Арбаев Г.Э., Курбонмамадов А.Ш. Кавун О.Ю., Хренников Н.Н. (ФБУ «НТЦ ЯРБ», Москва, Россия)
Введение
Для обеспечения поддержки экспертов Информационно-аналитического центра Ростехнадзора (ИАЦ) [1] в условиях аварийного реагирования разрабатываются специализированные программные средства, наборы исходных данных для энергоблоков АЭС, позволяющие оперативно оценивать текущее состояние аварийного энергоблока, прогнозировать развитие аварийных процессов, оценивать выбросы радиоактивных веществ в окружающую среду, выполнять оценку радиационных воздействий на население, оценивать эффективность мероприятий по управлению аварией и снижению ее последствий.
Использование результатов расчетов наиболее вероятных сценариев тяжелых аварий позволяет экспертам ИАЦ оперативно оценить возможные пути протекания аварии, а также ее последствия. В рамках данной работы в качестве объекта исследования был выбран энергоблок № 5 Нововоронежской АЭС. Создана расчетная модель указанного энергоблока и с использованием тяжелоаварийного программного средства ASTEC V2.1 [2] проведены расчеты трех наиболее значимых сценариев тяжелых аварий (с точки зрения вероятности тяжелой аварии и выброса радиоактивных веществ в окружающую среду).
1 Определение сценариев тяжелых аварий
Для проведения расчетов на основе ВАБ уровня 2 энергоблока № 5 Нововоронежской АЭС [3] были выбраны следующие режимы:
- полное обесточивание энергоблока. В качестве исходного события рассматривается полное обесточивание блока с отказом всех аккумуляторных батарей и дизель генераторов. Сценарий характеризуется полной потерей теплоотвода через второй контур, невозможностью осуществления процедуры «сброс-подпитка», закрытием изолирующей арматуры ГО, зависимым отказом всех каналов САОЗ ВД, всех каналов САОЗ НД, спринклерной системы. Также моделируется незакрытие после открытия трех контрольных ИПУ ПГ. ИПУ КД первого контура работоспособны и функционируют в циклическом режиме. Вероятность тяжелой аварии, обусловленная данным ИС, составляет 1,1·10-6 (1/реактор·год);
- малая течь из первого контура. В качестве исходного события рассматривается малая течь из первого контура на петле с КД эквивалентным диаметром 40 мм вблизи холодного патрубка реактора. Сценарий характеризуется работой 1 из 4 ГЕ САОЗ, закрытием изолирующей арматуры ГО. 1 из 3 каналов САОЗ ВД, САОЗ НД и спринклерной системы работают от бака аварийного запаса раствора борной кислоты Б-8 и отказывают при работе от приямка. Все другие системы работоспособны. Вероятность тяжелой аварии, обусловленная данным ИС, составляет 2,27·10-6 (1/реактор·год);
- средняя течь в изолируемой части за пределами ГО. В качестве исходного события рассматривается средняя течь за пределы ГО в результате самопроизвольного открытия арматуры на напорной линии АРН (32512). Такое событие приводит к течи первого контура за пределы ГО в помещения систем безопасности. Проектом не предусмотрены меры по защите от таких разрывов. В процессе развития аварии происходит безвозвратная потеря теплоносителя первого контура через разрыв за пределы ГО. Сценарий характеризуется зависимым отказом одного канала САОЗ НД и отказом 3 из 4 ГЕ САОЗ. Вероятность тяжелой аварии, обусловленная данным ИС, составляет 5,26·10-7 (1/реактор•год).
2 Разработка расчетной модели
В рамках данной работы была составлена расчетная модель энергоблока № 5 Нововоронежской АЭС для ПС ASTEC 2.1. Она состоит из модели первого и второго контуров, модели реактора, модели бетонной шахты, модели защитной оболочки, а также содержит основные системы безопасности. Исходные данных для создания расчетной модели были взяты из [3–5].
Для проведения расчетов был задан нуклидный состав активной зоны, соответствующий концу стационарной топливной загрузки реактора. Выбор момента кампании сделан исходя из обеспечения консерватизма расчетов, поскольку на конец топливной кампании активная зона содержит наибольшее количество радиоактивных изотопов.
3 Проведение расчетов выбранных сценариев тяжелых аварий
3.1 Полное обесточивание энергоблока
На начальной фазе аварии в результате полной потери всех источников питания переменного тока происходит отключение турбогенераторов, отключение всех ГЦН, отключение систем основной и вспомогательной питательной воды второго контура, отключение системы подпитки и продувки первого контура, блокируется включение БРУ-К. Аварийная защита срабатывает с задержкой по времени 2,3 с после формирования сигнала «обесточивание трех ГЦН из четырех работающих». Через 1 с прекращается подача питательной воды в парогенераторы.
