при резком увеличении отбора пара, при срабатывании предохранительного клапана, при разгерметизации корпуса реактора или оборудования основного контура. Эксперименты по имитации разуплотнения парового контура реактора показали, что увеличение объемного вскипания теплоносителя приводит к уменьшению мощности реактора за счет увеличения парового отрицательного эффекта реактивности. При этом сохраняется необходимый движущий напор контура циркуляции и происходит стабилизация параметров реактора (мощности, давления, уровня).
Резкое повышение давления в реакторе возможно при уменьшении расхода пара на турбину: при закрытии паровых клапанов и в ситуации прикрытия дроссельных клапанов турбины. В экспериментах было показано, что стабилизация параметров реактора при этом на новом уровне происходит без превышения нормируемых показателей по ядерной безопасности. При этом срабатывание аварийной защиты по мощности и давлению предотвращает срабатывание предохранительных клапанов и достижение пределов безопасной эксплуатации. Изменения расхода питательной воды в реактор Особое значение имеет подтверждение высокого уровня самозащищенности корпусного кипящего реактора в реальных условиях прекращения подачи питательной воды на реакторе ВК-50 [79]. Из зарубежных данных по изменению режима циркуляции теплоносителя информация о режиме с полным прекращением подачи воды на реакторах BWR и работе в таком режиме на мощности отсутствует [80, 81]. На Рисунках 7 и 8 приведены экспериментальные данные характеристик реактора ВК-50 в режиме прекращении подачи воды от питательного насоса (2009 г.). Были зафиксированы уникальные особенности свойств реактора в данном режиме: - увеличение слива воды в реактор из гидроемкости системы аккумулирования воды для реактора (ГЕ САВР) при снижении давления в реакторе, что приводит к повышению уровня воды над активной зоной; - перераспределение энерговыделения по высоте активной зоны: уменьшение в нижней части и увеличение в верхней части ТВС [82]. 5,0 4,5 4,0 \ \1 АЗ 47 "Н 0 100 200 Время, с 300 Рисунок 7 – Давление в корпусе реактора в режиме с отключением питательного насоса Рисунок 8 – Уровень теплоносителя в режиме с отключением питательного насоса: 1 – в корпусе реактора; 2 – уровень, соответствующий уставке аварийной защиты; 3 – уровень, при достижении которого происходит разрыв контура ЕЦ теплоносителя При увеличении физического уровня теплоносителя уменьшается паросодержание – плотность теплоносителя в верхней части ТВС. Увеличение плотности теплоносителя в верхней части ТВС приводит к медленному росту нейтронного потока в этой области и срабатыванию аварийной защиты, переводящей реактор в безопасное состояние. Данный механизм – один из ключевых факторов формирования свойств внутренней самозащенности кипящих реакторов: надежности ЕЦ и теплоотвода от активной зоны с ЕЦ.
Изменения электрической нагрузки в сети Многочисленные эксперименты показали возможность эксплуатации установки типа ВК при различных изменениях электрической нагрузки в сетях. При значительном отключении потребителей электроэнергии происходит увеличение давления пара перед турбиной до эксплуатационного предела по этому параметру и к автоматическому срабатыванию быстродействующей редукционной установки, сбрасывающей часть пара непосредственно в конденсатор. После этого мощность реактора можно плавно уменьшить, поддерживая нагрузку генератора прикрытием регулирующего клапана БРУ в процессе снижения мощности реактора. На ВК-50 был отработан режим работы реактора на изолированную энергосистему со значительными изменениями нагрузок в течение суток [83]. В течение 10 суток реактор работал с резкими изменениями нагрузок в течение каждых суток до 70 % от номинальной мощности. Такая особенность обеспечивает маневренность АЭС и позволяет атомным станциям с реактором типа ВК гибко реагировать на изменение графика нагрузки без угрозы снижения надежности и безопасности их работы. На Рисунке 9 приведены изменения параметров в ситуации с отключением генератора от энергосистемы из-за обрыва линий электропередач (2010 г.). В реальной ситуации после снижения мощности реактора до величины электрической нагрузки реакторной установки температура теплоносителя в реакторе максимально изменялась на величину 8 С в течение 8 минут, что не превышает эксплуатационный предел: не более 30 С в течение первых 30 минут после нарушения нормальной эксплуатации. Такая маневренность обеспечивает преимущества для эксплуатации в региональной энергетике в сравнении, например, с работой реактора типа ВВЭР, которая осуществляется по сложным «программам регулирования» температуры теплоносителя в первом контуре и давления во втором контуре.
