автореферат диссертации по энергетике, 05.14.14, диссертация на тему:Повышение безопасности АЭС с РБМК в условиях запроектных аварий с дефицитом подпитки контура циркуляции теплоносителя

кандидат технических наук
Васильченко,
Виктор Николаевич
город
Одесса
год
1997
специальность ВАК РФ
05.14.14
Автореферат по энергетике на тему «Повышение безопасности АЭС с РБМК в условиях запроектных аварий с дефицитом подпитки контура циркуляции теплоносителя»

Автореферат диссертации по теме "Повышение безопасности АЭС с РБМК в условиях запроектных аварий с дефицитом подпитки контура циркуляции теплоносителя"

* ОДЕССКИМ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ

9. й 5 ПОЛИТЕХНИЧЕСКИЙ-УНИВЕРСИТЕТ

На: правах рукописи

Васильченко Виктор Николаевич

ПОВЫШЕНИЕ БЕЗОПАСНОСТИ АЭС С РБМК В УСЛОВИЯХ ЗАПРОЕКТНЫХ АВАРИЙ С ДЕФИЦИТОМ ПОДПИТКИ КОНТУРА ЦИРКУЛЯЦИИ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ

05.14.14 -"Тепловые и ядерные электростанции н энергоустановки (теги овая часть)

Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технически: , наук

Одесса 1997

Диссертация является рукописью.

Диссертация выполнена я Одссско.ч государственном политехническом университете.

Научный руководитель:

Официа-мше оппоненты:

Ведущая организация:

доктор технических наук, профессор СКАЛОЗУБОВ Зладимир Иванович.

доктор технических наук, профессор НИКУЛЬШИН Владимир Русланович;

кандидат физико-математических наук, доцент ДРАГАН Григорий Сильвестровнч.

ПО "Чернобыльская'АЭС"

Защита состоится 29 мая 1997 г. в 14м часов на заседании специализированного ученого совета Д 05.06.02 при Одесском государственном политехническом университете по адресу; .

270044 Одесса, пр.Шевченко, 1 ауд.22. ТТЛ.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке Одесского государственного политехнического университета.

Автореферат разослан '

Оуу^г-ЛЛ 1997 г.

Ученый секретарь

Специализированного ученого савста

С.Мазуренко

СОСТОЯНИЕ ПРОБЛЕМЫ И АКТУАЛЬНОСТЬ РАБОТЫ

Повышение безопасности А-'ОС требует анализа не .олько эксплуатационных режимов и проектных аварий, но и запроектных ширин. Такие требования накладываются с целыо разработки и обоснования '.•орогрим'гг;':, »тчр'ЖдеЛ' IX на мшшмпмцию ущерба при маловероятных исходных событиях аварий или при наложениях на проектные исходные события дополнительных отказов систем н оборудования.

Общими положениями по безопасности АЭС определяете;, необходимость .анализа запроектных аварий при проектировании реакторных установок и атомных электростанций. Проекты реакторных установок РБМК-1000 разрабатывались до введения в действие ОПЬ-88. Поэтому основная процедура анализа запроектных аварий, саяза1|Ная с разработкой дополнительных технических мер по управлению запроектными авариями, для этих энергоблоков реализована не была.

Современный подход к управлению запроектными авариями включает в себя:

- определение характерных признаков запроектных ".арии;

- выявление признаков различных фаз аварийного процесса, которые различаются состоянием активной зоны'реакторной установки;

- выделение ключевых физических процессов на каждой фазе аварии, определяющих развитие аварии и степень повреждения активной, зоны;

■ - разработка стратегии управление запросктнои аварией.

. Большинство запроектных аварий РБМК можно условно выделить в две характерные группы:

"быстрая" группа - аварии (в которых исходное событие инициирует быстро! зтекающий переходный процесс, определяющий последствия. .

"медленная" группа - • аварии, ¡¡сходное соби. .¡е которых вызывает медленно развивающийся переходный процесс, сопровождающийся осушением остановленного реактора и относительно медленным разогревом активной зоны. Зти аварии отличаются доекппчпо большим интервалом времени от исходного события до достижения высоких температур и активной зоне реактора и начала физико-химических процессов в конструкционных материалах активной зоны.

В диссертации впервые анализируются раннее иг рьгоитусжие лг.проектные "мс.гю.члые" аварии, вызванные потерей (полной или частично!") функции безопасности, связанной с отказом систем подпитки контур, циркуляции от высоконапорных насосов.

Актуальность рассмотрен:!' таких аиар!н"1 обоснована реально позшш;::-'.: аварией па птором энергоблоке ЧАЭС 11 октября 1991 гола., в которс": длительное времл (несколько часов) была потеряна подпитка реактора от штатных и аварийных источников.

Расчегно-теоретическне исследование и научное обосновали!' технических мер и действий персонала но управлению аварией в случае отказа на длительное время штатных и аварийных источников подпитки реактора актуальны и выполнены в диссертации:

ЦЕЛЬ РАБОТЫ О.

