автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Процессы при тяжелых авариях в установках АС с водо-графитовыми реакторами

ГОСУДАРСТВЕННЫЙ НАУЧНЫЙ ЦЕНТР РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ -ФИЗИКО-ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЙ ИНСТИТУТ

ПРОЦЕССЫ ПРИ ТЯЖЕЛЫХ АВАРИЯХ В УСТАНОВКАХ АС С ВОДО-ГРАФИТОВЫМИ РЕАКТОРАМИ

Специальность 05.14.03 - ядерные энергетические установки

Диссертация в форме научного доклада на соискание ученой степени кандидата технических наук

Научный руководитель: кандидат технических наук старший научный сотрудник Долгов В. В.

Обнинск 1994

/ " Для служебного пользования ~~ Экз.№

На правах рукописи

~0

Парафило Леонид Михайлович

УДК 621.039.577

Работа выполнена в Государственном научном центре Российской Федерации - Физико-энергетической институте, г. Обнинск, Калужская область.

Официальные оппоненты:

- доктор технических наук АЛ .Крамеров

- доктор технических наук Ю.С.Юрьев

Ведущая организация: Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники.

Защита состоится "_" _ 1994г. в_часов на заседании

специализированного совета по защите диссертаций на соискание ученой степени кандидата наук в ГНЦ РФ - ФЭИ (г. Обнинск, пл. Боидареико, 1).

И Отзывы в двух экземплярах, заверенные печатью учреждения, прошу направлять по адресу: 249020, Калужская обл., г.Обнинск, пл. Еондаренко, 1, ГНЦ РФ-ФЭИ, Ученый Совет.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке ГНЦ РФ-ФЭИ.

Доклад разослан "_" _ 1994г.

Ученый секретарь специализированного совета,

кандидат физ.-иат. наук

В.М.Куприянов

СОДЕРЖАНИЕ

1. ВВЕДЕНИЕ. ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ 4

2. ОСНОВНЫЕ НАПРАВЛЕНИЯ, МЕТОДЫ И СРЕДСТВА

ИССЛЕДОВАНИЙ »0

3. ПРОЦЕССЫ И БЕЗОПАСНОСТЬ ВОДО-ГРАФИТОВЫХ РЕАКТОРОВ 26

4. НОВЫЕ НАУЧНО-ТЕХНИЧЕСКИЕ РЕШЕНИЯ И ПРАКТИЧЕСКОЕ

ВНЕДРЕНИЕ РЕЗУЛЬТАТОВ 48

5. ЗАКЛЮЧЕНИЕ 50 Список работ автора: 54 Дополнительный список литературы, на которую сделаны ссылки 63 ОБОЗНАЧЕНИЯ И СОКРАЩЕНИЯ 67

1. ВВЕДЕНИЕ. ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

В течение последних 20 лет (с момента выхода ОПБ-73) главной задачей при проектировании новых АС и при научно-техническом сопровождении эспдуатации действующих АС являлось обоснование их безопасности и разработка мероприятий по повышению безопасности. В настоящем докладе обобщен пятнадцатилетний труд автора по исследованию и разработке проблем безопасности водо-графитовых реакторов, прежде всего с трубчатыми твэлами, и в определенной мере со стержневыми (типа РБМК).

Центром тяжести деятельности автора являлась разработав программных комплексов для расчетного анализа протекания аварийных процессов в реакторных установках (РУ) указанного типа. Приближение к реальности отображаемых процессов в существенной мере обеспечивалось деятельностью по расширению эмпирических оснований расчетной работы. Эти основания включают данные, полученные в процессе эксплуатации РУ, анализа аварийных ситуаций на этих РУ, исследований твэлов и тепловыделяющих сборок (TBC), в том числе аварийных, после их извлечения из реактора. Кроме того, основания включают результаты моделирования на стендах теплогидр авлнческнх процессов в контурах РУ, процессов термохимического повреждения твэлов и выхода продуктов деления в условиях, имитирующих тяжелые аварии.

Содержание работы структурно отражено на рис. 1.1.

Инструментальные средства анализа включают 3 программных комплекса, из которых выделяется комплекс ТАПВГР (Тепловые и Аварийные Процессы в Водо-Графиговых Реакторах) /1,2,3/, при помощи которого решено большое число задач обоснования безопасности для всего ряда описываемых РУ.

Актуальность работы. Излагаемые в настоящем докладе методики и результаты анализа составляют существенную часть материалов,

ПРМШМХХИЕ рекомендации. ИОКШС

НАУЧНЫЕ ОЕОЖЕНИЯ. преяели БЕЗОПАСНО« эксп/илткаии

*

Анит »Й4мЧ1йнт и «ктпатитаншм пимдмхмА 6 РУ АЛ. ЛПЬ. ЭГП-в. ЛТН2. РЫК. 1КЭС I

рммиицщ выход ниииктм М'ЖиЯр гиярщия Нг

обосновывающих безопасность действующих и проектируемых АС с водо-графитовыми РУ с трубчатыми твэлами. Ряд АС с такими РУ включает:

- Первую АЭС (РУАМ) - в работе с 1954 г.,

- 1-й (РУ АМБ-100 с 1964 г.) и 2-ой (АМБ-200, с 1967 г.) блоки Беяоярской АЭС - в стадии вывода из эксплуатации,

- 4 блока 1-ой очереди Бшшбинской АЭС (РУ ЭГП-б) - в работе с 197476 гг. В 1993г.

- вторая очередь Билибинской АЭС (РУ АТУ.2) - завершены работы над техническим проектом РУ.

Практика эксплуатации действующих в настоящее время РУ данного типа

постоянно порождает новые задачи по

безопасности, значительная часть которых решается с использованием средств,

описываемых в докладе.

Исследование безопасности АС,

+

Втнлищщи 1

Ко« ИЛЛРАСЕ ПрОЦН»И в КМАК» Чнмвь^мнимьммА КО» ТАПБПР к«я росж. (момйн»

Р&ечвтим» номм

Ф \

Ф t * *

ОПИТ ЭКСПЛУАТАЦИИ

"вики*" «В»ич "^«мпмм»* абарми тах*4ЬМ» а&армм

стЕнмеис исследования

ЬмхоА двммя

гмм*ашм вамячм

Рис.1.1. Стдиуривп иямв мполнвной работы Нианий блок ■ жииричвскм основания. Средний блок ■ жорэытлапыы* средства аналит Верхний блок- итого работ.

изучение аварийных процессов решающим образом влияет на практику проектирования новых АС.

Цель работы. Деятельность по разработке и эксплуатации РУ привела к выработке системы представлений, включающей критерии и принципы

безопасности, перечни проектных и запроектных аварий, представления о наиболее опасных сценариях развития аварийных процессов, а также, о наиболее тяжелых последствиях аварий.

В развитии этой системы можно выделить основные направления:

- экспериментальные исследования поведения твэлов, элементов конструкции, систем РУ в условиях аварийных процессов,

- анализ и обобщение данных, полученных на действующих РУ при эксплуатации, проведении экспериментов и в процессе аварий,

- разработку методов расчета, кодов, проведение расчетов, анализ результатов,

- выработку нормативных рекомендаций.

Научная новизна. Впервые на основе системного подхода с *

использованием разработанных автором методик и кода для РУ с водо-графнтовыми реакторами с трубчатыми твэлами выполнен всесторонний анализ их безопасности, включая протекание тяжелых (запроектных) аварий до конечного состояния, в том числе с учетом процессов разотравления реакторов. Впервые в полном объеме оценены свойства самозащищенности РУ данного типа и выработаны, в соответствии с этими свойствами, рекомендации по необходимым и достаточным защитным системам безопасности.

Впервые были разработаны методика и программа комплексного расчета течения, теплообмена и механики для подвижной графитовой кладки реактора в условиях аварийного истечения в нее теплоносителя при разрывах технологических каналов.

В диссертации защищаются: 1. Инструментальные средства анализа процессов в водо-графитовых реакторах при тяжелых авариях, в частности, комплекс ТАПВГР, позволяющий рассчитывать нестационарные распределения потоков энергии и температуры в пространстве, включающем собственно реактор, бетонную биологическую защиту, верхнее перекрьгпие над

реактором. Помимо тепловой модели описанной области комплекс включает:

- точечную кинетическую модель реактора,

- поканальную гидравлическую модель основного циркуляционного контура (ОЦК),

- точечную термодинамическую модель ОЦК,

- поканальную тепловую модель контура СУЗ,

- точечные модели контейнмента и бокса сепаратора,

- алгоритмы работы управляющих, защитных, обеспечивающих и локализующих систем с учетом действующих защит и блокировок.

2. Результаты анализа и расчетно-эксгтериментальных исследований, положенных в основу разработки расчетных моделей (поведение топлива и оболочек гвэлов при высоких температурах, аварийные и штатные процессы на эксплуатируемых РУ),

3. Результаты расчетных исследований процессов при тяжелых авариях в интервале времени до разотр явления реактора, позволяющие оценить свойства РУ рассматриваемого типа при этих авариях - степень

самозащищенности РУ (применительно к РУ AM, АМБ-100, АМБ-200,

#

ЭГП-бг АТУ.2).

4. Новые технические решения, разработанные на основе анализа протекания тяжелых аварий и направленные на оптимизацию защитных систем АС (дая РУ AM, ЭГП-6, АТУ.2).

5. Методы и результаты расчетного анализа течения паро-газовой среды и распределения давления в реакторном пространстве при истечениях теплоносителя в графитовую кладку при разрыве труб в реакторном пространстве (для ЭГП-б и РБМК).

6. Результаты расчетных исследований процессов дая бассейнов выдержки отработавших TBC Вилибинской АЭС в условиях нормальной эксплуатации и при авариях.

Практическая полезность работы. Исследования в составе настоящей работы позволили оценить безопасность АС с РУ АМ, АМБ-100, АМБ-200, ЭГП-6 в их исходном, проектном состоянии и степень соответствия требованиям современных: НТД. Для действующих АС на основе анализа их безопасности были разработаны рекомендации по мероприятиям, повышающим безопасность АС, повлявшие на технологические регламенты, на выбор параметров уставок защит и блокировок. Рекомендации выданы НИКИЭТ, ОКБ АО "Ижорские заводы", МоАЭП. Эти мероприятия учитывались при выборе направлений реконструкции Первой АЭС и Билибинской АЭС, целью повышения которой является удовлетворение положения на этих АЭС современным требованиям.

Результаты представленных работ в виде рекомендаций ФЭП использованы при разработке проекта РУ АТУ.2 и проекта второй очереди Билибинской АС предприятиями НИКИЭТ и МоАЭП.

Программный комплекс ТАПВГР использован РНЦ "Курчатовский институт" для анализа аварийных процессов в РБМК.

Суммарный экономический эффект от внедрения исследований на энергоблоках Билибинской АЭС, выполненных при непосредственном участии автора, за 1974-1993г.г. составил около 25 млн.руб. (в ценах 1989-1990г.г.).

Личный вклад автора. Автором разработаны расчетные методики кода ТАПВГР и основная часть этого кода, методики теплогидравлической часта и код И^БРАСЕ, осуществлен расчетный анализ разнообразных состояний и процессов, включая процессы при тяжелых авариях, для всех > водо-графитовых РУ с трубчатыми твэлами. Автор участвовал в работе над проектами РУ и АЭС, в энергопуске, сопровождении эксплуатации блоков Белоярской и Билибинской АЭС, в работе комиссий по анализу аварийных ситуаций, в разработке и реализации экспериментов на РУ, в работах, связанных с экспериментальными исследованиям поведения материалов активной зоны применительно к условиям проектных и запроектных аварий.

Аппробация работы. Основные положения и результаты диссертационной работы докладывались на семинарах секции динамики НТС МАЭ (Киев, 1982, Димитровград, 1988, Одесса,1989, Киев,1990, Минск, 1991, Сосновых! Бор,1994), 7-ой Всесоюзной конференции "Двухфазный поток в энергетических машинах и аппаратах", Ленинград, 1985, Всесоюзной конференции "Современные проблемы физики и ее приложений", Москва. 1990, на международных конференциях и семинарах: Международный симпозиум МАГАТЭ, Париж, 1988, Советско- канадский семинар. Москва, НИКИЭТ 1989, Канадско-советский семинар, Ртатса,1990, Семинар МАГАТЭ по разрывам труб ТК, Москва, НИКИЭТ, 1994).

Публикации по работе. По результатам выполненных по теме диссертации работ автором опубликовано 6 статен, 3 препринта, 6 докладов на Всесоюзных, международных, отраслевых конференциях и семинарах, 35 научно- технических отчетов. Получено 5 авторских свидетельств и одно на рационализаторское предложение.

Исследования выполнялись автором совместно с сотрудниками ФЭИ (отдел тепловых реакторов, Первая АЭС, отделы химический,

материаловедения), Белоярская АЭС (ТФЛ), Бнлибинская АЭС (ОяБИН,

«

служба эксплуатации), ОКБ "Энергоблок-СКБ-2 ПО Ижорский завод", НИКИЭТ, РНЦ "Курчатовский институт".

2. ОСНОВНЫЕ НАПРАВЛЕНИЯ, МЕТОДЫ И СРЕДСТВА ИССЛЕДОВАНИЙ

Направления исследований - разработка, усовершенствование, обоснование безопасности и обобщение опыта эксплуатации РУ. Одиа из особенностей работы - обоснование безопасности для РУ, уже находившихся в длительной эксплуатации. Использование этого опыта обеспечило повышение уровня достоверности результатов.

Экспериментальные обоснования и модели. Использованные методы основываются на общих положениях и данных, специфических для описываемых объектов. К последним относятся, например, результаты изотермических автоклавных испытаний необлученных образцов твэлов /л.1/, из которых поручена оценка толщины слоя взаимодействия оболочки с топливной композицией 5(Т,Лс), где Т - температура, Ах- период времени. Такие исследования были проведены для композиций Мд + М§ и 1Ю2 + Автором доклада были инициированы и проведены с его участием

дополнительные исследования

для

композиции, применявшейся в ППК РУ АМБ 14/. Было обнаружено восстановление урана на границах крупки 11С>2 и образование легкоплавких эвтекгик уже при температурах и 900 °С. На основании этих данных было предложено

медно-магниевой

-4-

I I I I I I I I I I * II I I I I I I I 1 I I I I

1100

500

700

900

Рис. 2.1. Зависимости скорости изменен« толщины слоя 6эш*40д*йстЬмя оесмочкы с тогмиЬньгм композициями от т*мп*ратиры, С**смА|*с1. © ~ медмо-магшебая композиция <ГТЖ\ Ф - во «ыаЬом Ц-Мо, • — квмюжииип ЦО^ ♦ По

оценивать толщину слоя

взаимодействия из соотношения

<Яг) = |с(Г(г))</г (2.1)

о

где с(Т) - установленные автором функции (рис.2.1), обеспечившие расчет изменения толщины оболочек твэлов и обоснование второго проектного предела повреждения твэлов /51.