Отвод остаточных энерговыделений обеспечивается за счет периодического срабатывания БРУ-А и ИПУ КД. На объединенной петле происходит незакрытие после открытия трех контрольных ИПУ ПГ, вследствие чего наблюдается падение давления.
Вследствие ухудшения теплообмена между первым и вторым контурами происходит рост давления в первом контуре, что приводит к периодическим срабатываниям ИПУ КД. По причине незакрытия после открытия ИПУ ПГ к 1800 секунде происходит полное оголение трубчатки объединенного ПГ, что приводит к ухудшению теплоотвода от первого контура. К 3000 секунде вследствие роста давления в первом контуре начинается срабатывание ИПУ КД, что приводит к выходу радионуклидов под ГО. Незакрытие изолирующей арматуры ГО приводит к выходу радионуклидов в атмосферу. К 12600 секунде начинается интенсивный разогрев активной зоны.
После 17000 секунды начинается разогрев оболочек свыше 2000 К, что приводит к образованию эвтектик и разрушению оболочек. Полное осушение активной зоны наступает на 24000 секунде. К 25100 секунде происходит разрушение опорной решетки активной зоны, вследствие чего происходит попадание расплава на эллиптическое днище шахты реактора. На 28000 секунде наблюдается разрушение внутрикорпусной шахты, что приводит к попаданию расплава на днище реактора. На 33900 секунде происходит разрушение корпуса реактора и начало выхода расплава в бетонную шахту. Расчет заканчивается на 90000 секунде (через 24 часа после первого выхода радиоактивных веществ в окружающую среду).
Сведения о функционировании систем представлены в табл. 1. Хронологическая последовательность основных событий при развитии аварийного процесса представлена в табл. 2. Наиболее важные характеристики физических параметров при развитии аварии представлены в табл. 3.
Таблица 1
Сведения о функционировании систем
Таблица 2
Хронологическая последовательность основных событий
Таблица 3
Физические параметры аварии
Динамика изменения некоторых характерных параметров аварийного процесса приведена ниже на рис. 1–3.
Рис. 3. Масса щелочных металлов, вышедшая в окружающую среду
3.2 Малая течь из первого контура
Инициирующим событием является течь ГЦТ эквивалентным диаметром 40 мм, в результате чего начинается снижение давления в первом контуре. На 46 секунде после начала аварии происходит срабатывание аварийной защиты (давление в первом контуре менее 14,7 МПа, мощность реактора более 75 % от номинальной). В результате мощность реактора снижается и в дальнейшем определяется остаточным энерговыделением топлива.
В результате уменьшения передаваемой тепловой мощности от первого контура ко второму происходит снижение давления во втором контуре менее 5,5 МПа, что приводит к закрытию стопорных клапанов турбин на 84 секунде. На 90 секунде прекращается подача питательной воды в ПГ. На 189 секунде происходит отключение ГЦН.
Вследствие роста давления под защитной оболочкой на 3159 секунде происходит срабатывание спринклерной системы.
Некомпенсируемая потеря теплоносителя обуславливает начало интенсивного рост температуры оболочек твэлов к 6800 секунде. На 8400 секунде температура верхней части оболочек твэлов разогревается свыше 2000 К, что приводит к образованию эвтектик и началу их разрушения. Вследствие разгерметизации твэлов наблюдается выход РВ из газового зазора. К 18000 секунде происходит разрушение опорной решетки активной зоны, начинается перемещение расплавленных материалов на днище шахты реактора, а после ее разрушения на днище корпуса реактора.
На 32800 секунде происходит разрушение днища корпуса реактора, начинается выход расплава в бетонную шахту. Расплав начинает взаимодействовать с бетонным полом. Расчет заканчивается на 172800 секунде (48 часов с момента начала аварии).
Сведения о функционировании систем представлены в табл. 4. Хронологическая последовательность основных событий при развитии аварийного процесса представлена в табл. 5. Наиболее важные характеристики физических параметров при развитии аварии представлены в табл. 6.
Таблица 4
Сведения о функционировании систем
Таблица 5
Хронологическая последовательность основных событий
Таблица 6
Физические параметры аварии
Динамика изменения некоторых характерных параметров аварийного процесса приведена ниже на рис. 4–6.