Исследования влияния радиационного фона на эксплуатационную доступность и ремонтопригодность оборудования контура теплоносителя
Радиационную безопасность атомных станций сравнивают по трем интегральным радиационным характеристикам: по сбросам жидких радиоактивных отходов (ЖРО), которые нормируют на единицу мощности, по выбросам газообразных радиоактивных отходов (ГРО) и по суммарной дозовой нагрузке на персонал. Сброс ЖРО на легководных реакторах определяется техническими мероприятиями по исключению в конструкции оборудования и арматуры возможностей протечек теплоносителя.
Сброс ГРО в окружающую среду на реакторах типа ВК определяется возможностью утилизации продуктов деления, которые практически полностью удаляются из контура теплоносителя эжекторами турбины. Вследствие дегазации воды в корпусе реактора и удаления газов из турбины радионуклиды Хе и Кr в контуре практически отсутствуют. Они локализуются и распадаются в адсорбере системы очистки газов (СОГ): 99,8 % от общей активности, содержащейся в контуре. Почти все короткоживущие радионуклиды криптона и ксенона превращаются в долгоживущие дочерние продукты их распада (137Cs, 141Ce, 140Ba, 140La, 89Sr и др.) либо под оболочками негерметичных твэлов, либо в корпусе реактора, либо в угольной засыпке СОГ. В угольных адсорберах дочерние продукты распада ГПД прочно удерживаются и не переносятся током воздуха в атмосферу. Поверхности контура теплоносителя не загрязняются дочерними продуктами распада ИРГ, что важно для эксплуатации оборудования.
Если долгоживущие дочерние продукты распада ИРГ сосредоточены в одном «внереакторном» оборудовании установки – в адсорбере СОГ, то РПК также сосредоточены в одном месте контура – но в корпусе реактора. В корпусе реактора сосредоточено 97…99 % радиоактивных продуктов коррозии и радионуклидов йода, находящихся в теплоносителе, а в пароконденсатной части тракта циркуляции лишь 1…3 % от суммарной активности.
Удельная активность РПК в отложениях турбины и крышки реактора была измерена в 2009-2010 гг. Результаты измерений приведены в Таблице 18. Измеренная активность отложений, приведенная в Таблице 18, коррелирует с мощностью дозы от основного оборудования, приведенной в Таблице 19.
Высокие значения мощности дозы оборудования и трубопроводов от реактора до турбины при остановленном реакторе почти целиком сформированы 65Zn, высокая активность отложений которого в этой части контура теплоносителя обусловлена выносом с капельной влагой. Из Таблицы 19 следует, что уровни гамма-излучения от обслуживаемого оборудования турбоустановки и конденсатно-питательного трубопровода лежат в пределах до 0,1 мЗв/ч. В боксах коммуникаций машинного зала мощность дозы достигает 0,3 мЗв/ч и не препятствует внешнему осмотру оборудования и проведению мелких ремонтных работ на действующем оборудовании. Низкий уровень загрязнения внутренних поверхностей не ограничивает времени ремонта оборудования и трубопроводов паро-конденсатного тракта на остановленном реакторе.
Питательный насос 0,02-0,05 0,02 - 0,06 Поскольку основная часть активности концентрируется в ограниченной части контура циркуляции теплоносителя (в корпусе реактора), значительно упрощается решение проблемы вывода реакторной установки из эксплуатации. В 2011 г. автором была организована и проведена работа по неразрушающему контролю корпуса реактора ВК-50 с установкой ультразвуковых датчиков с наружной стороны корпуса. Длительные работы по снятию теплоизоляции и зачистке поверхности для проведения ультразвукового контроля в районе патрубков и днища корпуса реактора не привели к превышению облучения ремонтного персонала свыше нормируемых показателей в 20 мЗв/год. Таким образом, с учетом решенной проблемы минимизации облучения персонала при эксплуатации и ремонте оборудования определяющим фактором радиационной безопасности корпусного кипящего реактора является достижение соизмеримых с двухконтурными реакторными установками газообразных радиоактивных выбросов в окружающую среду.
Выход газов радиолиза с паром при прямом цикле работы реакторной установки
Расчет накопления отложений продуктов коррозии железа был выполнен для твэлов ТВС, которые после трех лет облучения в реакторе были подробно исследованы в материаловедческих камерах. В расчете учитывали изменения общей концентрации растворенной и нерастворенной формы ПКЖ в реакторной воде, линейной мощности твэлов в процессе облучения, распределения линейной мощности вдоль исследованных твэлов, температуры теплоносителя в активной зоне реактора. Кроме того, в расчете учитывали, что для условий эксплуатации реактора ВК-50 вклад железа в нерастворенной форме (в частицах продуктов коррозии с диаметром более 0,1 мкм) в общую концентрацию железа в реакторной воде составляет более 90 %.