Другой проблемой, потребовавшей проведения экспериментальных исследований, была проблема генерации водорода. Источниками Hj могут быть реакции водяного пара с графитом кладки, сталью, а при разрушении оболочек - с магнием топливной композиции. При этом Н2 генерируется в реакторном пространстве (РП) и в контурах РУ после дренирования трубок ТВС и каналов СУЗ. В результате исследований /6/ были построены зависимости удельной скорости генерации Н2 для Mg (рис.2.2) и CT.IX18H10T - w(S,T), Т- температура материала, 5 - толщина прореаг ировавшего слоя, а также для графита - w(T) в условиях эвакуации газообразных продуктов реакции. Для оценки генерации Н2 использовалось соотношение

V I Р0)г-dF-dT (2.2)

t F

где Р - парциальное давление водяных паров, Р0 -

давление паров в условиях эксперимента (атмосферное). На основе исследований 00 ot 0J прочностных характеристик

То-ЩЬ««» мм

трубчатых твэлов и анализа

Рис. 2J2. Зависимости скорос/и rmtMuw Н, (нот м /гг с>

при реакции с М9 вОАЯных парой (Р*6ЯЗ мм от тхмиииы ^

с^од нгходного , т»мп*ратдры ^ аваОНЙ С PÍViTH.IBÍlMI! TDV60K

а о*«? реаниим» 4- — SOO 'С, х - 670 "С, <> - 600 'С, * * " *J

а - ЗОО 'С, *- 4СЮ "С.

("мокрых" аварий), имевших место на реакторах АМБ, была построена зависимость разрушающего давления от температуры трубки твэла в качестве условия, определяющего "мокрую" аварию бездефектного твэла/5/,

Таким образом были определены условия развития как "сухих" аварий, при которых разгерметизируется только наружная оболочка трубчатых

твэлов, так и "мокрых" аварий, что позволило перейти к оценке выхода из твэлов продуктов деления для зоны в целом:

4=jfKxnf))-dF-dr (2.3)

г F

где Kj - скорость выхода i-ro изотопа в долях от содержащегося в данной месгге твэла количества изотопа, F - разгерметизированная поверхность. Для оценки Kj использовались экспериментальные данные ФЭИ по скорости выхода продуктов деления из твэлов /л. 21.

Для анализа протекания процессов при "мокрых" авариях привлекался опьгт А.МБ /л.8-л. 13/ и расчетного анализа /7,8/. Так принималось, что в аварийных условиях давлением не может быть разрушено более двух твэлов одной TBC, а истечение в кладку из одной TBC не превысит 10 т/час.

Модели тепловых процессов в контуре реактора в значительной мере основаны на результатах теплогидравлических исследований, выполненных на стенде "Б" /л.З/. Было показано, что в диапазоне мощностей (20-160%) расход циркуляции изменяется не более чем на 25%, а условия теплоотдачи остаются практически неизменными, характерными для каждого уровня давлений /л. 31. Использовались также экспериментальные зависимости для предельных мощностей /л. 31. Закризисный режим рассчитывался по данным /л.4/. Для оценки условий в процессах повторного залива осушенной зоны использовались результаты исследований на макете топливной сборки /л.5/.

В анализе гидравлики контуров использовались коды для расчета станционарных процессов HYDRA/л.б/, HYDRANET /л.7/ и созданная автором программа расчета нестационарных течений и теплообмена в трубопроводной сети - АППРО (Аварийные и Переходные ПРОцесеы /12Г). С помощью программы HYDRA были воспроизведены результаты исследований циркуляции на стенде "Б", и было показано соответствие циркуляции для стенда и петель РУ ЭГП-6 /л.б/.

Задача анализа течения и теплообмена в кладке, решаемая совместно с задачей перемещения элементов конструкции активной зоны под воздействием повышенного давления при множественных разрывах труб,

2.3 2.01.3! 1.о-

.3-

была поставлена автором 19/ и решена с

-.3 1/пиггг пт/ипгпапппиитши! О СО 0.003 0.006 0.009

с

Рис. 8.3 йииаммка А«е>/»НИД Ь окрестности

ячее« раорьЛа * - чмейч» 09 - 09, * - ячейка 06 - 06

помощью программного

комплекса Я_8РАСЕ /10/. Для этого комплекса автором бьша е.»™

сеч«шл4 кладем поси» разр*А* трчьы ТК о мст«и»ни»м .. _________________ • 30кг/с. В мебоомчавмиой части Р »« 18 ата.

Сформулирована И реализована Отмвммив^ЬлжаЛЛе^дикижваяныхввиавтт««,

Максимально« «■ 5 »та.

часть проблемы, относящаяся к

расчету течения и теплообмена. Было установлено, что при мгновенном разрыве на первой секунде процесса давление в зоне разрыва достигает максимума, а затем постепенно снижается из-за смещений кладки (рис. 2.3). Зазоры между аварийной колонной и соседними блоками возрастают в десятки раз, среда течет преимущественно вдоль аварийной колонны. По мере удаления от зоны разрыва избыточное давление падает вдвое на интервале порядка габарита блока кладки, поэтому зона высокого давления относительно мала (рис. 2.4).

Программный комплекс ТАПВГР (Тепловые Аварийные Процессы в Водо-Графитовых Реакторах) /1,2,3/, созданный автором доклада, обеспечил в значительной мере исследования аварийных и штатных переходных процессов дня описываемых РУ. Составляющие комплекса указаны в Разделе 1. Защищаемые положения, п.!. Использованные при создании кода методики аккумулировали опыт экспериментов, эксплуатации и предшествующей практики расчетов, что обеспечило следующие качества кода

- описание основных существенных для безопасности РУ процессов,

- приемлемое соответствие результатов расчета и опытных данных,

вычислительную эффективность (реализация на РС 386/387/40МНь/8МБ).

Исследуемая физическая система применительно к РУ ЭГП-6 и АТУ-2 имеющая вид, схематически отраженный на рис.2.5, содержит:

- реактор и его окружение, включая бетон боковой защиты, бетон основания и верхнее перекрытие, которым соответствует трехмерная сеточная область с шагом между узлами в плане, равным шагу решетки реактора (рис. 2.6),

основной циркуляционный контур (ОДК, или КЕЦ - контур есгествен-ной циркуляции),

рассматривается с ТВ учетом разбиения на петли циркуляции и с

FW. 2.3. Исо/1#диемаа еиот*ма РУ ATJ2. А - САОР, 6 - 6о«о «мара гор»

индивидуальным В1, В2 - Ьектсистсмы, Г ~ г-азоб*я система, 3 - ьдки

К-котаймтвнт, Л-СЛЛ П - ГПК. БРУА. БРУК. Р - система реиокт-ного расколажи^акмя, С — СУЗ. Т - тде&оаграгат. ТВ — т»м&ода,

расчетом каждой U - КЕЦ. и - Т0С, Э% аг. 3J - оисггамы »лгктрогитаиио, 1+1W, Ир,». -иои«рит*у«м** сиотяиы

TBC,

- контур СУЗ с инди-видуальнмм расчетом каждого канала СУЗ,

- контур газовой системы реактора с индивидуальным расчетом каждого его тракта в реакторе,

- паровой тракте паросбрссной арматурой,

- систему подачи питательной воды,

- турбоагрегат,

систему аварийного расхолаживания реактора (САОР),

- систему локализации аварии (СЛА),

Имс. ¿Jb. р*пиррнм фрагмент р«««тки

- систему технического водоснабжения,

- систему ремонтного расхолаживания (СРР),

- вентиляционные системы,

- помещения здания АЭС: бокс барабана-сепаратора, контейнмент.

Включены алгоритмы функционирования следующих систем:

- управления РУ (автоматического, либо ручного) с учетом защит и блокировок, времен задержек и скоростей срабатывания устройств,

- электропитания (3 категории),

- систему измерений основных параметров РУ.

Системы и объекты функционируют под управлением операторов, систем автоматики и защиты в условиях, когда в любой из моментов времеш! возможно возшпсновение нарушений нормальной работы, отказ или повреждение любого из элементов.

Основным модулем комплекса ТАПВГР является модуль расчета баланса

энергии элемента области ЯГ

Cp{T)-p-^dV-¡*(T)gradllT-dS=WW-Qc

(2.4)

аппроксимируемого на трехмерной сетке (рис.2.7). Соответствующий метод описан в / 31. Для активной зоны расчетный элемент - оТрезок графитовой

колонны вместе с отрезком TBC, в котором определены источники и стоки теплоты ф (отвод к теплоносителям ОЦК, контура СУЗ, газовой системы, к воздуху и т.п.), термосопротивления между узлами, теплоемкостные свойства узлов. Источники теплоты:

1 J.h+1

I. JH.U

t J-t I«

t J.k-1

Рис. г.7. pvrv/op»» nenn« тмммкжой owrm л« и>*бнтий яидагш 6 оч«(К»х TBC. /вбый рмочиок - лм РУ о трчбчатыт -г&*/**мьь прь&ый - дий РУ со ст«рхн*6ы»44 Tft^/taww 0Т, ar - ИОТОЧИИМ* 9Н*№ГИИ Ь ТОПЛЛ» 14 П>***Т» 41 - гр«4ит КЛЛЧИ, Ои - 0С - Т«МОМООМТ«МЬ.

-в твэлах: деление топлива, превращения нестабильных изотопов, поглощение ионизирующих излучений от внешних источников,

- в замедлителе н элементах конструкции: замедление нейтронов и поглощение проникающего излучения,

- в графите: высвобождение накопленной энергии Вигнера,

-на поверхностях: реакция окисления Mg, стали и графита при высоких температурах и наличии окислителя.

При оценке энергии деления использовалось допущение о подобии

распределений энерговыделения в случаях изменений мощности реактора.

t

Общая нейтронная мощность определялась из точечной кинетической модели с учетом основных обратных, связей по температуре топлива, температуре графита, плотности теплоносителя ОЦК, плотности теплоносителя контура СУЗ. Учитывались эффекты, связанные с поступлением теплоносителя в кладку, изменениями концентрации Хе, перемещениями поглощающих стержней системы СУЗ, разрушениями TBC.

Стоки теплоты определялись нелинейными термосопротивлениями и температурным напором между узлами шаблона (рис. 2.7). Для оценки термосопротивлений использовалась программа SLICE /л. 14/, обеспечивающая построение детального температурного поля в пределах регулярного участка активной зоны.

Для основного циркуляционного контура рассматривались задачи расчета давления в барабане-сепараторе, циркуляции по TBC и по петлям, распределения параметров теплоносителя и условий теплоотдачи по трактам, теплопотерь. Давление оценивалось из точечной модели контура с учетом всех возможных поступлений и потерь среды различной плотности, а также с учетом энергообмена, приводящего к генерации (конденсации) пара.

Распределение параметров теплоносителя и условий теплоотдачи по трактам оценивалось для каждой TBC, для трактов TBC и для трубопроводов петель циркуляции. Методически обеспечивалась оценка распределений расходов по трактам, энтальпии, температуры и плотности теплоносителя в

диапазоне 0.1 МПа < р < 16.0 МГ1а, 25°С < Т < 1000°С. Расходы по трактам TBC оценивались с помощью включенной в комплекс программы расчета циркуляции HYDRA/л.б/. Для обеспечения оценок циркуляции при больших возмущениях (разрывы трактов), существенно изменяющих характер циркуляции, использовалась ИПС HYDRANET ln.ll и асимптотические оценки.

Потери теплоты от внешних трубопроводов ОЦК оценивались с учетом изменений температуры среды в помещениях.

Для оценки циркуляции теплоносителя в контуре СУЗ /13/ использовались данные, полученные с помощью ИПС HYDRANET и АППРО. Особенностью здесь является малое различие расходов по каналам.

Ввиду малого расхода прокачиваемого через реактор газа (расход на 1 технологический канал »1 м^/час), влияние газового контура на тепловой режим реактора в номинальных условиях пренебрежимо мало /14/. В случае потери теплоносителя после глушения аппарата это влияние возрастает по мере падения энерговыделения. В случае "мокрых" аварий, в газовый тракт истекает теплоноситель ОЦК с расходом на 4 порядка больше, чем номинальный расход газа, и процесс существенен.

Работа контура технической воды учитывалась применительно к режиму баков биологической защиты и конденсатора турбины (условие останова турбины, запрет на включение БРУК).

Расчетными элементами баков биозащиты являются объемы воды, через которые проходят трубы теплообменников с технической водой. Это самый простой пример вклада стока теплоты при расчете температуры элемента: Q= l/NT-mm(G-Cp)-(T-TT) (2.5)

где N - число расчетных элементов баков, У - коэффициент термической эффективности, G=f(T,Tx ) -расход технической воды или конвекции в баке, Тт - температура технической воды. Приведенное соотношение (2.5) подставляется в уравнение энергии (2.4).

Из венггсистем при анализе учитывалась работа только вытяжной системы надреакгорного пространства и вытяжной системы бокса сепаратора (на J-ой очереди БиАЭС системы В-4 и В-8) - они влияют на параметры реакторного зала и бокса сепаратора /151.

ТАПВГР включает модуль расчета разрушения оболочек твэлов, которое может вызываться рядом причин:

- продолжительным взаимодействием материала оболочек с топливом при температурах, существенно превышающих эксплуатационные,

- воздействием высокого давления и повышенной температуры твэлов,

- внешним химическим воздействием на оболочки,

- превышением температуры кипения магния,

- превышением температуры плавления оболочек,

- достижением порогового уровня энтальпии топлива.

Разрушения под действием давления, как свидетельствует опыт эксплуатации TBC реакторов АМБ /л.8 - л. 13/, распространяются на незначительную часть длины твэла, что определяется охлаждающим воздействием истекающего теплоносителя и стойкостью твэла.

При относительно быстром нарастании мощности, может быть выполнено условие превышения температуры плавления оболочек.

Диспергирование топлива происходит при достижении порогового уровня энтальпии Э > |Э], при этом величина порогового уровня для UC>2 принималась [Э] = 1195 док/г (285 кал/г) /л. 15/.

Оценка повреждений оболочек твэлов, совместно с данными о тепловом режиме активной зоны обеспечивает получение итоговых данных по выходу продуктов деления за пределы оболочек.

Для работы ТАПВГР необходимо подготовить константы, характеризующие конструкцию и конкретный момент эксплуатации РУ:

2.1 - исходные ноля энерговыделения, выгорания топлива, положение стержней АР, РР, A3,

2.2 - эффекты и коэффициенты реактивности,

2.3 - накопленная в замедлителе энергия Вигнера,

2.4 - нелинейные термические сопротивления между расчетными узлами. Группы констант 2.1 - 2.3 обеспечивались независимыми нейтронно-фнзическимн расчетами. Группа 2.4 - преимущественно программой SLICE /л. 14/, ориентированной на детальный расчет температурных полей и тепловых потоков для ограниченных областей горизонтального сечения активной зоны.

Для оценки констант, определяющих движение паро-воздушной смеси в системах помещений, использовался программный комплекс "BUILDING" /15/, разработанный автором.

Комплекс ТАПВГР на разных фазах его развития применялся для анализа процессов в РУ AM (Первая АЭС), АМ.2 (исследовательский реактор, проектировавшийся взамен реактора AM), АМБ-200 (второй блок Белоярской АЭС), ЭГП-6 и АТУ.2 (реакторы первой и второй очереден Билибинскон АЭС), а также к реакторам первого поколения РБМК. Реакторы АМ.2 и РБМК содержат стержневые сборки, размещенные в трубах высокого давления, а также имеют отличающиеся каналы СУЗ, тем не менее, в результате модификации ТАПВГР была обеспечена применимость комплекса ко всем этим типам реакторных установок, включая вновь разрабатываемую установку повышенной безопасности - РУ МКЭР.