Целью работы является анализ запрос ктных аварий с дефицитом подпитки контура циркуляции теплоносителя реактора ЦБМК-1000 и обоснование мер по их управлению.

ОСНОВНЫЕ ЗАДАЧИ

Осиовлыми задачами работы являются: .

- тсилбгидродниалшчсский анализ занросктных аварий с дефшотид; подпитки контура циркуляции;

- определение характерных фаз аварии и критериев перехода от одной фазы к другой;

- прогноз развития аварий и оценка возможных последствий;

- поиск путей восстановления функции подпитки контура многократной

принудительной циркуляции (КМПЦ);

- разработка стратегии действий персонала и определение критериев их успешности;

- разработка технических мер но повышению безопасности РБМК-1000. НАУЧНАЯ НОВИЗНА

Научной новизной результатов работы являются:

- результаты расчстно-теоретического исследования развития и прогноз

последствий ранее не исследованных запроектных аварий при дефиците подпитки КМПЦ;

- критерии фаз аварии;

- обоснование стратегии деист вин персонала при этих авариях;

- критерии оценки успешности иротивоаварипных действии персона та. ПРАКТИЧЕСКАЯ ЦЕННОСТЬ РЕЗУЛЬТАТОВ РАБОТЫ Результаты работы были использованы на ЧАЭС при:

- подготовке группы специалистов-разработчиков симптомн'- ориентированных аварийных инструкции энерюблоков;

проведении техническом учебы оперативного персонала станции непосредственно задействованного в ликвидации возможных аварийных ситуаций.

Результаты планируются к использованию:

.- па .панах валидацни симптомно-орпентпрованных аварийных инструкции ЧАЭС; • '

- при разработке и обосновании технических решений но повышению безопасности энергоблоков ЧАЭС;

- на этапах подготовки отчета по безопасности энергоблоков ЧАЭС в части

анализа заироектных аварии.

АПРОБАЦИЯ РАБОТЫ II ПУБЛИКАЦИИ

По тепе диссертации опубликовано 6 научных работ. Результаты работ докладывались на научных конференциях и семинаре:

Семинар УЛГч'О но вопросам^ повышен! безопасное ги АЭС (г.Внссагинае, Литва, 1992 г.);

- 6-ая Российская научная конференция но защите ог ионизирующих излучений ядерно-технических установок (г. Обнинск, Россия, 1!Ш);

Междуиаротмая паучно-'гсхилчсская .конференция национальной} ядерного оби^ства (г. Киев, 15)95). •

Диссертация состой 1 и.» 512 стр., йй рис,, йключам ^ведение, три главы, вигозы, список нспольаимннса литературы, лкт ^ ¿¡¡сдрс^пи роульгаю«.

ОСиоШЮЕ'СОЛБРЖЛНИЕ РАБОТЫ

1 11с(>аэй гг-гве диссертации ¿¡¡¡¡о но.цюбжк описание и анализ .инрисютн.»'! ав?пнн .ча вторс.'.г энергоблоке ЧАЭС и 1УУI г. В -збл. ¡. приведена сокращенная последовательность событий и действий оперативного персонажа при .тгин

.lunpuH. которая классифицирована как' пронснк-стпие второго у^ол;:: :т_> международной шкале IX'IIS.

Анализ аварии показал, что имели месте периодические длительный платных и аварийных источников подпитки КМИЦ, отказы ра:,личных систо.м нормальной эксплуатации и важных для бскописпости.

Таблиц,-i 1

ТГоследопателыюсгь событий чцпдепта на блоке Xi2 ЧАЭС и 1091 г.

) /J/К'МЯ 1 от | Л.Ч-5. г Событие

0 Включение аварийной защиты пятого ради (Aif-5) от ключа оператор I факту пожар

-.20 Команда па аварийное расхолажишшие СО скоростью 30 С/час,

ISO Отключен по регламенту один из двух работавших питательных насосов (Uli).

."■10 Вынужденное отключение второго работавшего IUI n:i-aa po;na урэьш: и отказа назакрь -не его напорной задвижки.

3180 Отключены но регламенту по одному главному циркуляционному насосу (ГЦП) па сторону из трех работавших па каждую петлю контура циркуляции." • . .

3Ö0U Неуспешная попытка включения аварийного питательного иасоса Ks) (АШ1). Включение А11112 с последующим отключением из-за отсусишя давления с напорном коллекторе при нормальном токе двигателя. Включение одного НИ и залив барабана-сепаратора до верхней аварийной уставки по уровню.

1080 Вынужденное отключение единственного работавшего IUI из-за отказа на закрытие его напорной задвижки. " ■

4740 Из-за отключения сборки резервного питания отключился одни ГЦП'из двух, работающих иа сторону.

1920 Отключен по регламенту симметпичный ГЦП второй петли.

7740 Подана вода от насосов гидроуплотнепин ГЦП па коллектор гидростатических подшипников.

7860 Быстродействующее редуцирующее устройство бака-барботера (БРУ-Б) открыт на 60%, отказ его на закрытие.'