Рис. 6. Масса благородных газов, вышедшая в окружающую среду
3.3 Средняя течь в изолируемой части за пределами ГО
Инициирующим событием является средняя течь за пределы ГО в результате самопроизвольного открытия арматуры на напорной линии АРН. Вследствие снижения давления в первом контуре происходит срабатывание аварийной защиты (давление в первом контуре менее 14,7 МПа, мощность реактора более 75 % от номинальной). Мощность реактора снижается и в дальнейшем определяется остаточным энерговыделением топлива. Происходит отключение ГЦН (разность между температурой насыщения первого контура и максимальной температурой в любой из горячих ниток петель составляет менее 10 °С).
В результате снижения давление в первом контуре ниже 10,8 МПа на 15 секунде происходит срабатывание САОЗ ВД. На 61 секунде начинается подача теплоносителя от одной емкости ГЕ САОЗ. На 155 секунде уровень воды в гидроемкости достигает 1,7 м, что приводит к закрытию арматуры и прекращению подачи теплоносителя из гидроемкости. На 2900 секунде прекращается подача теплоносителя системами САОЗ ВД и САОЗ НД по причине достижения минимального уровня раствора бора в баках Б1 и Б8.
Вследствие уменьшения передаваемой тепловой мощности от первого контура ко второму происходит снижение давления во втором контуре менее 5,5 МПа, что приводит к закрытию стопорных клапанов турбин на 47 секунде. После закрытия СК ТГ происходит отключение подачи питательной воды в ПГ.
Снижение уровня теплоносителя первого контура приводит к началу интенсивного разогрева активной зоны к 1800 секунде. На 2500 секунде температура верхней части оболочек твэлов разогревается свыше 2000 К, что приводит к образованию эвтектик и началу их разрушения. Вследствие разгерметизации твэлов наблюдается выход РВ из газового зазора. К 8000 секунде происходит разрушение опорной решетки активной зоны, начинается перемещение расплавленных материалов на днище шахты реактора, а после ее разрушения на днище корпуса реактора.
На 12900 секунде происходит разрушение днища корпуса реактора, начинается выход расплава в бетонную шахту. Расплав начинает взаимодействовать с бетонным полом. Расчет заканчивается на 100000 секунде (28 часов с момента начала аварии).
Сведения о функционировании систем представлены в табл. 7. Хронологическая последовательность основных событий при развитии аварийного процесса представлена в табл. 8. Наиболее важные характеристики физических параметров при развитии аварии представлены в табл. 9. Динамика изменения некоторых параметров приведена ниже на рис. 7–9.
Таблица 7
Сведения о функционировании систем
Таблица 8
Хронологическая последовательность основных событий
Таблица 9
Физические параметры аварии
Рис. 9. Масса халькогенов, вышедшая в окружающую среду
Заключение
В рамках данной работы были проведены расчеты трех аварийных режимов, выбранных на основе ВАБ-2 для энергоблока № 5 Нововоронежской АЭС. Результаты расчетов аварийных режимов используются экспертами ИАЦ Ростехнадзора при проведении противоаварийных тренировок и могут быть использованы в случае возникновения аварии на АЭС. Полученные результаты позволяют экспертам ИАЦ оперативно оценить возможные пути протекания аварии и ее последствия.
Список литературы
- Регламент Информационно-аналитического центра Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору. Утвержден приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 01.10.2013 г. № 436.
- L. Chailan, P Chatelard, S Belon, L Bosland, L. Carénini, K. Chevalier-Jabet, O. Coindreau, A. Commandé, F. Cousin, P. Drai, L. Foucher, L. Laborde, L. Piar, B. Raverdy, V. Topin, F. Virot, “Overview of the integral code ASTEC V2.1 revision 1” 2016. 10 c.
- Lioubarski A., Noskov D., Samokhine G., Sokolova I., Project SWISRUS. Novovoronezh Unit 5 Probabilistic Safety Assessment, Main Report, Part IV: PSA Level-2/Level-3 for Internal Initiating Events- Final Reports // Scientific and Engineering Center for Nuclear and Radiation Safety of the Federal Nuclear Safety Authority of Russia. SWISRUS-99001. Moscow. 2001. 4. Dan Gabriel Cacuci (Ed.) Handbook of Nuclear Engineering. Volume
- Institute for Nuclear Technology and Reactor Safety. Karlsruher Institut fur Technologie (KIT). Karlsruhe. Germany. 2010.
- Резепов В.К., Денисов В.П., Кирилюк Н.А., Драгунов Ю.Г., Рыжов С.Б. Реакторы ВВЭР-1000 для атомных электростанций. ОКБ «Гидропресс». 2004. 333 с.