Тематически к прелстаплснному в данном докладе материалу наиболее близкими является материал диссертации С.Г.Бочарова /л. 16/ "Безопасность канального водо-графитового реактора с трубчатыми твэлами при авариях с разгерметизацией 1-го контура". Эта работа ограничивается одним из видов аварийных процесов, соответственными были методы исследований и результаты.

Описываемый в диссертации подход к проблеме безопасности может быть сопоставим в отношении постановки задач с известным зарубежным комплексом STCP /л.17 /, который, однако, ориентирован на проблемы корпусных водоохлаждаемых реакторов.

Из отечественных аналогов безусловно приоритетным является ориентированный на проблемы РУ АТУ.2 комплекс ZONA-Bil-M /л.18/, широкое применение которого началось с 1991г. К этому времени с помощью комплекса ТАПВГР был уже проведен расчетный анализ большей части аварийных процессов для РУ АТУ.2 /5,8,11,14,17-20/, впрочем, в связи с дополнительными практическими потребностями, эти работы продолжались /21-24/.

В сравнении с ТАПВГР, ZONA-Bil-M имеет нейтроино-физический раздел, обеспечивающий расчет пространственного тепловыделения в аварийных процессах, детальное описание функционирования системы СУЗ и автоматики управления блоком. Значительную часть техпроекта РУ АТУ.2 составляют данные, полученные с применением ZONA-Bil-M.

При сравнении с ТАПВГР можно отметить, что в ZONA-Bil-M

- в меньшей степени учтены экспериментальные данные, специфические для РУ с трубчатыми тв э лам и,

- не рассматриваются процессы во внешних областях РУ,

• сокращено число процессов разрушения твэлов,

- наконец, ZONA-Bil-M требует больших ресурсов ЭВМ.

Сравнивая возможности ТАПВГР и ZONA-Bil-M, можно утверждать, что эти комплексы дополняют друг друга: комплекс ТАПВГР, следует использовать для анализа в широком диапазоне событий и параметров, в том числе для длительно протекающих процессов, а ZONA-Bil-M - для уточнения наиболее существенных процессов.

Наряду с анализом безопасности активной зоны, автором были исследованы также процессы в бассейнах выдержки, в которые выгружают извлекаемые из активной зоны TBC, и где они хранятся в пеналах, охлаждаемых водой. Этот анализ выполнялся для бассейна БВ-3 Билибинской АЭС в связи с его реконструкцией, а также, с целью обеспечения решения аналогичных задач для бассейнов выдержки первой очереди Белоярской АЭС. Анализ включал расчет конвекции в пространстве бассейна

и реакторного зала с учетом вентиляции. Для решения этой задачи был применен код расчета течения и температурных полей в проточных частях и

конструктивных элементах

100300 огеж с150000 теплотехнического оборудования л«. 2-е. ру эгп-в. пуск з-его елокв 03.12.86 /л. 19/. С участием автора доклада тсилсрвтирп гтдоитп в ячейке < и-т- вер*, ц код был модифицирован для учета

процессов испарения на границе раздела водяного объема и воздушного пространства бассейна. Было обеспечено решение задач оценки условий нормальной эксплуатации с заполненным водой д бассейном при действующей * вентиляции, сухого хранения с вентиляцией, а также аварийных состояний осушенного бассейна в

п - татьрянт грнини в нчьикь 113-1 г 1- икнтр.ц

о - ТОССРВТЦРП ГРПРИТВ 8 ЯЧЕЙКЕ ( 11-12)- НИЭ. Ц »,«,*- экспериментальные значения.

случ 1е потери вентиляции.

Работы по верификации ТАПВГР, включающие сопоставление с результатами интегральных экспериментов на РУ ЭГП-б и * РБМК, сопоставление с расчетными данными, полученными с 6 применением других кодов, ^ „„ „_. „ отражены в верификационном отчете

р»*), 2.9. иоммммио отразит».« ьлжл ? * *

курок«* аэс 6 лроц«оо« ОМИЯМЖИЯ НСЩН<Ю1¥4

а - р^ик. 71-3?, е - 03-37 /25/. На рис.2.8-2.9 представлены

к - 6«рк»«* о - ивмтральмо», о - ч1Аги»т ся*тнс«г х, * - р#®ул.таты «ливров,

- ««.и, данные по изменениям температуры

22 24 г 4

Астрономиикко* вр*но, иао

графита кладки - базовой величины для ТАПВГР. Результаты такого сравнения могут служить мерой расхождения, обусловленого неопределенностями констант - геометрии, энерговыделения, свойств материалов и др.

На рис. 2.10-2.11 приводятся экспериментально полученные на реакторах Билибинской АЭС /л. 20/данные об изменениях реактивности и соответствующие расчетные оценки для процессов

- испытаний главного предохранительного клапана (ГПК),

- измерений быстрого мощностного коэффициента реактивности.

Испытания ГПК проводятся согласно регламента штатной эксплуатации

на уровне мощности 30-35% путем подрыва с помощью импульсного предохранительного клапана. Обычно клапан остается открытым в течение 3-5с, однако, возможна задержка посадки. На рис.2.10 г * е е ю и и и 1« представлен один из таких

ЮЕИЬ о ^ ^

процессов, с задержкой до 14с. Измерения быстрого мощностного коэффициента реактивности

проводились путем внесения за « 2сек отрицательной реактивности ( «0.03-0,04 рэф ) стержнями АР в режиме ручного управления, после чего в течение »20с изменения реактивности происходили только из-за изменений тепловых параметров, а затем регулирование осуществляется с помощью АР (рис. 2.11). Соотношение расчетных и экспериментальных данных свидетельствует об учете в ТАПВГР основных механизмов изменения реактивности.

6 е и Н И ¡в м представлен

8РЕИЯ, с

РИ0.2.О. ей ЗГП-б.Блок 1. 23.05.83. Псмносао 30X. ОфовоЬони« ГТК.сигатпя РСЙКТИВНОСТЬ:

о-ЭКСПЕРИИЕНТЙЧЬНЙЯ. к-рясЧЛНЯЯ

ВРЕМЯ, о

рые. г.и щ эт-е. блок а.м.еэ. к - 65/. Иомврвммя быстрого мощностного ко»«Фицивмт»

а - акоп»рип»нт, ж — р«ачет.

С целью подтверждения данных, получаемых с помощью ТАПВГР, а также совершенствования технологии расхолаживания РУ ЭГП-6 путем ограничения подачи питательной воды, в 1992г. на 4-ом блоке БиАЭС с участием автора был проведен соответствующий эксперимент. Была подтверждена предварительная оценка потребности в питательной воде, в штатный регламент расхолаживания внесены соответствующие изменения.

Описание эксперимента и результаты анализа отражены в работе 1261. В

эксперименте контролировались: 8-

о8-

¡8-.

8--

-параметры ОЦК: давление в сепараторе, перепады давления между коллекторами петель, расход по петлям, реперным трактам ТВС, расход питательной рис. 2.12. ру эт-в. рйсизляжкэяние а-его блокн 28.03.92. воды и пара, уровень в т.«™р.т»а л,« <11-12, барабане-сепараторе,

- параметры контура СУЗ: давление теплоносителя на напоре насосов и температура теплоносителя на входе и на выходе трактов каналов,

- температурный режим: -твэлов (рис. 2.12),

— графита кладки (рис. 2.13) «металлоконструкций:

— кожуха, верхней и нижней

5000

«ооо тюоо 20000 23с00 время, в

рис. 2.13. гу эгт1-6.

РЙСХОЛПХИВЯШЕА-ЕГО БЛОКИ 29.03.S2 а,а-т«мп«ратчр* гр*#Ита Ь ячеек« <20-13>, центр л,«-т*мп«р*тур* графита 5> яиейк« < 12—13), центр — р»оч*т, »,* - (иетрФтт

шпгг реактора (рис. 2.14),

—корпуса барабана-сепаратора.

Контроль расхолаживания производился более двух суток до момента перехода в режим ремонтного расхолаживания. В начале процесса наблюдалось быстрое снижение давления, определяемое разбалансам расхода пара и генерации при быстром снижении мощности. В результате временного прекращения сброса пара давление было восстановлено, после чего производилось плавное снижение параметров блока.

Сравнение расчетных и экспериментальных данных в основном подтверждает методику, код и систему констант кода ТАПВГР. Поскольку на

температуру твэлов существенное лимитирующее влияние оказывает уровень температуры графита кладки, особенно в случаях с нарушением нормального теплоотвода к теплоносителю, значительное

внимание в верификационном

РИС. г.М. РУ ЭГП-е. РАСХОЛЛЛВАНИЕ 4-го БЛЖЛ ^

гаозлг. изменения гогерагуры никто листа процессе уделялось именно кладке. В

точка о ■ - измерения, в-РАСЧЕТ.

точса л ж - иэнгреж* »-расчет. цетраш,ных, наиболее

энергонапряженных участках активной зоны расчет динамики температуры кладки обеспечивает удовлетворительное соответствие с результатами измерений. Динамика температуры удаленных от центра активной зоны элементов конструкции описывается с заметно большей погрешностью (рис. 2.14). Это результат рационализма описания объекта, обусловленного дефицитом вычислительных ресурсов.

30000 ере.я,о

Наиболее существенные положения главы 2, отряжающие личный вклад автора:

- структура и методические особенности программного комплекса ТАПВГР, обеспечивающего детальный анализ длительно протекающих аварийных процессов в установках с водо-графитовыми реакторами как с трубчатыми, так и со стержневыми твэлами;

- экспериментальные данные по разрушению оболочек трубчатых твэлов и результаты их анализа, расчетная модель разрушения;

- экспериментальные данные по генерации водорода при взаимодействии водяного пара с материалами активной зоны, расчетная модель генерации водорода в объеме реактора;

- данные, относящиеся к феноменологии реально имевших место аварий на реакторах с трубчатыми твэлами;

- расчетная модель для интегральной оценки выхода продуктов деления из топливной композиции для всей активной зоны;

- результаты верификации комплекса ТАПВГР, использующие данные измерений при пуске и расхолаживании, а также данные реактивностных экспериментов на РУ ЭГП-б и РБМК, включая данные, полученные в экспериментах на РУ, выполненных по разработанной автором программе и при его участии;

- результаты расчетных оценок распределений давления в реакторном пространстве РБМК при разрывах труб технологических каналов, полученные с использованием созданного автором универсального кода RJ5PACE;

- данные, относящиеся к задаче анализа аварийных процессов в бассейнах выдержки отработавших TBC.

А

3. ПРОЦЕССЫ И БЕЗОПАСНОСТЬ ВОДО-ГРАФИТОВЫХ РЕАКТОРОВ

Процессы в РУ можно разделить на 3 группы:

штатные эксплуатационные, происходящие под управлением, определяемым эксплуатационным регламентом,

- проектные, происходящие в условиях неисправностей, отказов и ошибок, вызывающих нормальное срабатывание защитных систем,

- запроектные, т.е. такие, при которых предусмотренное функционирование реакторных систем оказывается недостаточным.

Доминирование проектных процессов естественно для деревьев событий при любом исходном событии.

Поскольку число возможных событий весьма значительно, очевидны трудоемкость анализа безопасности реального множества аварийных процессов, необходимость в эффективном инструменте исследований и разумном ограничении области исследований.

Перечень запроектных аварий, обеспечивающий это ограничение, для РУ АТУ .2 включает следующие исходные события аварий (ИСА):

- разгерметизация контура естественной циркуляции при разрыве сепаратора, полном или частичном разрыве группового коллектора,.

- потеря электроснабжения собственных нужд, (на срок не менее суток),

- несанкционированный ввод максимально возможной избыточной реактивности,

- прекращение отвода теплоты от РУ (пара на турбину),

• прекращение циркуляции теплоносителя в групповой петле из-за перекрытия проходного сечения группового трубопровода посторонним предметом,

- падение на реактор: крана машинного зала, перегрузочной машины, строительных конструкций, летательного аппарата,

- необнаруженное накопление Н2 вследствие неправильных действий персонала или в ретультатс вышеперечисленных аварий.

В практике расчетного анализа часто ограничиваются начальной стадией аварии, когда или разрушения оказываются значительными, а дальнейшие события несущественны или значения параметров можно полагать безопасными. Между тем, в случае отказа A3 и отсутствия возможности ввести дополнительный поглотитель, при разотравлении возможно существенно более тяжелое повреждение активной зоны, чем имевшее место в начальной стадии аварии. Комплекс ТАПВГР обеспечивает возможность такого анализа.

Представленный в данном докладе материал подразделяется по реактивностньга, тепло отводным авариям и авариям с механическим повреждающим воздействиям при ИСА. Рассмотрение последствий аварий ограничивается оценками возможного выхода из твэлов радиоактивных продуктов деления, а также объема генерируемого водорода, которые могут быть использованы на более высоких уровнях анализа безопасности в качестве исходных данных.

Реактивностные аварии доя таких установок, как ЭГП-6 и АТУ.2 возможны вследствие некомпенсируемого извлечения стержней СУЗ, либо снижения плотности теплоносителя в каналах СУЗ. В первом случае в качестве наиболее вероятного ИСА принимается самоход пары стержней АР в результате неисправностей в системе управления СУЗ /21,23/ для условий РУ АТУ.2. В большинстве возможных случаев не наблюдаются выход продуктов

деления за пределы барьеров или серьезные повреждения РУ. Однако в случае отказа: второй пары АР, аварийной защиты и

дополнительной системы останова (ДСО), возможно разрушение 10вреия1°о значительного числа TBC с

рис. 3.1 руатн2. самоход стершей ар. отказ a3, о ~ НЕЙТРОННАЯ МОЩНОСТЬ.

я - тотт^атура твэла тес нако*1алэнсзи мощности истечением в реакторное

Ь СРЕДНЕМ ПО ВЫСОТЕ СЕЧЕНИИ

пространство всего теплоносителя контура реактора. Так как защита глубоко эшелонирована, такой процесс возможен только в результате диверсионного акта. При самоходе АР наблюдаются возрастание мощности, давления в контуре реактора и температуры твэлов (рис.3.1). Несмотря на срабатывание всех паросбросных и предохранительных устройств (БРУА, БРУК, ГПК-1,2,3,4), давление повышается вдвое против номинального, поскольку генерация пара существенно превышает сброс, и эта разница резко возрастает с момента отключения турбины (22-я секунда). Из-за повышения температуры твэлов и давления в контуре происходят многочисленные разрывы твэлов, Хотя максимальный уровень температуры твэлов весьма высок, выход радиоактивных продуктов деления за пределы барьеров герметичности TBC оказывается незначительным. Так выход изотопа J-131 из твэлов за первые 4часа составляет 0.1% от полного количества этого изотопа, находящегося в активной зоне. Такая оценка, позволяет соотносить масштаб расчетных величин выхода изотопов с реально наблюдавшимся небольшим выходом при авариях на АМБ /л. 1 ЗА

Авария с самоходом АР, в сравнении с другими, рассматренными здесь, характеризуется наибольшей генерацией Н£ - к моменту разотравления генерируется около 500 м^ , что превышает объем СЛА и уже по этой причине может быть опасной, ибо это означает возможность достижения взрывоопасных концентраций. Наибольший вклад в генерацию вносит реакция водяных паров с графитом кладки (88%), затем - реакция со стальными конструкциями активной зоны (9.5%). Вклад реакции с Mg наименее значителен, несмотря на высокую скорость взаимодействия. Такой

эффект объясняется тем, что

со "W

ЕРСМЯ, с

Рис. 3.2. ру иг Самоход ст«Р.ня PP. Отказ A3. В работ» АР. ■ - ма**гронная мощность* « * Aab^ev«« твтоносит«'«, * - максимальная температура тЬэла.