10920 Потеря контроля уровня в барабан-сепараторе (ВС).

l:.'ii0 Восстановление контроля уровня в БС по правой стороне реактора.

13140 Восстановление контроля уровня в ВС по левой стороне реактора.

В главе представлены результаты моделирования и расчеты аварии на втором энергоблоке ЧАЭС при уровне мощности 50%, 70% и 100% при различных скоростях расхолаживания реактора (Ю'С/час и 30*С/час) по программе КЕЬАР5/тос13.

Проведенное исследование позволило определить влияние скорости расхолаживания реактора для различных исходных уровнен мощности реактора на динамику расходования запасов теплоносителя в КМПЦ, а также оценить предусмотренные технологическим ^егламстом и аварийными инструкциями режимы расхолаживания.

При этом было установлено:

• В аварийном процессе потеря контротя уровня в БС обусд. плена батыиим расходом воды на самоиспаренце при расхолаживании с темпом 30°С в час.

• Подпитки контура от 1Ш, имевшей место при заглушении' реактора на 50% мощности достаточно ,„та компенсации потерн волы при расхолаживании со "скоростью Ю'С/час. П этом случае через 1.5 часа прекращается снижение уровня воды в !5С, а затем он устойчиво .юсстанавлнвается до номинальной отметки.

• При расхолаживании реактора с исходной мощностью 70% и с однократной подпиткой от ПН безопасный режим обеспечивается jo.ii.ko при скорости расхолаживания 10°С/час.

• Режимы расхолаживания реактора при 100% исходной мощности со скоростями 10 или ЗО'С/час в условиях дефицита подпитки КМПЦ являются опасными. В процессе расхолаживания происходит срыв ГЦИ и ухудшение охлаждения активной зоны.

В главе представлены также резуль'. гы расчетов температуры топлива и ожидаемые выбросы радиоактивных элементов в КМГЩ при отводе остаточных энерговыделений только к контуру охлаждения канатов системы управления и защиты реактора (СУЗ) в зависимости от исходной мощности реактора. Оценены возможные радиационные последствия аварии с дефицитом подпитки КМИЦ (табл.2)

' . Таблица 2

Максимальные температуры топлива и ожидаемый выход |3<1 в КМПЦ при охлаждении через контур охлаждения (КО) СУЗ

Исходная мощность Температура топлива ТК Ожидаемый тмод 1-131 я

реактора, максимальной КМIII1. Ки

% от номинальной мощности, 'С (:>а Зв часов)

100 1210 8.51->5

80 1100 ' 1.81-+5

70 1024 6.1Е+4

Моделирование и анализ аварш] на 2-ом энергоблоке ЧЛЭС показал, что лгобходимо раэра.ютать процедуры действия персонала а ситуациях с полной или частичной оф-ерен подпигм! КМПЦ от высококапоркых источников валы, которые должны включать 6 себя:

• зыбор оптимальной скорости расхолаживания контура циркуляции;

• критерии сценки запасов воды в КМПЦ;

• критерии перехода в фазу осушения и фазу перегрева активной зоны

Свойства реактора 1'К\П< ( боль.....с запасы воды в КМПЦ и отнг^итс-ль^о

низкая скорость разофС;» осушенной активной зоны за счет высокой теплоемкости графитового замедлителя) определяют сравнительно больше!", запас времени (- 1,5 - 3 часа) для принятия иерсоьалом адекватных противоаварннных действий до перехода в фалу тяжелой аварии.

Проведенный анализ аварии на 2-м энергоблоке ЧЛЭС позволил впервые обоснованно выделить четыре ф ы для аварий подобного типа.

• фаза 1 ■ заглушение реактора.

• фаза 2 - выкипание запасов теплоносителя за счет остаточного

-■рговыдслеп. , топлива, аккумулированного в графитовой конструкциях реактора тепла, а также вскипания теплоноситель при снижении давления н контуре.

• фаза 3 - начало перегрева пара в активной зоне реактора; разогрей тепловыделяющих элементов (ТИЭЛ) остаточным зперговыделеппем до температур, при которых начинается разгерметизация оболочек ТВЭЛ; разогрев труб токологических кап;сшв.

' фаза 4 - фаза тяжелой аварии: прекращение циркуляции теплоносителя через технологические капали, разогрев топлива, оболочек ТВЭЛ и труб технологических каналов до температур ~ 1200°С - 1<Ш)'С. При восстановлении ист очников аварийной подпитки контура циркуляции на этой фазе не исключаются явления "термошока", попадание значительного количества теплоносителя в реакторное пространство и повышение давления в нем.

Исходя из лого автором были сформулированы основные .принцип управления аварией па каждой фазе.

• Па первой фазе - контроль действия автоматики по заглушению реактора в соответствии с регламентом и аварнппыми.ипегрукциями.

• Па второй фазе - принятие мер по снижению неэффективного расходования запасов теплоносителя (увеличение длитетьности второй фазы).

• Па третьей фазе - принятие мер по недопущению разрушения разогревающихся технологических каналов при высоком давлении.