Расчет показал, что масса железа в отложениях на всех твэлах исследованной ТВС составила 200 г. Прирост массы на всех твэлах активной зоны составил 10,2 кг; причем основная часть отложений (83 %) образовалась при стационарных режимах работы реактора и лишь 17 % - при переходных. Вклад в отложения ПКЖ на твэлах нерастворенной формы (частицы магнетита) составил около 100 %, растворенной формы продуктов коррозии железа - около 0,1 %. В результате расчета установлено, что максимум толщины отложений ПКЖ с течением времени смещался вверх вдоль твэла. Это объясняется смещением максимума распределения линейной мощности по мере выгорания топлива.
В зоне конвективного теплообмена (-0…100 мм от низа топливного стержня) отложения минимальны и определяются, в основном, осаждением частиц ПКЖ. В зоне поверхностного кипения (-100… 200 мм от низа топливного стержня) нет максимума отложений, характерного для твэлов реактора РБМК [102]. Это объясняется незначительной протяженностью зоны поверхностного кипения вдоль твэлов в реакторе с естественной циркуляцией теплоносителя из-за относительно низкой скорости потока теплоносителя (около 1 м/с), а также смещениями этой зоны вдоль твэла при частых изменениях мощности реактора.
В зоне развитого пузырькового кипения толщина отложений максимальна в области твэла с максимальной мощностью за счет осаждения частиц ПКЖ. Объясняется это тем, что отложение частиц ПКЖ происходит в основном у основания растущего парового пузыря на границе раздела трех фаз: пар-вода-обогреваемая поверхность, поэтому скорость роста отложений пропорциональна поверхностной плотности центров кипения. В свою очередь поверхностная плотность центров кипения имеет сильную (квадратичную) зависимость от теплового потока.
В послереакторных исследованиях подтвердилась расчетная закономерность смещения максимума толщины отложений по высоте твэлов из нижней в среднюю часть, что соответствует увеличению экономайзерного участка и смещению тепловыделения по мере выгорания топлива. Результаты измерения активности продуктов коррозии на твэлах ТВС после е эксплуатации в активной зоне приведены в Таблице 21.
При разработке математической модели накопления ПКЖ на оболочках твэлов была выдвинута гипотеза, согласно которой частицы продуктов коррозии способны не только концентрироваться в отложениях, но и адсорбироваться на границе раздела фаз вода-пар: конвективно-диффузионная модель выброса продуктов коррозии от поверхности твэлов в теплоноситель кипящего реактора. Способность адсорбироваться на поверхности пузырей для определенного размера частиц и при определенных режимах энергетически выгодна, поэтому после отрыва пузырей часть ПКЖ может выноситься в ядро потока. Концентрация частиц радиоактивных продуктов коррозии (РПК) в реакторной воде является убывающей функцией от диаметра частиц. Чем ниже концентрация частиц с определенным диаметром в реакторной воде, тем меньше вероятность частицы столкнуться с образующимся пузырем пара, адсорбироваться на нем и выйти из ламинарного подслоя за счет диффузии (броуновской и турбулентной) после отрыва пузыря от поверхности оболочки твэла. С уменьшением концентрации частиц возрастает время нахождения частицы в ламинарном подслое и, следовательно, в частице ПКЖ возрастает удельная активность радионуклида 59Fe, который образуется в результате ядерной реакции 58Fe (n,) 59Fe.
Однако результаты измерения фильтрации реакторной воды при помощи набора полиядерных мембран (диаметры пор 0,2…4 мкм), показали, что характер зависимости «увеличение удельной активности 59Fe с увеличением диаметра частиц» справедлив только до определенного размера частиц. Активация относительно крупных частиц происходит в большей степени в ядре потока теплоносителя. Эти частицы, движущиеся вдоль твэла, не способны проникнуть в ламинарный подслой из-за действия на них силы Магнуса. Эта сила возникает из-за наличия градиента скорости и действует в направлении от стенки [103].
Соответственно проникновение крупных частиц в ламинарный подслой у поверхности твэлов останавливают силы Магнуса, наибольшие в верхней части твэла (с минимальными тепловыми нагрузками). Отложения в паровой части твэла плотные, поскольку формируются из мелких частиц, более прочно связанных с поверхностью оболочки.
Отложения в нижней (с максимальными тепловыми нагрузками), экономайзерной части твэла реактора более рыхлые, чем отложения в верхней части твэлов, поскольку в ламинарном подслое «минимально» воздействие сил Магнуса на относительно крупные частицы.