доступ пара в возможную зону реакции ограничен оболочками твэлов на большей части их поверхностей.

Для РУ АМ в качестве запроектной аварии с вводом положительной реактивности рассматривался процесс с самоходом наиболее тяжелого стержня РР (1.25 рэф ) /27,28/. Стержни АР-1 и АР-2 с суммарной

эффективностью 0.91 рэф оставались в работе до посадки на концевики. Постулировался полный отказ АЗ. Было установлено, что, несмотря на значительный ввод реактивности, никакой опасности повреждения твэлов при этой аварии не возникает. Рис. 3.2 иллюстрирует основные процессы в активной зоне. В течение первых 25 секунд процесса стержни АР, имеющие большую скорость перемещения, чем РР, компенсируют вводимую реактивность и заметных изменений параметров не наблюдается. После посадки АР на концевики начинается быстрое возрастание нейтронной мощности, а затем - температуры твэлов и теплового потока к теплоносителю, сдерживающие рост мощности. Связь: генерация пара -реактивность - вынос пара из зоны порождает незначительные колебания нейтронной мощности. К 50-й секунде аварии мощность достигает максимального уровня, составляющего 185% от исходного, после чего медленно снижается из-за повышения паросодержания. В этом процессе все твэлы сохраняют работоспособность.

Останов насосе контура СУЗ без автоматического включения резерва(АВР) /13,29/ приводит к падению плотности теплоносителя в каналах СУЗ, в результате вводится положительная реактивность. ИСА не оказывает непосредственного воздействия на циркуляцию и теплообмен в ОЦК. Аналогичной является авария с разрывом напорного коллектора контура СУЗ, рассматривавшаяся наравне с остановом насоса.

Вводимая положительная реактивность при опорожнении каналов СУЗ РУ ЭГП-6 вдвое превышает соответствующее значение для РУ АТУ.2, эффекты в первом случае оказываются большими. Протекание процессов в существенной мере зависит от момента кампании. В наиболее неблагоприятном случае возрастание мощности достигает уровня -600% и сопровождается массовыми разрывами твэлов.

С целью уменьшения возможных неблагоприятных последствий было предложено изменить конструкцию каналов СУЗ, уменьшив количество теплоносителя в канале путем сокращения числа трубок охлаждения с шести до четырех, и было выполнено требуемое расчетное обоснование /29/. Теплоотводные аварии.

Практически мгновенная потеря теплоносителя /11,14,17,19,20, 23,27,30,31,32,33,34,35,39,40,49/.

Данная авария включена в обязательный перечень аварий с ИСА "разрыв барабана-сепаратора", хотя такие случаи неизвестны в современной практике, а расчетные оценки показывают, что крупные разрывы в сварных конструкциях барабанов невозможны. Впрочем, динамика параметров, определяющих безопасность РУ, в случае разрыва барабана и в случаях разрывов полным сечением напорного коллектора различаются несущественно. Расчетные исследования позволили выявить ряд особенностей, определяющих безопасность в отношении такой аварии. Динамика максимальной по активной зоне РУ температуры твэлов определяется активными каналами расхолаживания (рис. 3.3). Температура твэлов снижается в течение первых секунд, пока истекающий теплоноситель отводит теплоту, а тепловыделение быстро падает. После обезвоживания происходит разогрев твэлов под действием остаточного энерговыделения и потока теплоты из графита. После достижения равенства температуры твэла и графита поток теплоты меняет направление. Стабилизация температуры твэлов иа интервале 150-7000 сек объясняется тепловой инерцией графита. Дальнейшее одинаковое возрастание температуры твэла и графита продолжается до уровня 650 °С - температуры плавления контактного материала твэлов. Максимальная температура твэлов порядка 700 °С достигается через ~20часов, после она снижается в результате рассеивания теплоты в окружающее пространство и падения остаточного тепловыделения. Выход продуктов деления за пределы оболочек твэлов не происходит, так как граница разгерметизации отстоит достаточно далеко. Ущерб при этом связан

с потерей работоспособности твэлов по достижении температур, превышающих 650°С. Для уменьшения ущерба предложено техническое решение /43/, позволяющее снизить температуру твэлов при разрыве группового трубопровода путем ограничения истечения в

Рис. 3.3. ГУ RTU. 2. №но6«1ЧО» олорохмениа KELL

»»шт.. аварийный трубопровод и,

а - отказ Ьс«х актиЪних расхо^адмбанып.

* - 6 работ» гаао&ая снспна, и ~ Ь ршылш kohtvp СУЗ. соответственно, увеличения

- чденаа границ« обиаоти поАр*хд«ний т^в-кА.

длительности охлаждения

активной зоны теплоносителем первого контура. Были также предложены технические решения /44,45/, обеспечивающие накопление жидкой фазы кипящего теплоносителя в емкости, расположенной внутри тракта TBC выше топливной сборки, при нормальной эксплуатации и подачу ее в верхнюю часть сборки при аварийном прекращении расхода снизу. Такое решение позволяет понизить возрастание температуры твэлов на первой минуте аварии до момента поступления теплоносителя САОР. Существенного увеличения периода надежного охлаждения после аварии внешних трубопроводов можно достичь, применяя техническое решение /46/. Оно предполагает переход к конструкции парогенерирующего ТК с контуром ЕЦ и многоуровневым сепаратором.

В случае, если в работе остается газовая система, обеспечивающая незначительный расход газа (~0.7 м'/час на 1 TBC), максимальная достигаемая в процессе температура твэлов не превышает уровень температуры плавления Mg. При этом газ, выносит из реактора относительно незначительное количество теплоты в сравнении с его рассеиванием через внешние поверхности реактора, но существенно сказывается на переносе энергии внутри активной зоны от областей с максимальной температурой к

тем, где она ниже. Эффективность газового охлаждения можно существенно повысить, применяя предложенные в /47/ графитовые втулки TBC.

Существенно большее влияние на тепловой режим оказывает контур СУЗ. Максимальная температура топлива в случае, если контур СУЗ остается в работе, не достигнет уровня температуры плавления Mg, все твэлы при этом сохраняют работоспособность и могут эксплуатироваться в дальнейшем. Этот результат позволил рассматривать контур СУЗ в качестве канала САОР, в связи с чем для насосов контуров СУЗ РУ AM, ЭГП-б и проектируемой АТУ.2 предусмотрено подключение к системе надежного питания при потере штатного. В результате аналогичных расчетных исследований для РУ AM /28,31/ был осуществлен монтаж дополнительного аварийною электронасоса системы охлаждения каналов СУЗ с питанием ог аккумуляторных батарей.

Блокирование подводящего тракта групповой петли /20,34,36/ приводит к снижению расхода через петлю, а также через тракты реперных TBC. Для АТУ.2 предусмотрена выработка сигнала A3. Прохождение сигнала должно приводить к прекращению работы АР и падению стержней в зону. При нормальном срабатывании защиты не происходит существенного ухудшения температурного режима твэлов аварийной петли, твэлы сохраняют работоспособность.

При отказе аварийной защиты рассматривались два варианта - с отключившимся автоматическим регулятором мощности,

о

- с продолжающим работать регулятором мощности. В нервом случае происходит снижение мощности, вызванное падением плотности теплоносителя и возрастанием температуры

с—' ""i—' '"V—1—

бремя, о топлива в TBC аварийной петли.

РИС. 3.4. РУ АТУ.2. ГРЕКРАШЕНИЕ ЦИРКЯ/1ЯШНИ Ь 8-ой

ПЕТЛЕ из-м ПРИКРЫТИЯ ПРОХОДНОГО СЕЧЕНИЯ -г______„„,__,„-,,,, ,„ ТПГ иопрп

входного ко/мектора. Тепло от аварийных 1ВС через

A3 не СРАБАТЫВАЕТ. АР ПРОДО/BAET РАБОТАТЬ.

п: '^^жга^гс q-ow по/и е. центре по графитовую кладку передается к

ВЫСОТЕ ЗОНЫ.

соседним TBC других петель и в каналы СУЗ. Условия разрушения твэлов под действием давления здесь не достигаются. Однако, длительное пребывание твэлов при таких условиях приводит к термохимическому разрушению оболочек, поэтому в течение двух часов с ИСА следует заглушить реактор. Во втором случае авария характеризуется высоким уровнем температуры твэлов в аварийной петле (рис. 3.4) и существенными разрушениями - в течение двух минут происходят "мокрые" аварии в 40% всех TBC аварийной петли. Последующая потеря теплоносителя контура в результате истечения в разрывы твэлов и повышение температуры твэлов приводят к вводу отрицательной реактивности, не компенсируемому АР, цепная реакция деления прекращается, температура активной зоны понижается. Разотравление приводит к возобновлению реакции деления, мощность, определяемая изменениями концентрации Хе, температурой топлива и графита, повышается до ~25% и далее снижается.

Разрыв раздаточного группового коллектора, приводящий к прекращению расхода в TBC /8,34/.

С целью определения асимптотических характеристик процесса, было выполнено исследование в условиях компенсируемой течи, когда давление и мощность сохраняются. Было установлено, что

- прекращение расхода на входе в ТЕС происходит при истечении масштаба полного расхода циркуляции через весь контур реактора,

- в TBC аварийной петли происходит повышение температуры и начинаются разрывы твэлов. Из-за различий твэлов по мощности разрывы происходят неодновременно, что приводит к появлению расхода теплоносителя через неповрежденные твэлы. После разрыва двух-трех твэлов полностью восстанавливается охлаждение твэлов и для такой TBC разрушение прекращается,

- разрывы наиболее мощных TBC приводят к появлению и нарастанию расхода через остальные TBC, что сдерживает развитое разрушения.

Ы

и

10" 10' BFON. о

РИО.ЗА РУ АТЧ2.

РАЗРЫВ НАПОРНОГО КО/1/ЕХТОРА 8-ой ПЕТ/W. ПРИВОЛЯШЯ К ОСТАНОВУ Ш*ЖУ/КИИИ WH TBC ПЕТЛИ. .. п

АВАРИЙНАЯ ЗАПИТА на СРАБАТЫВАЕТ. ЭТвПв ПрОЦвССа

НЕЙТРОННАЯ мовность,

□ - температура т8э/1а tbc максинауьйой мощности в

центре по высоте. прекращения цепной

Анализ, выполненный для реального процесса при наложенном отказе аварийной защиты, показал, что, вследствие быстрого снижения мощности и давления (рис.3.5 ), не происходит разрушений твэлов на начальном до момента реакции

деления, в дальнейшем процесс

протекает так же, как и в случае разрыва барабана-сепаратора.

Потеря источников

н электропитания /8,22,34/ Этот Si '--

тип аварии для установок с трубчатыми твэлами можно отнести к теплоотводным лишь условно, поскольку

„,_, непосредственно после ИСА

рис. 3.&. РЧ AT4L2. Потере а^еитрапмтАмм боек категорий.

СрА&атыьает аЬчммш ЗАЩИТА-

и " '^SSi^r4" телм твс ухудшения теплоотвода от твэлов

ж - относительное да&иенив 6 ьараьан^-сспардтор«.

не наступает.

Используются источники электропитания трех категорий: 1 - надежное питание (аккумуляторные батареи), 11 - дизельгенератор, 111 - внешняя сеть.

Здесь, рассматриваются две возможных ветви дерева событий: срабатывание A3 и oncai защиты, хотя ИСА приводит к обесточению электромагнитов, удерживающих стержни A3 в верхнем положении, из которого они могут свободно падать.

После срабатывания A3 охлаждение твэлов здесь не может быть хуже, чем при разрыве сепаратора, и поэтому выход радиоактивных продуктов деления за пределы оболочек твэлов не ожидается. Задача сводится к одному вопросу, произойдет ли осушение активной зоны из-за выкипания и сброса

id-

ler 10 вгепя, о

пара через ГПК или же потери теплоты раньше превысят подвод энергии. Расчетный анализ показал, что для ЭГП-6, полного осушения активной зоны не происходит, а для АТУ.2 такое осушение не создает опасности разрушения твэлов (рис.3.6).

10' 1<Г ВРИ1Я. с

Рис. 3.7. РЧ A"Ti2. ПРЕКРАЦЕНИЕ ОТВОДА ТЕПЛОТЫ от РУ. АВАРИЙНАЯ ЗА1МТА НЕ СРАБАТЫВАЕТ. ар тодо/*АЕГ раеатч. НЕЙТРОННАЯ ноиность, о - ТЕМПЕРАТУРА ТВЭ/Л TBC МАКСИМАЛЬНОЙ ПОИНОСТИ

& среднл селвъм по высоте: зам.

Прекращение отвода теплоты от РУ /21/ - при отключении турбоагрегата, например, из-за отказа конденсатора срабатывает

стопорный клапан. Наложенный отказ - несрабатывание аварийной защиты и продолжающаяся работа

автоматического регулятора (АР), в соответствии с задатчиком мощности. Ввиду отказа конденсатора становится невозможным сброс в него пара (зависимый отказ БРУ-К) и при поддерживаемой АР номинальной мощности генерация пара почти вдвое превышает сброс при номинальном давлении в сепараторе. В результате давление быстро возрастает, достигая через 12 минут уровня 200% от номинального (рис. 3.7). К этому времени, из-за пониженного расхода питательной воды, который устанавливается после выработки сигнала A3, существенно уменьшается количество воды в КЕЦ, снижается расход через TBC и возникают условия кризиса теплообмена в большом числе TBC. Возрастание температуры твэлов и падение плотности теплоносителя в них приводят к глушению реактора, однако при этом также выполняются условия "мокрых" аварий в 15% TBC. К 1000-й секунде реактор переходит в режим расхолаживания контуром СУЗ. Если на последующем интервале ~9 часов в зону не будет введен поглотитель, в результате снижения температуры твэлов и разотравления цепная реакция деления возобновится и именно на этом этапе возможен выход гораздо большего

количества продуктов деления из твэлов, чем за предшествующий период.

Особенности теплоотводных аварий РУ AM /27,28/ определяются наличием циркуляционного и аварийного насоса первого контура, парогенераторов, газового компенсатора давления первого контура, а также отличиями параметров : относительно небольшой тепловой мощностью РУ, низкой рабочей температурой теплоносителя, наличием существенных отрицательных тепловых связей по реактивности, препятствующих неблагоприятным отклонениям тепловых параметров реактора. Теплоотводные аварии для РУ AM не приводят к тяжелым последствиям.Так в случае быстрой полной потерн теплоносителя в результате разрыва контура вне реактора с последующим отказом всех систем охлаждения, температура твэлов не превысит 580 °С, исключен выход продуктов деления.

I- При останове ГЦЭН с наложенным отказом A3 по сигналам "отключение ГЦЭН" и СРВ происходит быстрое снижение расхода циркуляции, падение давления на напорной части контура, открытие обратного клапана ВЦЭН, после чего устанавливается расход через контур на уровне 25% от номинального (рис.3.8). Возрастание подогрева теплоносителя и соответствующий рост температуры топлива, которому способствует также снижение коэффициента теплоотдачи, приводят к вводу отрицательной реактивности и снижению мощности даже при работе АР, в результате чего мощность реактора снижается с исходного уровня 30% до 19% через 3.5 сек. Далее мощность восстанавливается до 30% в результате работы АР к 20-й сек., продолжается умеренный рост температуры теплоносителя, а после прихода из парогенератора холодной волны с температурой, пониженной на 20°С против исходной, происходит соот-ветствующее понижение температуры твэлов. Циклический характер процессов в РУ AM определяется прохождением

ВРЕМЯ, о

Рис. ЗА РУ АН. ГЬсивоо ПОС/Ж оотано&а П1ЭМ. Сткал A3. В рдеет* АР. о - нейтраннав номностъ. а - расход тагыомсомг*.«! гшрбого контра. 4- - средняя твмпвра-тураь теплоносителя & ооне.