• На четвертой фазе - поддержание работоспособности контура охлаждения каналов СУЗ; обеспечение приема активного пара в технологическое оборудование (для блоков первых очереден проектирования РБМК без систем локализации аварий).

Для решения задач управления запрос ктнымп авариями в диссертации разработана система критериев, по которым персонал .сможет определять переход от одной фазы аварии к другой. При этом наиболее важны критерии определения границы между второй и третьей фазой аварии. Для выбора критериев перехода к третьей фазе аварии в диссертации проведен

аналитическим теплогндравлпчсскпй расчет теплоносителя в КМГШ с учетом всех существенных для г.того процесса источников :)мерговыделепия и потоков тепла в реакторе, таких как:

- испарение воды за счет стока аккумулированного тепла с графита; » испарение воды за счет остаточных, знергоииделенин топлива;

• испарение воды за счет тепла, аккумулированного в топливе л метал, ю кон струю I" их К М П' I;

* испарение воды за счет снижения давления и КМПЦ.

Результаты расчетного анализа приведены в таблицах 3, 1 и 5.

Т/ютцп 3 ТпЛпщаЧ

Количество испаренчой поды потоком Дополнительное количество немареннеч! иолы

тепла от графита а ззвиекмостл от потоком пгаа от графита в зависимости от

времени заглушения реактора при по- времени начала расхолаживания для двух

сгоянной температуре теплоносителя значений скорости расхолаживания 30°С/ч,-.с и

10°С/'час

(г .сек С,, гп

500 46.»

1000 83.93

1600 1182

2100 ' 151.1

1 час 182.1

2 часа. 215.2

3 часа 221.3

эс 222.1

О,, ш 1

ЖС/Ч1С I ИГС'Апс

.1(10 сек (151 1 (4 7

160Н сек ______л:'_______!_______

1 1« я • .*> <;

2 120 I 1 !

3 1 2.ч

4 !ч).Г» .44 2

112.7 11 Я

й 1.44 1 М о

9 копей расчо-Л.СНН.иП со с корост ью :<П"С/час 7« 7

12 101) 3

1.7 122 2

1 П ч

оеСТ,1-1ПО"С) 1Г.0 Н 1.7(1 (1

Как следует из'проведенных расчетов, при расхолаживании' контура со скоростью 30°С/час за первый час запасы , воды в контуре будут полностью израсходованы, и в активной зоне начнется перегрей оболочек ТВЭЛ и труб технологических каналов (ТК).

При скорости расхолаживания 10 "С/час за первый час будет израсходовано 1)35 т воды, а уровень воды находится в пределах нижнего ксмпенс. гапного гиба опускных трубопроводов (ОТ). .

При использовании подпитки от баллонной части .системы аварийного охлаждения реактора, которая содержит 120 т холодной поды, лл.ч РВМК-1000

Таблица 5 Количество нспаренпой нодм за счет остпгочных энергопыдслснн/! »

ТОПЛНВС.

!.С тонн

500 21.6

1800 6Н.6

3600 11!» А

2 часа 207.!)

3 часа 2НЛ.1

4 час.. 351.3

8 часои 585.5

12 часов 778-1

второго Почслення п дне ертацин впервые ¡¡отучены следующие результаты:

- дли скорости расчолажнвзпия 1'.1'С/чг.с запаси годы будут исчерпаны .»а 3 часа;

- для скорости расхолаживания 30"С/'час запасы воды будут исчерпаны за 2 часа.

Во второй главе для определения критериев перехода к третьей'фазе аварии выполнено расчетное исследование различных сценариев развития аварии. Расчеты производились по уеплогидравлическому коду НКЬ\1'5/пкх]3, хорошо зарекомендовавшему себя при г :четах аварийных процессор реакторов РЬМК, в том числе в рамках технического обоснования безопасности реакторной установки РБМК.

Основным принципом моделирования КМПЦ являлся принцип сохранения высотных отметок его элементов, эффективных гидравлических диаметров, мсстиы: опрогивлени" и объемоз трубопроводов и сосудов.

Было произведено моделнроинше 11 аварийных режимов с отсутствием подпитки КМ1Щ от иысоконанорных насосов. В первых трех режимах предполагалось отсутствие управляют.IX воздействий на переходный процесс • (кроме изменения давления и КМПЦ со скоростью, предусмотренной регламентом и аварийными инструкциями). В . нервом режиме задавалось постоянное давление во шхм процессе; во втором режиме задавалась скорость расхолаживания 10оС/ч.х, в третьем - 30"С/час. Проведено сопоставление расчетов но коду ККЬ\Р5/пкх13 с расчетным анатпзом баланса воды в КМПЦ, вып"чненным в гл.1, оп])сделены временные характеристики второй фаты аварии, выявлены характерные особенности обезвоживания КМПЦ. Такое сопоставление было необходимо ятя выбора сценариев протекания аварий и ограничения объема расчетов по коду КНЬАР5.