температурных фронтов теплоносителя, транспортируемого между источником и приемником теплоты, является характерным свойством контура РУАМ.

Такие циклы отчетливо проявляются при аварии с прекращением отвода теплоты в парогенераторах. Наиболее тяжелых последствий здесь можно было бы ожидать в случае отказа АЗ при продолжающейся работе АР. На начальной стадии аварии наблюдается ступенчатое нарастание температуры теплоносителя во времени, где интервал между ступеньками определяется периодом транспорта теплоносителя через контур. Через »4 минуты с момента аварии происходит быстрое снижение мощности из-за снижения плотности теплоносителя.

Падение массивных тел на реактор /24,37/.

Классификация воздействий. Исходное состояние для анализа.

Для некоторых из рассматриваемых установок считается возможным падение на АС летательного аппарата. Учитываются также падение на реактор мостового крана или перегрузочной машины. Падение может приводить к разрушению верхнего перекрытия и последующему механическому воздействию на расположенные ниже конструкции реактора. В работах автора была предпринята попытка классификации и оценки последствий основных воздействий:.

- на приводную часть системы СУЗ:

- - обрыв тросов приводов и падение стержней в зону,

- - защемление тросов и потеря управления системой СУЗ,

- - смещение тросов с частичным извлечением стержней из зоны;

- на трубопроводы контура теплоносителя реактора:

- - разгерметизация трубопроводов,

- - пережатие проходных сечений трубопроводов;

- на трубопровода контура СУЗ:

- - разгерметизация трубопроводов,

- - пережатие проходных сечений трубопроводов;

- на верхнюю плиту: разгерметизация реакторного пространства, доступ воздуха, влаги и агрессивных веществ в активную зону;

- на верхнюю часть конструкций реактора, загромождая ее, затрудняя доступ, делая невозможным осуществление необходимых чрезвычайных воздействий по управлению запроектной аварией.

Ниже приводятся результаты анализа нескольких аварийных процессов для РУ ЭГП-6. Состояние перед аварией: режим установившихся перегрузок, конец межперегрузочного периода. В этом состоянии в реакторе находятся 16 полностью погруженных в зону стержней СУЗ. Стержни аварийной защиты при аварии фиксируются в верхнем положении (наложенный отказ).

Смещение тросов с •частичным извлечением

Iстержней СУЗ из зоны. Целью

?данного анализа была оценка

максимального смещения вверх всех находящихся в активной зоне стержней, для которого масштаб

рис. 3.9. рч эгп-6. паден* тяе/юго тела НА г

верхнее перекрытие. измежние «итроиноо

'ь^срми^л'^Т ^аю«. последующего повреждения зоны

можно полагать допустимыми.

Из условий прочности тросов и стержней было определено минимальное время полного извлечения, которое составило ~0.1с. Скорость извлечения принималась постоянной, определяемой даниой оценкой времени полного извлечения.

В результате анализа процесса было сочтено, что извлечение стержней на 0.1м является пороговым (рис.3.9), дальнейшее извлечение приводит к быстрому нарастанию числа "мокрых" аварий, выхода радиоактивных продуктов деления и генерации Нг , возможно разрушение кожула реактора, подъем вахней плиты. Рост мощности и давления приводят к выработке сигнала на срабатывание стопорного клапана турбины, срабатыванию CPA, СРК и ГПК-1,2,3, снижение уровня в сепараторе - к отключению подач»

рис. 3.9. рч эгп-6. паден* тяелсго тела на верхнее перекрытие. измежние «итроиноо нежности в результате: перо-е»ения вверх

в СТЕРвСИ СУЭ им о - 0.05м. ■ - О.Юм.

питательной воды. Из-за кризиса теплоотдачи повышается температура твэлов, происходят разрывы (в 10% от общего числа TBC). Изменения реактивности из-за опорожнения контура, роста температуры твэлов и отравления Хе приводят к временному прекращению цепной реакции деления. Далее возможно ее возобновление из-за разотравления, если не будет введен поглотитель. На этой стадии аварии процессы развиваются относительно медленно и характеризуются длительным высоким уровнем температуры топливного материала, значительным выходом продуктов деления и генерацией водорода в больших объемах.

Блокирование трактов TBC центральной группы. Отказ A3.

Блокирование трактов TBC принимается полным и мгновенным, т.е. расход через блокированный тракт мгновенно падает до

'га' "ад' во " ' 'оо

число БлжиэоеАжых трактов твс, ,т НуЛевого. Соответственно

РИС. З.Ю. ПАДЕНИЕ CTPOMTE/btfcW КОНСТРУКЦИИ НА BEPJMEE ПЕРЕКРЫТИЕ РЕАКТОРА. БЛОКИРОВАН« ВХОДНЫХ ТРАКТОВ ТВС аварийная за«ИТ А не СРАБАТЫВАЕТ о - ЧИСЛО "МОКРЫХ" АВАРИИ, нт. ТВС ■ - МОЮ1Т ВРЕМЕНИ ПОСЛЕДНЕЙ 'МОКРОЙ" АВАРИИ, о я - МОМЕНТ ВРЕМЕНИ ОПОРОЩНЕНИЯ КОНТУРА, о

происходят изменения в условиях теплоотдачи и параметров теплоносителя в твэлах ТВС с блокированными трактами. В остальных ТВС РУ сохранялась нормальная циркуляция.

Поскольку число блокированных трактов является неопределенным, рассматривался весь возможный диапазон блокирования. Было установлено, что наиболее существенные отличия в развитии аварийных процессов наблюдаются при изменении числа блокированных трактов от 1 до 93 (рис. 3.10). На интервале от 1 до 16 блокированных трактов во всех соответствующих ТВС наблюдаются "мокрые" аварии из-за существенного нарастания температуры твэлов. При увеличении числа блокированных трактов до 60 происходит снижение числа "мокрых" аварий до 11, поскольку нарастание масштаба блокирования приводит к заметному снижению

Р р: т*

ь.

(рр.

10*

ВРЕМЯ, о

РИС. З.Н. ру эгп-6. БЛОКИРОВАНИЕ! вопньк трактов TBC центральной области реактора в результате падения строит/ьньи КОНСТРУКЦИИ. a3 не срабатывает.

о -НИТРОИИОЙ пометь (Блокирована 70 ТРЯКТ0В1 ■ - НЕЙТРОН НЯЯ ИОНОСТЬ «БЛОКИРОВАНО 100 TP ЯК TOB I и -ОТНОСИТЕЛЬНОЕ ДОВЛЫ-Mt в OUJC { E/IOKVPOBflMO 70 ТРЙКТОВ)

X-относительное /ЯВЛЕНИЕ В СЦК ( блокировано 100 ТРЯКТ08) после

генерации пара, а также и мощности реактора,

Дальнейшее увеличение числа блокированные

трактов снова приводит к нарастанию числа "мокрых" аварий до 34 при 92 блокированных трактах, чего происходил

10 _ ю*

ВРЕГО. с

резкое падение и уже при 96 блокированных трактах "мокрые аварии не наблюдаются вообще . Столь сложный немонотонный характер зависимостей данного аварийного процесса определяется прежде всего

динамикой мощности

реактора и давления в ОЦК (рис. 3.11). Мощность реактора здесь зависит от температуры твэлов (рис.3.12), плотности теплоносителя в рис. зла. ру эгп-6. блокирование вховных тРАктов твс TBC, температуры графита,

при папешм строительных конструкции. a3 не срабатывает.

ИЗМЕНЕНИЯ ТОГЕРЛТУРЫ TD3/1A ТВС ПАКСИЛА/1ЫЮИ ПСШЮСТИ. трпттпнпгмтепа Р

■ - блокируется то трактов, ж-блскируется то трактов поступления теплоносителя в кладку реактора. Для давления существенна генерация пара и отвод его из контура (пропуск пара на турбину, зависящий от давления, срабатывание стопорного клапана, паросбросных и предохранительных устройств).

Этот пример иллюстрирует существование таких ситуаций, когда априорная ассимптотическая оценка наиболее опасного варианта аварии невозможна и требуется детальный анализ ряда вариантов для одного ИСА. Разрыв подводящих трактов. Рассматривался вариант с разрывом 1% от общего числа трактов - при большом числе разрывов процессы те же, что и при разрыве сепаратора. Из-за снижения давления и плотное» теплоносителя реакция деления прекращается через 3 минуты после аварии

Опорожнение контура происходит через полчаса. Таким образом, обеспечиваются условия расхолаживания реактора на первом этапе аварии. Рост температуры твэлов после осушения не приводит к плавлению и твэлы сохраняют работоспособность, если не возобновится цепная реакция деления при разотравлении.

Некоторые итоги исследований процессов при падениях на реактор тяжелых предметов. Здесь отражены результаты частных исследований, когда варьировался только один из параметров, характеризующих поражающее воздействие. Было выявлено, что масштабы повреждения твэлов не всегда связаны прямой зависимостью с повреждающими воздействиями на конструкцию РУ. Естественно, что при комплексном учете всех поражающих воздействий явление может существенно усложниться. Очевидна потребность планирования такого многофакторного исследования для каждой из установок из рассматриваемого здесь класса РУ.

Этапы тяжелых аварий. Особенности протекания тяжелых аварий были исследованы для случаев отказа АЗ, для АТУ.2 накладывался, кроме того, отказ дополнительной системы останова. Разогравление реактора, при котором вводится реактивность ~зрэф , приводит к возобновлению цепной реакции деления. В большинстве случаев ИСА имело место, когда мощность реактора была номинальной и неизбежным было осушение из-за потери теплоносителя или полного выпаривания. К моменту, когда реактор мог достигнуть критичности из-за разотравления, тепловой режим активной зоны несущественно зависит от ИСА и последующие процессы оказываются близкими по масштабами изменений их параметров (рис. 3.4, 3.5, 3.7).

В большинстве исследованных здесь аварийных процессов можно выделить три характерных этапа:

- первый относительно быстрый, реализуемый менее чем за один час с момента ИСА, в течение которого происходят разрывы и разогрев твэлов, опорожнение контура, прекращение цепной реакции деления,

- второй этап, продолжительностью около 9 часов, когда реактор остаетм подкритичным, параметры изменяются медленно, возможно иекоторо< снижение максимальной температуры топлива,

- третий этап, начало которого определяется возобновлением nennoi реакции деления из-за разотравления, а также, в некоторых процессах, из-за выхода Хе из твэлов при высоких температурах. Необходимо заметить что возможности расчетного анализа процессов третьего этапа быт ограничены недостаточностью представлений о состояниях и поведение веществ, прежде всего - топлива, и конструкций в условиях высоки) температур (превышающих 3000 °С), а также недостаточной развитость»: расчетной модели. В связи с этим по достижении соответствующе? границы применимости кода ТАПВГР расчет прерывался.

Во всех исследованных случаях наиболее опасным оказывался именнс третий этап. Его протекание зависит от ввода положительной реактивности вследствие изменения содержания Хе-135 и тепловых обратных связей пс температуре топлива и графита. Такая обусловленность определяет примернс одинаковое протекание процессов третьго этапа для всех аварий с полно» потерей теплоносителя, если эта потеря происходит на первом или BTopov этапах, независимо от ИСА. Здесь приводятся результаты расчета дои процесса после разрыва барабана-сепаратора с наложенным отказо\ аварийной защиты. Ввод положительной реактивности вследствж разотравления приводит к быстрому нарастанию мощности до уровня

существенно превышающегс

номинальный (рис. 3.13)

Противодействие этому рост; определяется только возрастание* температуры топлива (рис. 3.14-3.15) По достижении температуры топлив: -3200 °С на соответствующем участю

рмс. 3*13« ру ут1 с, после разрыва

^о^неито^'гин^тъГСРАБАТЖАЕТ- твэла происходит фазовый перехо;

'43000 ' 1 ' 44000 '15000

ВРЕМЯ, о

рис.3.«. РУЭГП-6. процесс после раэрьва барабана-сепаратора. a3 н» срабатывает. СЧММАРНЬЕ иа«НЕНИЯ РЕАКТИВНОСТИ. огределягмые!

о - температурой топлива, г - телтературси ГРЛИТЛ, н - измене»«»« юнцентрацж к».

(РЕМЯ.

РИС. 3.15. РУ ЭГП-6. ПРОЦЕСС ПОСЛЕ РАЗРЫВА БАРАБАНА-СЕПАРАТОРА. A3 и» СРАбАТЬВАЕТ. □ _ TEMTPDTUPfl ТВЗЛП TSC МвКС. meJOCTV. X - TtMXPflTUPfl ГРЙ»1ГГЙ гвс мпкс. псщности. области

45000

ВРЕМЯ, о

топлива - из •ЖИДКОГО состояния в паро-газовое. В этом состоянии топливо может выйти за пределы активной зоны, чем и определяется прекращение цепной реакции деления.

Высокий уровень температуры топлива, естественно, определяет также значительный и быстрый выход продуктов деления из топлива (рис. 3.16) задолго до момента перехода топлива в паро-газовую фазу в области активной зоны, где тепловыделение оказывается

наибольшим. Представленные на рис. 3.15 данные о температурном режиме относятся к центральной по высоте ТВС максимальной мощности. Разогрев твэлов ТВС меньшей мощности, естественно происходит с существенно меньшей скоростью и уровни температуры в них существенно ближе к исходному состоянию. В рассматриваемом здесь процессе с ИСА - разрыв барабана-

РИС"3"16" ДЭ0ТРАв/ЕНИЯ сепаратора поступление в кладку

ВЫХОД ПРОДУКТОВ ДЕЛЕНИЯ 6 ПРОЦЕНТАХ от

исходного ко/ичества в таз/тли I воды исключено, а водяной пар

а- j-хп ж - cm-u7 ' ^ г

поступает после разрушения части ТВС в малом количестве, поэтому генерация водорода несущественна.

Для отдельных исходных событий аварий на рис. 3.17 представлены сопоставимые

данные по генерации водорода по

мере

развития аварийных

о

25000

ВРЕМЯ, о

процессов,

иллюстрирующие

рмс. зи7. рч лтъ^г. генерация водорщл в особенности третьего этапа. В

процессах с разотрюенск «пны а3> i

Щ11ПЦ АР* Я — А-ОЙ

м- ц1цщи»|» отвед. ттшш от рч- связи с приводимыми донными

можно отметить, что основной вклад в генерацию водорода во всех процессах вносят реакции водяного пара с графитом кладки ( >90%). Следует также отметить, что приведенные данные являются верхней оценкой, поскольку накопление и распространение водорода, являющееся самостоятельной сложной проблемой, не учитывалось.