Момент начала роста температур оболочек ТВЭЛ свыше температуры нормальной эксплуатации (ЗС0"С) принят, за границу, отделяющую вторую фазу аварии от третьей фазы.

Результаты моделирования первого режима без. снижения давления в КМПЦ покапали, что наличие у опускных трубопроводов компснсапционных гибов (горизонтальных участков) приводит к тому, что уровень в С : изменяется с различной скоростью (ступенчато). К 2740 с расчета расход по КМПЦ и через технологические каналы падает до значений, близких к нулю. Режим течения в ТК изменяется. После того, как уровень и ОТ на -5300г расчета (рис. 1) снижается па 3-5 метра ниже нижнего горизонтального участка компенсационного шба опускных трубопроводов, начинается рост температур верхних сечений тепловыделяющих сборок и труб технологических канатов (рис. 2 и 3). .

Па рис. 4 предстаатен суммарный расход массы пара, истекающего из БС после останова реактора.

Как следует из расчета режима без. снижения давления, в качестве характерных критериев перехода от второй фазы аварии к третьей фазе (кроме непосредственного роста температуры на выходе из ТК) можно иснользочать:

). Начало резкого снижения генерации пара в реакторе.

2. Снижение уровня в опускных трубопроводах ииже высотной отметки нижнего горизонтального участка компенсационного гиба ОТ. ■

При расчете второго режима принимаюсь, что давление в БС изменяется со ■ скоростью, соответствующей расхолаживанию с темпом 10 С/час.

К 2900с расход по КМПЦ и через технологические канаты падает до значений, близких к нулю. Режим гечення в ТК изменяется, о чем свидетельствует резкое изменение объемного паросодержания в ТК. После того

Н, м. \ \ A 1 /\ 1

- - ¿ 1 \ • i \ t,C

• i i , | i i i

О 1000 2000 3000 4000 5000 500C 7000

Рис.1. Bccoboíí уропень в ОТ (м, от В!С вверх).

1'ежнм при постоянной давлении в КМПЦ

т.с / // г.

- II

■ V ^с в

- . • 1

\ Hü А

) —i—i—i— ■ I-1—т ■ ' ' ' '-T-G-T- —1-1--Г— i г1 i 1 t,c --Г—I—Г—

0 1000 2000 3000 4000 ?900 6000 ''ООО

Рис.2. Температура оболочек твэл в пяти тачка* по йысоте ТИС: А-3.85м, В-4.55м, Г-5.25м, В-5.95м» Е-6.65м от нта активной зоны. Какал мощностью 2.87 МВт. Режим при постоянной давлении и КМПЦ

|т.с ! ! 1 ! 1 / гЕ

! ! • ■

1 1 1. 1 1 ! и 8

I 1 ■■ ¥

1 I ... ¡11 А

1 ЪС

1 1 1 1 1 ..... 1 1 1

О" 1000 2000 3000 4000 5000 6000 7000'

Рис. 3. Темиератупа трубы канала в пягитотках по высоте: А-3.85м, л- 4.55м, С-5.25м, О-5.95м, Е-6.65м от низа активной юны. Канал мощностью 2.87 МВт. Режим при постоянном давлении в КМ11Ц

2.50Е- , ~|--

1 М, кг

2.00Е+5

0 • 1000 2000 5000 «ООО 6005 ' 6063 7СОО 8000 кюо Рг1С. 4. Мас:а пара, и еткнигя иэ ВС поел« «Иванова рса!Сгора. ¡'сжим при постоянна» давлении о К*?ЛГШ,

как уровень в ОТ на ~5<160с расчета снижается до 3-х метров выше ссасывающего коллектора (ВК), начинается рост температур верхних сечений тепловыделяющих сборок и трубы в канале'максимальной мощности 2.87 МВт. Рост температур в каналах средней мощности 2.0 МВт и о канала> маши мощности 1.6 МВт начинается после того, как уровень в опускных трубопроводах на 5320г упадет до отметки на 1 м выше ссасывающего коллектора. ■

Расчет третьего режима покачал, что к моменту началЛ разогрева технологических канатов (при прс усмотренной аварийной инструкцией скоростью расхолаживания 30"С/час) давление в КМПЦ составит 3.3 .\illa. Т<:кос даатенпеонаспо для целостности груб технологических канатов. Поз тому 'мчт.роы проведены расетм. разтнчных вариантов управления аварией. Задача :')ТП>: расчетов - определить стратегию снижения данлепп»' с целью использования пиаконапорних насосов энергоблока н использования запасов воды баллонной подсистемы системы аварийного охлаждения реактора (СЛОР) 3 блока ЧАУС (РГ!.МК-1<"'0 второго поколет я), которая обеспечит подачу воды до перехода к третье!! фазе ашрии. ^

В качестве "универсального" критерия перехода к третьей фазе а диссертации предложен момент счпгкспия упоаня в ОТ вш::е -1.5 метров от всасыпамщего кол.чыстора. Кроме того, снижение и потеря контроля уровня в БС н отключение ПШ собственными защитами можно рассматривать в качестве параметров, но которым необходимо предпринимать определенные управляющие действия.

Па представленных .» глате 2 расчетов для заданных четырех режимов ^сглаживании со скоростью Г>0°С/':ас сделаны < дующие выводы:

» расхолаживание: со скоростью о0"С/час при достижении уровня в опускных труГЬпровод.'Х ДР й метров выше ВК не обеспечивает возможности подпитки от низкокапорпых насосов до начата роста температур канальных труб;

« рост температур з. верхних сечениях 'ГК начинается после снижения уроцлл в тдч'юироводах ниже высотой отметки нижнего

горизонтально;':» участка ком::сж ционного гиба опускных трубопроводов.

« после отключения ГЦН !•. начата снижения давления в КМПЦ в г участках контур» ¡¡иже активной зоны накапливается пар^ и к моменту

осушения опускных трубопроводов он занимает - 42 м', что следует учитывать при определен:;:; потребности расхода иолшггки реактора.

' В главе также показано, что невозможно обеспечить подачу п реактор соды от нпзкоиаиорг-.¡х насосов блока (насосов с напорем -1.2 - 1.6 МПа) при расхолаживании со скоростью 100°С/'с'С и избежать при этом разогрева оболочек ТВЭЛ и труб ТК, т.е. без перехода к третьей фале аизрии.

Полому для о^ссиечснич целей управления азарирй с дефицитом подпитки КМПЦ РВМК-ЮОО необходимо исследовать возможности управления ею на третьей фале, при температурах, для которых доказана проч=ч>--т.- груб ТК при высоких давлениях.

В третьей главе диссертации проведено расчетное псследог.?!!!"? аварии с отказом подпитки КМПЦ от лмсокопанорммх насосов при использовании!! запасов во",! гидробатлопной подсистемы СЛОР. Расчеты показали, что в

данном случае возможно достижение давления, обсслсчивакмцао возможность подпитки реактора от низконанорных насосов блока. При этом рекомендована экстренная скорость расхолаживания реактора 60°С/час, так как повышение температурь; ; К в этом процессе незначительно (ниже 400°С - 4'Ю°С).

Показано, что после осушсння опускного трубопровода дтя восстановления охлаждения каналов имеется по меньшем мере однн час времени до достижения TIC температуры 550 °С. За этот час, необходимо:

• организовать подпитку КМИЦ от низконапорных источников;

• заполнить водой объемы в коммуникациях ниже активной зоны

реактора;.

• обеспечить « КМ11Ц расход теплоносителя, ' че меньший 1.аронронзводителы1ости от' тепломассообмена с графита в начальный период аварии;

Проведенный анализ аварийной ситуации с потерей функции нодпиткй КМПЦ от высоконаперных насосов показал, что использование запасов воды гндробаллопной подсистемы . ЮР не позволяют достичь в КМПЦ давлений, itpn которых возможна подача воды от низ^оНапорных насосов блока без превышения регламентируемой аварийными инструкциями и технологическим регламентом скорости снижения температуры.

Если ноете но/.ачн воды САОР расхолаживание КМПЦ вести со скоростью 100°С/час, то также возможно достижение давления в КМПЦ, позволяющее подавать воду до начала фазы разогрева оболочек ТвЭЛ и. труб ТК от низконапорньгх насосов блока. .

В третьей главе диссертации предложен стратегия управления аварией с потерей функции подпит.,и КМПЦ РБМК-1000 от высоконапорных н осов.

Для предложенной стратегии ^правления процессом расхолаживания, используя результаты расчетного моделирования по ' коду RELAP5, консервативно определен интервал времени в один час, в течение которого труба ТК максимальной мощности з<" ведомо не превысит температуру 550°С. За это время необходимо подать в КМПЦ воду от низконапорных насосов или восстановить подпитку от высоконапорных члсосои. .

В диссертации обоснована и изложена следующая последовательность действий по управлению аварией с откатом вьссокоиапорной подпитки реактора:

- после потери питательной воды й- отказа на включение всех высокопапорных насосов, следует начагь расхолаживание КМПЦ ci скоростью 30°С/час; _ •

• несмотря на снижение Уровня в барабан-сспараторах, а в дальнейшем и на

потерю контроля за уровнем, ЩН огтаются в работе до их отключения собственными защитами; ' - ' ' '

отключение всех ГЦ11 на о. jft половине реактора' служит критерием включения подпитки от гидробаллон ной »одсистемы САОР;

• посте подачи воды CAOi- необходимо качаггь экстреннее расхолаживание

КМПЦ со скоростью 60"С/час с целью обеспечения условий подачя воды в ЦМПЦ от низконапорных насосов блока;

- контроль за процессом экстренного расхолаживания можно вести при помощи параметра "уровень в опускных трубопроводах", Измерение которого с выводом показании на блочный щит управления предлагается в качестве необходимой технической меры;

- при снижении уровня теплоносителя ниже высотной отметки нижнего горизонтального участка компенсационного гиба опускных трубопроводов, можно констатировать начато разогрева верхних сечений технологических каналов больп. ¡1 мощности (потеря контроля уровня в опускных Трубопровода свидетельствует об осушении активной зоны и переходе к фазе разогрева);