Отказ системы ремонтного расхолаживания. Согласно регламента эксплуатации, после останова реактор ЭГП-6 расхолаживается в течение 6 часов до уровня температуры теплоносителя ОЦК 106 °С, после чего переводится на схему ремонтного расхолаживания. В связи с этим возникает вопрос о допустимой продолжительности прерывания активного охлажденш реактора, эта продолжительность должна быть обоснована и отражена в регламенте. Нами выполнены такие оценки с помощью комплекса ТАПВП для условйй полного прекращения циркуляции через ОЦК, контур СУЗ отключения газовой системы, вентиляции и техводы. Установлено, что при герметичном контуре стабилизация температурного режима происходит чере: сутки, при этом температура твэлов не превышает 220 °С. В течение 4-х часо! аварийного состояния, предусмотренных для восстановления охлаждения температура умеренная и не препятствует работам на верхней плите реактора

■ 'Mij-

45

Анализ охлаждения бассейна выдержки /16,61/. Выгружаемые из

реактора

отработанные TBC размещаются в охлаждаемых бассейнах

выдержки (БВ). По количеству радиационно-опасного

материала БВ могут превосходить активную зону. Поэтому анализ безопасности БВ,

кяртем -течения

Пои* твижр*тмр

РИС. зла БАССЕЙН ВЫДЕРЖИ Бв-3. ВЕРХНЯЯ ЧАСТЬ - РЕАКТОРНЫЕ ЗА/1 273 TBC АВАРИРИ0 ВЬГРУЯЕШ В ЛЕВУЮ ЧАСТЬ БАССЕЙНА. ИСА - ПСИНАЯ ПОТЕРЯ воды. huochh« ОТКАЗ - потеря ВЕНТИ/|я1ж. ПОЛЕ ТЕМПЕРАТУР разбито на ЗОНЫ С 1аг0м 20 "С. <*1СЛА - МАКОПА/ЬНАЯ ТЕМПЕРАТУРА 6 ЗОНАХ

расположенных рядом с реакторами, что повышает общий риск радиационного поражения, весьма актуален.

Работы но анализу аварийных процессов бассейна выдержки БВ-3 Билибинской АЭС были связаны с реконструкцией станции и переходом на уплотненное хранение TBC в бассейне выдержки. Для БВ может представлять опасность потеря воды, заполняющей бассейн, в результате течи. В этом случае предполагается, что отвод теплоты может бьггь обеспечен с помощью воздушной вентиляции бассейна, излучением

П<м* температур

рис. 3.19. бассейн ощерит бв-з. леоая и путем теплопроводности через стены и дно

сторона. прямоугольная сетка - стены, j ^ г

верхние плиты перекрытия. бетси дна.

^^тЖЙ^^ЙЙ^сяна бассейна. При отказе вентиляции авария

го с. числа - средняя теитература зон

переходит в запроектную. В результате

решения задачи совместного расчета конвекции воздуха и теплообмен, воздуха с пеналами хранения TBC, стенками бассейна, стенами, перекрытие», и полом центрального зала реактора было показано (рис. 3.1 о, 3.!9), что npi наличии принудительной вентиляции тепловой режим твэлов остается i безопасных пределах, а именно, уровень температуры твэлов близок i проектному эксплуатационному (не более 320 °С), однако, возможн« превышение допустимой температуры длительной эксплуатации бетона creí БВ-3.

В связи с этим, было рекомендовано:

- выполнить такие изменения конструкции, которые обеспечиваю-надежное охлаждение в режиме естественной конвекции воздуха,

- Придерживаться определенной последовательности загрузки бассейна.

Предложения по изменениям конструкции направлены на организацик

пассивно управляемого притока воздуха в помещение бассейна в условия; потери воды и отказа вентиляции. Оптимальная рекомендованная последовательность загрузки бассейна состоит в том, что прежде всеп заполняются периферийные, граничащие со стенами бассейна области. П( мере заполнения бассейна интенсивность энерговыделения в этих областя; будет убывать, способствуя поддержанию температуры стен в допустимы: пределах независимо от последущих событий.

Наиболее существенные положения главы 3, отражающие вклад

автора:

- результаты расчетного анализа протекания процессов при тяжелых запроектных авариях для ряда РУ (AM, ЭГП-6, АТУ.2);

- основные следствия расчетного анализа ЗА:

—отсутствие необходимости в быстродействующей САОР для ЭГП-6 и АТУ.2,

— достаточность срабатывания A3 для предотвращения тяжелого развития ЗА при любом ИСА для РУ ЭГП-6 и АТУ.2,

— подтверждение высокого уровня самозащищенности РУ AM при реактивностных и теплоотводных авариях;

-классификация разрушающих воздействий при падениях тяжелых предметов на реактор и параметрический анализ отдельных видов воздействий, в частности, выявленный существенно немонотонное нарастание повреждений TBC с ростом числа блокированных трактов TBC;

- выделение в ходе тяжелых запроектных аварий трех этапов, определяющих подход к управлению ЗА;

- результаты анализа запроектной аварии для бассейна выдержки и некоторые рекомендации по предотвращению возможных повреждений бассейна и твэлов.

4. НОВЫЕ НАУЧНО-ТЕХНИЧЕСКИЕ РЕШЕНИЯ И ПРАКТИЧЕСКОЕ ВНЕДРЕНИЕ РЕЗУЛЬТАТОВ

Использование контура СУЗ в качестве канала САОР /11,23,27 31,32/. Анализ аварий с потерей теплоносителя для РУ АМ, ЭГП-6 и АТУ.: показал что, во всех случаях нормального срабатывания АЗ контур СУ' обеспечивает расхолаживание реактора, не происходит повреждения твэлов исключаются опасные для твэлов с глубоким выгоранием термические удары которые могут возникать при подаче воды через систему САОР. В связи I этим качеством РУ

- в реакторе АМ насос контура СУЗ подключен к источнику надежной питания /43/,

- на РУ ЭГП-б насосы контура СУЗ подключаются к схеме надежное питания при потере питания 3-й категории,

- в проекте РУ АТУ.2 контур СУЗ рассматривается как независимый канал САОР.

Изменение конструкции каналов СУЗ путем уменьшения числ: трубок охлаждения с шести до четырех /13,29/.

Анализ аварийных процессов при потере теплоносителя контура СУЗ Р> ЭГП-6 и АТУ.2 показал, что в случае отказа АЗ возможны тяжелы! последствиями. Предложено уменьшить величину вводимой положительно» реактивности или даже исключить этот ввод, если авария произойдет I первой половине межперегрузочного периода, путем уменьшения числе трубок в канале СУЗ. Показано, что контур СУЗ сохраняет функции каналг аварийного расхолаживания.

Длительное прекращение подачи питательной воды в ОЦК пр* расхолаживании /26/.

Выполненные автором предварительные расчетные исследования проведенный с участием автора эксперимент по расхолаживанию 4-го блок: ЭГП-б позволили внести изменения в регламент эксплуатации, допускающи< длительное прекращение подачи питательной воды после восстановленю

уровня в сепараторе. Подтверждено сохранение нормального режима охлаждения и стабильности циркуляции. Эффекты прекращения подачи воды - обеспечение подпитки за счет запаса воды деаэратора, экономия электроэнергии, регламентация действий персонала в случае нарушений подачи питательной воды.

Блокирование подачи воды в О ЦК до момента срабатывания аварийной защиты /33/. В случаях аварий с полной потерей теплоносителя основного контура при наложенном отказе аварийной защиты подача в активную зону РУ ЭГП-6 и РУ АТУ.2 холодного теплоносителя приводит к росту реактивности, подъему мощности, повреждениям твэлов. Предложено исключить подачу воды АСПОВ (=САОР) РУ ЭГП-6 до момента посадки стержней АЗ на нижние концевики, что реализовано в ныне действующей схеме автоматики управления блоками станции.

Обоснование интервала временя восстановления ремонтного расхолаживания. Расчетное обоснование, выполненное по требованию ГПАН, отражено в инструкции по эксплуатации РУ ЭГП-б.

Снижение рабочего давления в первом контуре РУ АМ /38/. Мощность и уровень температуры теплоносителя первого контура были понижены, в сравнении с проектными значениями, уже в первый год эксплуатации. В последнее десятилетие была дополнительно понижена температура теплоносителя на выходе из реактора еще на 50°С. Рабочее давление в этих условиях оказалось излишне высоким, возникла потребность анализа безопасности для состояний с пониженным давлением. Эта задача была связана с особенностями протекания запроектных аварий при снижении запаса до температуры насыщения.В результате расчетных исследований было показано, что снижение давления не приводит к более опасным состояниям РУ, чем то имеет место при номинальном давлении.

5. ЗАКЛЮЧЕНИЕ

L. Разработанный доя анализа аварийных и переходных процессе программный комплекс ТАПВГР, базирующийся на экспериментальны данных, полученных на стендах, моделирующих условия описываемых FV обеспечивает надежную оценку параметров нестационарных процессо! включая аварийные. Это подтверждено результатами экспериментов на Р"Ь проведенных с целью верификации ТАПВГР, и другими результатам измерений на РУ AM, АМБ-200, ЭГП-б.

2. Эмпирические положения работы, базирующиеся на результата экспериментальных и расчетно-экспериментальных исследованиях, включаю следующее:

2.1. Пределы безопасной эксплуатации твэлов:

- предел безопасной эксплуатации - состояние потери герметичност наружной оболочки ("сухая" авария) хотя бы одного твэла, регистрируемо системой КТО (следствие заводского дефекта или перегрева до 650°С выше),

- максимальный предел повреждения твэлов соответствует достиженш следующих предельных параметров:

- для твэла, разгруженного от внутреннего давления, температура твэл 1100 °С (разрушение наружной оболочки давлением Mg при разогреве твэла]

- для твэла, находящегося под рабочим давлением температур разрушения определяется величиной давления, например, при Р = 6.3 МП температура разрушения ~980 °С,

- локальная глубина взаимодействия наружной оболочки твэла матричным материалом ~85%.

2.2. Значения коэффициентов реактивности по удельному объем теплоносителя, температуре твэла и графита, ис плотности теплоносителя.

2.3. Граничные мощности TBC (граница нарушения теплоотдачи пр пузырьковом кипении при кризисе теплоотдачи или при возникновени

автоколебаний расходов в трактах тзэлов, переход к закризисной теплоотдаче).

2.4. Интенсивность генерации Н2 при взаимодействии паро-газовой среды с графитом, сталью и магием.

2.5. Интенсивность выхода продуктов деления из топливной композиции при разрушении оболочек гвэлов.

2.6. Масштабные оценки параметров при авариях на РУ, включающие размеры областей повреждения твэлов, TBC и кладки, а также скоростей развития аварии, масштабов истечения теплоносителя, выбросов радиоактивности.

3. Расчетный анализ запроектных аварий по утвержденным перечням для всех РУ с трубчатыми гаэлами показал:

3.1. Срабатывание A3 в соответствии с предусмотренными уставками обеспечивает герметичность наружных оболочек твэлов (выхода продуктов целения за пределы твэлов нет) при любых ИСА. Это справедливо и для случая самой тяжелой теплоотводной аварии: полностью потерян теплоноситель, отказ всех каналов расхолаживания на неограниченный срок. Наивысшая температура твэла в таком процессе для РУ ЭГП-6 составляет -700 °С. Выход радиоактивности за пределы РУ при такой аварии ограничен выносом истекающей водой радиоактивных продуктов коррозии - по консервативным оценкам не более 50 Ки.

Указанный факт самозащищенности реакторов рассматриваемого т ипа (AM, ЭГП-б, АТУ.2) обусловлен особенностями структуры, конструкции, размеров и мощности активной зоны. Они проявляются в следующем: хороший тепловой контакт твэлов с графитовым замедлителем, большая тепловая емкость графитовой кладки при высокой теплопроводности, относительно большие теплопотери за счет рассеивания теплоты в окружающее пространство через поверхности, ограничивающие реактор (через 1-2 часа после глушения реактора потери сравниваются с остаточным теповыделением активной зоны).

3.2. Аварии с несрабатыванием A3 при появлении аварийных сигнал« приводят к серьезному поражению реактора. В большинстве аварий несрабатыванием A3 происходит разрыв давлением теплоносителя какой-1 части твэлов вследствие перегрева и роста даления в контуре. В процес опорожнения TBC и при последующем разогреве твэлов вводит! отрицательная реактивность, мощность снижается и происходит отравлеш Хе. Выход реактора из отравленного состояния возможен через ~9 чаа после ИСА. а это время следует ввести в активную зону поглотитель количестве, компенсирующем разотравление.

Если авария не завершается возобновлением реакции деления результате разотравления, выход продуктов деления за пределы твэлс невелик. Так для изотопов Cs он не превышает долей процента удерживается CJ1A. Это свойство самозащищенности определяется кг свойствами активной зоны, так и свойствами твэла:

— большая теплоаккумулирующая способность зоны, допплер-эффект эффекты отравления препятствуют длительному перегреву твэлов ; температуры >1200 °С, при которой происходит интенсивный выхс продуктов деления из топливного материала - диоксида урана, рабоч! температура которого не превышает 380 °С,

- поглощающая способность графитовой кладки по отношению к цези и иоду существенно (на порядки) снижает их выход за пределы зоны.

3.3. Однако, как показал расчетный анализ, возможно весь» неблагоприятное развитие аварии при несрабатывании A3. Во-первых, э: возможно при подаче воды от САОР в опорожненный контур (в осушенну активную зону); во-вторых, при разотравлении реактора. В этих случа; возможно возобновление цепной реации деления. Такое течение авар! сопряжено с большим выходом продуктов деления из твэлов и значительш генерацией водорода. Предотвращение такого развития аварии долж> безусловно обеспечиваться соответствующими техническими решениями.

3.4. При авариях с внешними воздействиями на АС существенным является воздействие при падении тяжелых предметов. Оно является комплексным и его последствия могут быть немонотонно зависимыми от масштаба поражения. Так при увеличении числа блокированных трактов TBC может уменьшаться число разрывов твэлов.

4. Результаты исследований тяжелых аварий явились отправной базой для принятия новых технических решений, направленных на повышение безопасности действующих и вновь проектируемых АС. Именно на основе этих решений была сформулирована концепция реконструкции Билибинской АС /л. 36/.

Новые технические решения применительно к РУ сводятся к следующему.

Мероприятия, повышающие безопасность:

- реконструкция СУЗ ЭГП-6 (количество стержней A3 должно покрывать разотравление реактора),

- выявление и обоснование необходимости в дополнительной системе останова реактора в проекте АТУ. 2,

- уменьшение числа трубок в канале СУЗ ЭГП-6 с 6-ти до 4-х, для снижения вводимой положительной реактивности при обезвоживании каналов СУЗ,

- блокирование подачи воды из САОР в контур РУ до срабатывания A3 при авариях в РУ ЭГП-6.

Мероприятия по оптимизации средств расхолаживания: -отказ от быстродействующей (гидробаллонной) САОР (ЭГП-б, АТУ.2), -использование контура СУЗ в качестве канала расхолаживания в аварийных ситуациях (ЭГП-6, АТУ.2, AM),

-расхолаживание РУ ЭГП-6 за счет тепловых потерь при ограниченной подпитке контура питательной водой (обьем подпитки меньше запаса воды в деаэраторе) - рекомендация внесена в регламент.

Мероприятия по предотвращению развития тяжелых аварий сводятся введению ряда сигналов в систему A3 ("мокрая" авария с TBC, прекращен* циркуляции в групповой петле, признаки землетрясения и т.п.).