Необходимые расход« подпитки КМПЦ составляют 120 т за первый час после начала подпитки, если она организована до снижения уровня в опускных трубопроводах, и 300 тза первый час подпитки, если она организована через час. по^ле осушения активнон-тоны. *

Оцененное иа основании расчетного исследования процесса время, которым располагает оперативный персона! для принятия нротивоаиарннных x-.jp :ю организации ннзконанорной подпитки КМIIII, составляет:

- до начала фэеы гачогрева активной зоны - 2 часа,

- до разогрева .\;а;<с;:мальпа знергонапряжеппых сеченпЛ трубы ТК .чгкекмзльнзл .чюа;:-:ссг:! до температуры 550"С - 3 часа.

На основании вышгизлсясснного, предлагается включить в руководство по управлению запросктными авариями для .¡-его блока ЧЛЭС, следующее:

» Кслн при заглушении реактора или через некоторое время после его заглушения при еще высоком (выше 1.0 МПа) давлении КМ ГШ. имеет место факт отказа всех пысоконапорпых источников подпитки КМПЦ, констатировать факт п с и рое кти ою*]". ел; и .м а расхо лаживания.

♦ При откличешш ГЦН собстогшш:мн за! памп из-за снижения уровня а ОТ констатировать фшгг запрллтюй аварии в фазе выкипания запасов поды и реакторе. Происсти подпитку КМ11Ц от тдробаллоной системы СЛОР до момента ее автоматического отключения от конура циркуляции быстродействующей окечнои арматурой. Начать экстренное расхолаживание КМ11Ц со скор£>сгыо бО°С/час;

• С момента отказа высоконанормих источников подпитки КМПЦ подготовить трассы подпитки ог ннзкопапорных насосов. При выборе низконаг рных насосов ориентировался на то, что расход должен быть не менее 300 т за первый час погштки (для компенсации потери воды при экстренном снижении давления). При" готовности трчсс подпитки КМПЦ от ни.ч^онанорных насосов и наличии признаков стагнации расхода "естественной циркуляции", произвести зкетргнпый сброс давления до уровня 1.0 МПа и оргапизозать подп:гтку контура циркуляции от ннзкопапорных насосов.

В процессе развития аварии контролировать пар; метры контура охлаждения канатов СУЗ (ь качестве 'последней меры по ограничению температур топлива при переходе к четвертой фзяе - фазе тяжелой ашр....).-

Для контроля необходимо предусмотреть следующие лонолннтслышя

измерения:

- измерение уровня теплоносителя между высотными отметками БС В К; - намерение температуры пара на выходе из нескольких технологических каналов (достаточно 10 канатов на половину реактора, включая обязательно пернфпрцнные канаты малой мощности). '

ОСНОГЧЫК ВЫВОДЫ ..

1. В диссертации впервые исследован комплекс раннее не рассматривавшихся папроектных чнарнй, возникающих при отказе всех пысогсокапорпы*. источников подпитки КМ11Ц с'возможностью управления на фазах аварии, предшествующих тяжелым повреждениям п активной зоне.

2. Выделены ;ч исследованы четыре фазы а парии (включая критерии переходов) с дефицитом подпитки КМГЩ, отличающихся состоянием активной зоны 1! физическими процессами на каждой фазе.

3. Приведенный анализ процесса обезвоживания с помощью аналитических оценок показал, что запасов воли в КМПЦ недостаточно для достижения регламентными скоростями расхолажинаип" 10°С/час и 30°С/час давления в :.0 МПа, при котор 'М возможно подать в КМПЦ воду от инзкочапорных источников подпитки. Показано также, что использование. запасов во,ты гидроба лонной подсистемы С АО!' также не позволяет достичь давления в 1.0 МПа в КМПЦ с рсгла\ нтпен скоростью расхолаживания блока.

А. Проведенный расчетный апати;. аварий с дефицитом подпитки КМПЦ впервые позволил выявить характерней признак начата перегрева в активной зоне для групп канатов большой мощности.

Таким критерием является снижение уровня теплоносителя ниже нижнего

■ горизонтального участка компенсационного гиба опускных трубопроводов.

5. Измерение уровня в опускных трубопроводах, Гредложснное п диссертациг является необходимым условием „ля управления запроскткым авариями подобного рода н повышает безопасность действующих энергоблоков с регсгорам» РБМК. . .

6. В диссертации расчетно обоснован ал торг управления авариен с дефицитом подпитки КМПЦ дли блоков второго поколения РБМК-1000, включая 3 блок Чернт^быльской АЭС. .

. Разработали рекомендации для внссгпня а аварийные инструкции РБМК алгоритма управления аварп; ; дефицйтой когяктхк КМНЦ.