5. Код R_SPACE впервые обеспечил детальный анализ течения теплообмена в реакторном пространстве при аварийных истечениях результате разрывов твэлов или труб давления в пределах активной зош согласованный с анализом движения кладки. Была обеспечена оценка усили] действующих при таких авариях на кожух, верхнюю и нижнюю плиз реактора. Было показано, что для одиночного разрыва зона высоког давления в кладке локализуется в пределах колонн кладки, примыкающих аварийной, а при множественных разрывах из-за затрудненного смещени колонн размер зоны высокого давления увеличивается.

6. Исследования запроектных аварий для бассейна выдержк отработанного топлива позволили установить, что для выдерживаемых ТВ' с трубчатыми твэлами в предельных аварийных ситуациях не возиикае опасных режимов перегрева (при самых консервативных допущениях Основная опасность может заключаться в превышении допустимого уровн температуры бетонных стен бассейна. С целью предотвращения и разрушения рекомендовано изменить конструкцию бассейна и регламент ег загрузки отработавшими TBC, обеспечив отвод теплоты за счет ковекци воздуха в условиях запроектной аварии без превышения допустимы эксплуатационных пределов для стен и TBC.

Список работ автора:

1. Щербаков С.И., Казакова Т.Ю., Парафило JI.M. Программа расчет температурных попей в элементах конструкций. Исследование режима узле корпуса реактора АБВ-3: Отчет о НИР / ФЭИ, научный руководите^ Минашин М.Е. Инв.( 2255 дсп., 1978г., 30 с.

2. Щербаков С.И., Казакова Т.Ю., Парафило J1.M. Программа расчет температурных полей в элементах конструкций.- Препринт ФЭИ-1011 Обнинск, ФЭИ, 1980, 22с.

3. Парафило JI.M., Абрамьян Р.И., Козьменкова В.В. Расчетный контроль и прогнозирование температурного режима элементов конструкции активной зоны РУ ЭГП-б: Отчет о НИР/ ФЭИ, научный руководитель Долгов

B.В. Инв. 7878, 1991г.,53с

4. Парафило JI.M., Ильин Ю.В., Андреев В.Е., Упоров В.И., Самойлов

C.Г. Экспериментальное исследование повреждений твэлов перегревательных TBC АМБ-200 в термических условиях запроектной аварии: Отчет о НИР /ФЭИ, Ига. Д-4808 с, 1987г., 46 с.

5. Долгов В.В., Парафило J1.M., Ильин Ю.В., Петров В.Д., Суворов А.П., Баранаев Ю.Д. Расчетно-экспериментальное обоснование дополнительных требований по безопасности для АС с реакторами ЭГТ1-6 и АТУ.2: Отчет о НИР /ФЭИ, научный руководитель Долгов В.В. Инв. 20568 е., 1986г., 83 с.

6.Саратова И.Г., Ермолаев Н.П., Парафило JI.M., Абрамьян Р.И. Экспериментальные исследования процессов генерации водорода применительно к условиям РУ АТУ.2: Отчет о НИР /ФЭИ, научный руководитель Долгов В.В. Инв. 8188, 1992г., 25 с.

7. Парафило Л.М., Долгов В.В. Анализ тепловых процессов при разрывах тракта TBC реактора АМБ-200: Отчет о НИР/ФЭИ, научный руководитель Долгов В.В. Инв. 5030 дсп., 1987г., 35 с.

8. Парафило JI.M., Абрамьян Р.И., Долгов В.В., Ильин Ю.В., Козьменкова В.В. Анализ запроектных аварий для АТУ.2 при течи РГК в одной из петель и после потерн электропитания: Отчет о НИР/ФЭИ, научный руководитель Долгов В.В. Инв. 8039 дсп., 1991г., 27 с.

9. Парафило JI.M., Королев В.Н. Численный анализ динамики процессов переноса в газовом пространстве кладки водо-графитовых реакторов: Отчет о НИР/ФЭИ. Инв. 4777 дсп., 1986г., 23с.

10. Парафило Л.М., Королев В.Н., Новосельский О.Ю., Ильин Ю.В., Козьменкова В.В., Черный A.B.. Анализ изменения геометрии реактора РБМК, распределений параметров протекающей среды и нагрузок на

элементы конструкции при разрыве ТК.- Доклад MPTR-11 н международном семинаре "Анализ множественных разрывов труб реакторах канального типа ", НИКИЭТ, Москва, 1994г., 11с.

11. Парафило J1.M., Абрамьян Р.И., Балакин П.П., Долгов В.] Пространственно-временные распределения температуры и тепловых потоке в реакторе и энергобаланс контуров установки АТУ.2 в аварийных режима: Отчет о НИР/ФЭИ. Инв.4419 дсп., 1985г., 98 с.

12.Парафило J1.M. Программа для расчета переходных и аварийны процессов в разветвленных трубопроводных парогенерирующих системах. -сборнике "Двухфазные потоки. Теплообмен и нестационарные процессы элементах энергооборудования". JI.-д: Наука, JIO, 1988г,с. 227-232.

13. Парафило JI.M., Долгов В.В., Ильин Ю.В., Абрамьян Р.И.. Анал! безопасности РУ ЭГП-6 при авариях контура СУЗ: Отчет о НИР /ФЭИ. Ин 5456 дсп., 1988г., 42 с.

14. Парафило J1.M., Долгов В.В., Абрамьян Р.И., Королев В.Н. Анаго расхолаживания РУ АТУ.2 с помощью газового контура в аварийны ситуациях: Отчет о НИР/ФЭИ, научный руководитель Долгов В.В. Инв. 484 дсп., 1986г., 43 с.

15. Парафило J1.M., Бруиовский A.B. Расчетный анализ процессов помещениях АЭС в условиях нормальной эксплуатации, при малых больших течах теплоносителя: Отчет о НИР/ФЭИ, руководитель Долгов В.] Инв. 8070, 1991г., 51 с.

16. Долгов В.В., Парафило JI.M., Щербаков С.И.. Расчетнь исследования тепловых процессов для БВ-3 РУ ЭГП-б в условш номинального и аварийных режимов: Отчет о НИР/ФЭИ, научнь руководитель Долгов В.В. Инв. 8530,1993, 74с.

17. Долгов В.В., Парафило JI.M., Абрамьян Р.И. Анализ процессов в Р АТУ.2 при гипотетической аварии с отказом САОР: Отчет о НИР/ ФЭ1 Инв. 4609 дсп., 1986г., 48с

18. Бочаров С.Г., Филин А.И., Шиверский Е.А., Мишанина Ю.А., Цолгов В.В., Парафило J1.M., Абрамьян Р.И. Исследование гипотетических адарий РУ АГУ.2: научно-технический отчет /НИКИЭТ, Инв. ДОЗО-777 дсп., 1987г., 48 с.

19. Парафило J1.M., Долгов В.В., Абрамьян Р.И., Бруновский A.B. Уточнение стационарных и аварийных тепловых характеристик активной юны РУ АТУ .2 в связи с повышением параметров питательной воды: Отчет о НИР/ФЭИ. Инв. 5754 дсп., 1989г., 28 с.

20. Парафило J1.M., Абрамьян Р.И., Долгов В.В. Анализ запроектных аварий РУ АТУ.2 после прекращения теплоогвода в одной из петель и разрыва барабана-сепаратора с отказом A3: Отчет о НИР /ФЭИ. Инв. 7915, 1991г., 40 с.

21. Парафило J1.M., Баранаев Ю.Д., Абрамьян Р.И., Викторов А.Н., Козьменкова В.В. АТУ.2. Запроектные аварии с отказом A3. Самоход АР. Прекращение отвода теплоты от РУ: Отчет о НИР/ФЭИ. Инв. 7861 дсп., 1992г., 67 с.

22. Парафило J1.M., Долгов В.В., Абрамьян Р.И., Козьменкова В.В. Температурный режим реактора АТУ.2 в условиях нормальной эксплуатации. Запроектные аварии при потере электропитания собственных нужд: Отчет о НИР/ФЭИ, научный руководитель Долгов В.В. Инв. 8172,1992г., 17 с.

23. Парафило Л.М., Долгов В.В., Абрамьян Р.И., Козьменкова В.В. Анализ запроектных аварий РУ АТУ.2 при самоходе АР и при потере теплоносителя: Отчет о НИР/ФЭИ, научный руководитель Долгов В.В. Инв. 8204, 1992г., 40 с.

24. Парафило JI.M., Долгов В.В., Абрамьян Р.И., Козьменкова В.В. Анализ процессов в РУ АТУ.2 после разрушающих воздействий на верхнюю часть реактора: Отчет о НИР/ФЭИ, научный руководитель Долгов В.В. Инв. 8333, 1992г., 79 с.

25. Парафило J1.M., Долгов В.В., Абрамьян Р.И., Козьменкова В.В. (ФЗИ), Михайлов Д.А., Савватинский Г.И., Константинов С.Б.(РНЦ

"Курчатовский институт"). Верификация программного комплекса ТАПВП Отчет о НИР/ФЭИ, научный руководитель Долгов В.В. Инв. 8536, 1994г., 31

26. Парафило J1.M., Долгов В.В., Абрамьян Р.И., Ильин Ю.В Козьменкова В.В. Экспериментальное аварийное расхолаживание РУ 4-1 блока БиАЭС. Расчетный анализ: Отчет о НИР /ФЭИ, научный руководите! Долгов В.В. Инв. 8205, 1992г., 55 с.

27. Парафило J1.M., Шарапов В.Н., Абрамьян Р.И. Анализ процессе при авариях и нарушениях в работе основного оборудования РУ AM: Отчет НИР/ФЭИ, Инв. 5031 дсп, 1987г., 41с.

28. Положенцев О.О., Трифанов Г.А., Клочко Г.Г., Журин А.Е Прытков В.В., Лисуренко В.А., Масалов Д.П., Ушаков В.Б., Русанов А .А Петровский И.В., Севастьянов В.В., Сучков В.А., Харизоменов Ю.Е Бондаренко A.B., Комиссаров О.В., Парафило J1.M., Абрамьян Р.И Шарапов В.Н. Техническое обоснование безопасности реакторной у станов* AM Первой АЭС: издание ФЭИ под научным руководством Долгова В.] Обнинск, 1991г., 351 с.

29. Ильин Ю.В., Долгов В.В., Шарапов В.Н., Галанин А.Н., Земце! P.A., Парафило Л.М., Абрамьян Р.И., Колесникова М.А. Нейтронш физические и теплофизические расчеты активной зоны реактора ЭГП-6 каналом СУЗ с четырьмя охлаждающими трубками: Отчет о НИР /ФЭ1 Инв. 6121 дсп, 1991г., 42 с.

30. Парафило Л.М., Долгов В.В., Абрамьян Р.И., Козьменкова В.] Анализ изменения реактивности, нейтронной мощности и возможное) разрушения твэлов при разрыве барабана-сепаратора РУ ЭГП-6: Отчет НИР/ФЭИ, научный руководитель Долгов В.В. Инв. 8173, 1992г,17с

31. Парафило Л.М., Абрамьян Р.И., Раков Ю.А., Минашин М.] Температурный режим после максимальной аварии, как ограничивающ* фактор для реактора Первой АЭС: Отчет о НИР/ФЭИ, научнь руководитель Долгов В.В. Инв. 4005 дсп, 1984г., 80с.

32. Парафило JI.M., Абрамьяи Р.И., Долгов В.В., Кухтин В.П. Расчетные (сследовання процессов расхолаживания РУ ЭГП-б в аварийных режимах: Этчет о НИР /ФЭИ, Инв.5209 дсп., 1987г., 63 с.

33. Парафило JI.M., Долгов В.В., Абрамьян Р.И., Черный A.B., >руновский A.B. Процессы в РУ ЭГП-6 после разгерметизации и 1аложенного отказа аварийной защиты: Отчет о НИР /ФЭИ, научный ¡уководитель Долгов В.В. Инв. 5714 дсп, 1989г., 27 с.

34. Парафило Л.М., Долгов В.В., Баранаев Ю.Д., Викторов А.Н., Губарева В.Ф., Галанин А.Н., Черный A.B. Расчетные исследования 1роцессов в реакторной установке ЭГП-6 при запроектных авариях: Отчет о ШР/ФЭИ. Инв. 5979 дсп, 1990г., 51 с.

35. Баранаев Ю.Д., Бондарензсо A.B., Долгов В.В., Ермолаев Н.П. Мерзликин Г.В, Минашин М.Е., Митяев Ю.И., Михан В.И., Орехов Ю.И. Парафило Л.М., Селиванов В.М., Сергеев Ю.А., Суворов А.П., Шарапов З.Н. Безопасность реакторных установок для атомных станций малой мощности - Атомная энергия, 1988, г. 64, вып. 4, с. 282-287.

36 Парафило Л.М., Абрамьян Р.И., Долгов В.В., Ильин Ю.В., Черный AB. Аварийные процессы после прекращения теплосъема в TBC петли РУ ЭГП-6: Отчет о НИР /ФЭИ. Инв. 5753 дсп, 1989г., 24 с.

37. Парафило Л.М., Долгов В.В., Абрамьян Р.И., Козьменкова В.В. Анализ процессов в РУ ЭГП-6 после разрушающих воздействий на верхнюю часть реактора: Отчет о НИР /ФЭИ, научный руководитель Долгов В.В. Инв. 8332, 1992г., 70 с.

38. Ильин Ю.В., Долгов В.В., Меньшиков В.Ф., Парафило Л.М., Иванова H.A., Абрамьян Р.И. Расчетное обоснование снижения давления в нервом контуре установки AM: Отчет о НИР /ФЭИ, научный руководитель Долгов Е.В. Инв. 6174 дсп., 1991г., 31 с.

39. Парафило Л.М., Абрамьян Р.И., Долгов В.В., Постников В.Н., Черников А.И., Иванов A.B., Юрлов В.Е. Анализ температурного режима реактора 11 блока БАЭС на номинальной мощности и в условиях

запроектной аварии: Отчет о НИР /ФЭИ, научный руководитель Долгов В. Инв. 4815 дсп., 1986г., 45 с.

40. Парафило Л.М., Баранаев Ю.Д., Долгов В.В., Суворов A.I Абрамьяи Р.И., Викторов А.Н. Предварительный анализ радиационш последствий запроектной аварии реактора 1-ой очереди Билибинской АТЭ Отчет о НИР/ФЭИ. Инв. 5653 дсп., 1989г., 24 с.

41. Пивоваров В.А., Зинин А.И., Макаров O.A., Суслов И.Р., Козл В.Я., Парафило JI.M., Абрамьян Р.И., Черный A.B., Соловьев Н. Расчетные нейтронно-физические исследования активной зоны РУ МКЭ 800. Разработка и усовершенствование расчетной базы.: Отчет о НИР/ФЭ научный руководитель Долгов В.В. Инв. 8720, 1993г.,123с.

42. Пивоваров В.А., Зинин А.И., Макаров O.A., Суслов И.Р., Козл-В.Я., Парафило J1.M., Абрамьян Р.И., Черный A.B., Соловьев Н. Разработка и усовершенствование расчетной базы для проектирован реакторов нового поколения: Отчет о НИР/ФЭИ. Инв. 8721, 1993г.,168с.

43. Парафило JI.M., Балакин П.П., Долгов В.В., Минашин М.Е. Сое высокого давления. - Авторское свидетельство № 993751 с приоритетом от июня 1981г.

44. Парафило JI.M., Ремизов О.В., Воробьев В.А., Казаков Е. Канальный ядерный реактор с кипящим теплоносителем. - Авторск свидетельство № 1388958 с приоритетом от 30 сентября 1986г.

45. Парафило J1.M., Ремизов О.В., Новосельский О.Ю., Никитин Ю-N Воробьев В.А., Василевский В.П. Ядерный реактор канального типа кипящим теплоносителем. - Авторское свидетельство Ms 1258224 приоритетом от 29 декабря 1984г.

46. Парафило JI.M., Минашин М.Е. Парогенерирующий канал ядерно реактора с естественной циркуляцией теплоносителя. - Авторск свидетельство № 797414 с приоритетом от 21 марта 1978г.

47. Парафило Л.М., Долгов В.В. Тепловыделяющая сборка ядерного :актора с трубчатыми твэлами - Авторское свидетельство № 1619944 с >иоритетом от 18 января 1988г.

48. Dolgov V.V., Minashin М.Е., Parafilo L.M., Sharapov V.N. Operation ;perience of safety methods of the Bilibino heat and power station// Proceedings ■ an international symposium held in Paris, 16-20 May 1988. ISBN 92-0-0202289-IAEA.1989, p. 301-314

49. Долгов B.B., Парафило Л.М., Расхолаживание реактора илибинской АЭС при отказах САОР // RDIPE-89/01/29. Доклад на анадско-советском семинаре, Москва, НИКИЭТ, 1989г., 19 с.

50. Dolgov V.V., Orekhov Yu.I., Parafilo L.M., Sergeev Yu.A. SAFETY MALL NUCLEAR POWER PLANTS //Paper to be presented at Canadian-oviet Seminar on Use of Nuclear Reactors for Developing Northern Regions, anada, Pinawa, 12-15 Feb. 1990,18 p.

51. Dolgov V.V., Minashin M.E., Parafilo L.M., Sharapov V.N. The ilibinskaya Nuclear Cogenerated Heat and Power Plant (NHPP)/ / Paper to be resented at Canadian-Soviet Seminar on Use of Nuclear Reactors for Developing lorthern Regions, Canada, Pinawa, 12-15 Feb. 1990, 32 p.

52. Yugay V.S., Parafilo L.M. Propagation coefficient calculation for water bulition sounds transmitted through the tubes wall// CEA-TR-220. Paper to be iresented at France-Soviet Seminar "The Steam-Genarators for the FSR", France, ?adarash, 1985, 9p.

53. Ильин Ю.В., Казакова Т.Ю., Парафило Л.М., Щербаков С.И. Гермоиапряженное состояние барабанов-сепараторов в переходных режимах. Препринт ФЭИ-972, Обнинск, ФЭИ, 1979, 14с.

54. Парафило Л.М. Модель раздельного течения для парогенерирующей грубы //Теплофизические исследования-77, ч.2, Обнинск, ФЭИ, 1980, с. 57-68.

55. Щербаков С.И., Парафило Л.М. Модель транспорта тепла для .шогоэлементных схем энергетических установок. - Препринт ФЭИ-1348, Эбнинск, ФЭИ, 1982, 12с.

56. Парафило Л.М., Мурогов В.М., Щербаков С.И. Топливный пак ядерного реактора - Авторское свидетельство № 605473, МКИ С21С 3/04 06.01.1978 г.

57. Парафило Л.М., Илюнин В.Г., Мурогов В.М., Щербаков С. Гетерогенный пакет ядерного реактора на быстрых нейтронах- Авторск свидетельство № 923304, МКИ С21С 3/04 от 21.12.1981 г.

58. Парафило Л.М., Илюнин В.Г., Мурогов В.М., Щербаков С.1 Шмелев А.Н. Гетерогенный реактор на быстрых нейтронах - Авторск свидетельство № 932917, МКИ в 21С 3/02 от 02.02.1982 г.

59. Парафило Л.М.,Илюнин В.Г., Мурогов В.М., Шмелев А.Н. Ядерш реактор - Авторское свидетельство № 1001809, МКИ в 21С 3/00 от02.02.19

60. Парафило Л.М., Севостьянов В.В. Модернизация контура СУЗ-4 д аварийного расхолаживания аппарата АЭС: рационализаторск предложение/ ФЭИ. Удостоверение № 6161/2082, 09.07.1986г.

61. Парафило Л.М., Щербаков С.И., Абрамьян Р.И., Долгов В.: Козьменкова В.В. Тепловой режим бассейна выдержки БВ-3 Билибинск АЭС в условиях запроектных аварий: отчет о НИР/ ФЭИ. Инв. № 88: 1984г., 26с.

62. Долгов В.В., Парафило Л.М., Абрамьян Р.И. Расчета исследования процессов расхолаживания РУ ЭГП-6 в аварийных ситуаци Рекомендации по составлению инструкций по действиям персона: Техническая справка/ФЭИ. Инв.ТС-31-11/88 от 18.06.90.

Дополнительный список литературы, на которую сделаны ссылки

л.1. Исследование живучести твэлов с композициями OM-9+Mg и UO Mg при гипотетических ацьриях: Отчет о НИР/ВНИИНМ, Инв. 4223 дел, 984г., 19 с.

л.2. Мосеев Л.И., Долгов В.В., Баранаев Ю.Д., Кирьянов Б.С., Ластов 1.И., Полякин В.В., Попова О.В., Ластова Л.Ф., Чеховский П.К., Шейнкер [.Т., Чукаркин Б.Г., Ильин Ю.В. Результаты исследования выхода продуктов еления при нагреве топлива твэлов реактора AM: Отчет о НИР/ ФЭИ, аучный руководитель Долгов В.В. Инв. 6170дсп, 1991г., 68с.

л.З. Долгов В.В. Исследования теплосъема и гидродинамики для анальных реакторов с естественной циркуляцией. Кандидатская иссертация. - Инв. НТ-580с, 1972 г., 240с.

л.4. Температурный режим парогенерирующей поверхности в зоне худшенного теплообмена: Отчет о НИР/ФЭИ, научный руководитель емизов О.В. Инв № 978 дсп, 1971г., 51с.

л.5.Долгов В.В., Песков О.Л., Петров В.Д., Сапанкевич А.П., Сергеев 1.Д., Шуркин Н.Г. Исследования температурных режимов трубчатых твэлов ри заливке снизу в условиях аварийного охлаждения: Отчет о НИР/ ФЭИ, аучный руководитель Долгов В.В. Инв. № 3270 дсп, 1982 г., 68с.

л.6. Долгов В.В., Балакин П.П. Расчет параметров естественной иркуляции контура реактора ЭГП-6: Отчет о НИР/ФЭИ, научный уководитель Долгов В.В. Инв. № 1366 дсп, 1973г., 125с.

л.7. Интегрированная вычислительная система для решения задач идравлического расчета сложных сетей/ Кривенцев В.И., Анисимов В.А., ?могалев И.П.- Атомная энергия, 1984, т.70, вып.6, с. 402-403.

л.8. Евдокимов Ю.В., Добров Ю.В., Петров В .А., Габитова Г.П. О 1езультатах осмотра и разделки рабочих каналов реакторов АМБ-100 и ^МБ-200: Отчет о НИР/ Белоярская АЭС, научный руководитель Широков ^.В. Инв. № 4476с, 1970, 21с.

л.9. Евдокимов Ю.В., Лютов М.А., Захаров В.Г., Петров В.А., Габито! Г.П. О результатах осмотра и разделки рабочих каналов реакторов АМБ-К и АМБ-200: Отчет о НИР/ Белоярская АЭС, научный руководитель Широк< С.В. Инв. № 4626с, 1971, 21с

л.10. Евдокимов Ю.В., Шейнкман А.Г., Захаров В.Г., Петров В./5 Габитова Г.П. О результатах осмотра и разделки рабочих каналов реакторе АМБ-100 и АМБ-200: Отчет о НИР/ Белоярская АЭС, научный руководите] Широков С.В. Инв № 5053с, 1973, 28с

л.11. Евдокимов Ю.В., Шейнкман А.Г., Захаров В.Г., Петров В./® Габитова Г.П. О результатах осмотра и разделки рабочих каналов реактор« АМБ-100 и АМБ-200: Отчет о НИР/ Белоярская АЭС, научный руководите: Широков С.В. Инв № 5201с, 1974, 27с

л.12. Евдокимов Ю.В., Шейнкман А.Г., Захаров В.Г., Петров В./ Габитова Г.П. Обобщение материалов но отказам топливных каналов БАЗ (по состоянию на 01.01.77): Отчет о НИР/ Белоярская АЭС, научнь руководитель Широков С.В. Инв № 5447с, 1977, 26с

л.13. Широков С.В., Евдокимов Ю.В., Киреев Г.А., Гладков H.I Колтик И.И., Маслов В.Е., Бычков В.И., Неволин В.Н., Сараев O.V Богуславский В.Б. Отчет по аварийно-восстановительному ремонту реакто] ( 2: отчет о НИР/ Белоярская АЭС, научный руководитель Малышев B.f Инв. 5б38с^ 1978, 340с.

л. 14. Балакин П.П., Долгов В.В. Расчет температурных полей графитовой кладке и трубчатых твэлах канальных реакторов: Отчет НИР/ФЭИ. Инв. № 2538 дсп, 1978, 62с.

л.15. Asmolov V.G., Deniskin V.P., Egorova L.A. Results the testing of ft elements of the WWER-1000 type in simulated accident conditions with rising < pulsed IGR and "GIDRA" reactors. - In: Severe accidents in nuclear power plan1 Proceedings of a symposium, Sorrento, 21-25 March IAEA, 1988. Vienna, 198 vol.2, p. 235-242.

л. 16 Бочаров С.Г. Безопасность канального водо-графитового реактора с трубчатыми твэлами при авариях с разгерметизацией I контура. -кандидатская диссертация. Инв. №11-33114с, 1985, 120с.

л.17 Gieseke J.A., Curtis L.A., Cybulskis P., Jordan H., Kogan V., Lee K.W., Wooton R.O. Source term codes package: modifications and applications: - Proc. of the US Nuclear Regulatory Comission fifteenth water reactor safety information meeting. NUREG/CP-0091-Vol.I. Feb. 1988,p.329-336.

л.18 НИКИЭТ. Описание трехмерного полномасштабного программного комплекса ZONA-Bil. Научно-технический отчет. Инв. 13.2500г, 1992, 256с.

л.19 Щербаков С.И. Расчет течения н температурных полей в проточных частях и конструктивных элементах теплотехнического оборудования. -препринт ФЭИ-1368, Обнинск, 1982г„ 18с.

л.20. Акимов И.С., Балакин П.П., Куршанов А.В., Пусев В.Ю. Отчет об измерениях коэффициентов реактивности на блоках БиАЭС с 1988-89гг: Отчет о НИР/ Билибинская АЭС. Инв. 21-1526,1989, 27с.

л.21. Михан В.И., Алексеев А.И., Бочаров С.Г., Мишанина Ю.А., Николотов А.М. Анализ запроектных аварий реакторной установки АМ.2: Отчет о НИР/НИКИЭТ, Инв. 030-041-9470, 1989г., 89 с.

л.22. Крамеров А.Я., Михайлов Д.А., Савватинский Г.И. Расчетное изучение уровня мощности энергоблоков РБМК-1 ООО 1-го поколения: Отчет о НИР/ИАЭ, Инв. ЗЗР-08/27, 1990г., 48с.

л.23. Крамеров А.Я., Михайлов Д.А., Савватинский Г.И., Константинов С.Б, Кеворков J1.P. Создание расчетных кодов для ВАБ-1 АЭС с РБМК. Программа расчета разогрева кладки: Отчет о НИР /ИАЭ, Инв. 33P/1-160I-91, 1990г., 57с.

л.24. Минашин М.Е., Стуяснев Ю.А., Старков О.В., Быков В.Н., Беломытцев Ю.С., Горелов И.Н., Попов В.В., Белинская Н.Т. Причины разгерметизации твэлов АМ и мероприятия по предотвращению их в дальнейшем: Отчет о НИР/ФЭИ. Инв. 5430 дсп, 1988г., 258 с.

л.25. Пояснительная записка к техпроекту твэла с двуокисным топлив для Билибинской АТЭЦ. ФЭИ, Инв. 1921 дсп., 1984г., 66 с.

л.26. Решение о введении дополнительной уставки А31 по сигнал; Мокрая авария " I Письма УРАЛТЭП № 2052/1257 и НИКИЭТ № 0: 06/4402, 1987г.

л.27. Пояснительная записка (ТОБ). Установка атом» теплофикационная. НИКИЭТ,Инв. ДЭ-136 дсп., 1984г., 237 с.

л.28. Пояснительная записка АТУ.2.00.000 ПЗ. Установка атомм теплофикационная. НИКИЭТ, Инв. ДЗ-559 дсп., 1986г., 265 с.

л.29. Пояснительная записка (теплогидравлическая запиа АТУ.2.00.000 П32. Установка атомная теплофикационная. НИКИЭТ, И: ДЗ-560 дсп., 1986г., 116 с.

л.30. Пояснительная записка (ТОБ) АТУ.2.00.000 П31. Установ атомная теплофикационная. НИКИЭТ, Инв.ДЗ-561дсп., 1986г., 282 с.

л.31. Дополнение к пояснительной записке ДЗ-561 дсп. Инв. ПЗ-ОЗО-ОЗ 1991г., 355 с.

л.32. Дополнение к пояснительной записке ДЗ-559 дсп. НИКИЭТ, 1991

46 с.

л.ЗЗ. Пояснительная записка (ТОБ) АТУ.2.00.000 П34. Установ атомная теплофикационная. НИКИЭТ, 1992г, 145с..

л.34. Пояснительная записка (ТОБ ) АМ.2.00.00.000 П31. Устано! реакторная. НИКИЭТ, Инв. ПЗ-030-0162, 1987г., 421 с.

л.35. Реконструкция бассейна выдержки-3 под уплотненное хранен ОТВС. ТОБ. МОАЭП, Инв. 1290537, 1993, 76с.

л.3б. Обоснование реконструкции энергоблоков Билибинской АЭС оценка достигаемого после реконструкции уровня безопасности (концепт реконструкции). ФЭИ, исх. 31-11/153 от 15.12.89,16с.

ОБОЗНАЧЕНИЯ И СОКРАЩЕНИЯ

A3 - аварийная защита, АВР- автоматическое включение резерва, АР - автоматический регулятор мощности, АС - атомная станция,

АСПОВ (САОР) - аварийная система подачи охлаждающей воды, ББЗ- бак билогической защиты,

БРУА (БРУК) - быстродействующая редукционная установка с сбросом

пара в атмосферу (конденсатор),

ГПК - главный предохранительный клапан,

ЕЦ - естественная циркуляция,

ИРГ - инертный радиоактивный газ,

ИСА - исходное событие аварии,

КЕЦ (ОЦК) - контур естественной циркуляции,

НТД - научно-техническая документация,

ОЦК (КЕЦ) - основной циркуляционный контур,

РП - реакторное пространство,

РУ - реакторная установка,

РС.АЗ - регулирующий стержень и аварийная защита, РУ - реакторная установка,

САОР (АСПОВ) - система аварийного охлаждения реактора, CJ1A - система локализации аварии,

CPA - стерегущий регулятор со сбросом пара в атмосферу,

СРК - стерегущий регулятор со сбросом пара в конденсатор,

СРР - система ремонтного расхолаживания,

СУЗ - система управления и защиты,

ТК - технологический канал,

TBC - тепловыделяющая сборка.