Огиььпь-е усз/льтаты диссертации опубликованы в следующих работах:

1, С.Л.Еаснльченко, З.В.Карнаухов, ГО.А.Кочсгура п др. Экспериментальное опрсдг.-син; оффгхтоп реактивности на реакторах Черно5ыл1,скон АЭС. //Зиеогетпка и олгктрофи.^ация, №4. - Киев. - 1!Ш г. - 15 - 20 с.

1'. 3.1!.Вас нльченкс, Д.Я.Крамеров, Д,Л.Михаилов, А.И.Нпколаева. Авария па 2-o.'.i блокг ЧАЭС 11 октября 199¡r. с отсуствпем подпитки КМГ1Ц. ,// Ато.чщкя зперп'я, гмч. 4, - 1995 г. S5 - 88 с.

3. З.И.Вг.сн.№.с,п:о. Упранлснне авариен с дефицитом подпитки КМПЦ 1'!>МК-

I -00. // Энергетика :: алектрофикация. - Киев. - 1У96 г. -58 - 63 е..

4. Й.М.Яао'льчепко, !ОАКочсг}ра. Опыт ликвидации аварий па АЭС Чернобыль и Вандслсс. // Доклад на международном семинар; VANO. -Биссвпшас-; Í902 г. - 47 - 51 с. >,

5. О.Н.Васильченко, И.М.Кпсиль, AJÍ.Крамеров. Анализ запросктных аварий с дефицитом uo;:.Ti:m:ii контура охлаждения РГ>МК-1000 к и\ радиационные мсследстсня.// Доклад ¡12. S-cii Российской научной конференции по защите от ионизирующих язлучгт:л ядсоно-тсхимчсских установок. -Обниск-, 1994г. 14 - 13 с,

fí. В.Н.Вагпльчгнко, ЛЛ.Крвмсров, Д.Л.Михайлов. Л парня на 2-ом блоке ЧЛ.ЗС

II октября 1891г. и вслгможмые последствия лт "'мыюю отсуствии подпитки КМПЦ. // Доклад ¡¡а международной конференции Ядерного общества У .'.раины. - Киев 1955 г. - 1J - 16с.

Васип^шгхо ТЦдашце;.ия безпекзз ЛЕС з.РВМК а умовлх аапроекпшх гварШ' з дефвдгтоы пЬтааклкла; хо!ггуру циркуляцП теолокоая

Дисергашя па эдобутгя паукового лупепя кандидата техшчнич наук з1 спец1алы10ГП 05.14.14 - Тсн.тов! ! вдерш глектростапцн та енергоустановки (теплова частика). Одеський державшш паптехшчний ущверентет. Одеса, <.997.

Робота пр,'.свячена ана.'изу запроектних аварш з дефщитом тджнтення контуру багатор июво! примусово! циркуляцп канального ядерного реактора, а такоя; обгрупту-пню заход)в тп шетрукцш по уиранлшню звар!.чми по.шбиого типу.

В днеертацп вперше представлен, .и розрахунковнй теплопдрав.пчшп"| анал1з запроектппх аппрш з дефщитом шджиплепн.ч нн канпльнсму ядерному реактора До осиови попадет реалып поди на ЧорпобильсьхиЦ АБС у 1991 р.

Проведений анаиз розлггку запроектппх аеарш я . дефнцгтом гиджинлення, nH.4R.ieni недолги оргаызаш! систем безпеки, розроблеж практнчж рекомендацп з диагностики та уиравлшпя авар!ями подобного тику на -каналмшх ядерпих реакторах.

Результат» днеертаци впрогс1ДЖС1н в схсплуатацишу практику Чорнобилы с ;оТ Л КС.

Vasilckenko V.N Improvement of NPP with RBMK-lype reacto; safety under conditions of beyond design basis accident with a coolant circulation circuit make-up déficit

The dissertation on competition of technical sciences candidate degree on speciality 03.14.14 • Thermal and nuclear power plants and power facilities (thermal part). Odessa State Polytechnic University. Odessa, 1997.

The work is devoted to analysis of beyond design basis accident with a channel-type nr 'car reactor coolant circulation circuit . make-up deficit as well as to a. substantiation of measures and instructions on a similar type accidents management. There is a calculating thermal & hydraulic analysis of beyond design basis accident with a make-up deficit ai .hannel-type nuclear reactor for the 1st time presented in the dissertation. It is b..scd upon the real events of 1991 at Chomobyl NPP. An analy 's cf beyond design basis accident with make-up deficit was implemented, deficiencies of . safety systems arrangement were identified, practical recommendations on the similar type accidents at channel-type nuclear reactors diagnostics and management were developed.

The dissertation results were implemented into a operational practice at the Chornobyl NPP. .

Ключов°1 слова: камальний ядернин реактор, зал рое terni аварП, деф1цит шлживлення, теплог1дравл1чний роэркхунок, управл1ння авар!ями.

Подписано к печати £2.04.9?. Формат 6084/16. Бумага газетная Печать офсетная. 1,05 усл.печ.л. 1,13 уч.-изд.л! Тирг. 100 экз. Заказ »<)&

Одесский государственный политехнический университет 270044, Одесса, ар.Шевченко, I.