Размещено на http://www.Allbest.Ru/

Размещено на http://www.Allbest.Ru/

Размещено на http://www.Allbest.Ru/

ИБРАЭ РАН

Результаты оперативного анализа аварии на АЭС «Фукусима-1», выполненного в марте 2011 г.

К.С. Долганов, Д.Ю. Томащик,

А.Е. Киселев, С.В. Цаун

Москва, Россия

Для принятия решений по защите населения дальневосточного региона нашей страны в результате аварии на АЭС «Фукусима-1» необходимо было определить радиоактивный выброс в окружающую среду и возможные дозовые нагрузки. В рамках этой задачи Росатомом была сформирована экспертная группа из специалистов ИБРАЭ РАН, СПбАЭП, АЭП, НИЦ «Курчатовский институт», ГНЦ РФ - ФЭИ, ОКБ Гидропресс, которая должна была выполнить численное моделирование аварии с использованием имеющихся в ее распоряжении расчетных средств анализа и определить состояние активной зоны и физических барьеров безопасности.

В условиях недостатка и неопределенности исходных данных в первые дни аварии потребовался прогноз её развития по наихудшему сценарию. Консерватизм расчетов определялся предположениями об отказе всех систем аварийного расхолаживания. В этом случае протекание аварии на 1-м энергоблоке скоротечно: через 2 ч после исходного события разрушаются оболочки твэлов, через 13 ч - корпус реактора, через 7 сут. расплав выходит в грунт после проплавления кожуха сухого бокса защитной оболочки и сквозной эрозии бетонного основания.

Данные измерений уровня воды и давления в реакторе и давления под защитной оболочкой, полученные 16 марта 2011 г., позволили снять часть консерватизма при моделировании аварии на 1-м энергоблоке, а также оценить текущее состояние активной зоны на 2-м и 3-м энергоблоках и дать прогноз дальнейшего развития аварии.

Процессы в реакторной установке и защитной оболочке на каждом энергоблоке моделировались с момента отказа штатных систем безопасности - то есть, после потери конечного стока тепла. Начальная стадия аварии, охватывающая работу систем безопасности от исходного события до отказа, не моделировалась. Такой подход был единственно возможным в сложившихся условиях из-за отсутствия как данных о проектных характеристиках и системах безопасности BWR, так и опыта моделирования реакторов этого типа. Данные измерений уровня и давления в реакторе были использованы в качестве граничных условий. Напрямую они не могли быть заданы, и были воспроизведены в расчетах.

Из официальных сообщений следовало, что после отказа аварийных конденсаторов на 1-м энергоблоке для снижения давления в реакторе был открыт предохранительный клапан. Согласно данным измерений, к 19-у ч аварии давление снизилось, но недостаточно (до 0,7 МПа). В свою очередь, потеря теплоносителя через предохранительный клапан привела к снижению уровня воды в реакторе (рис. 1). Если допустить, что аварийные конденсаторы работали 12-15 ч, то в соответствии с расчётными данными, с 20-го ч начинается разогрев твэлов, к 23 ч температура оболочек достигает 1500 К. С этого момента интенсифицируется окисление оболочек твэлов. Экзотермический характер реакции окисления циркония обусловливает увеличение скорости разогрева твэлов. Уже через 30 мин начинается плавление оболочек в верхней и средней части активной зоны. До начала плавления в общей сложности образуется примерно 500 кг водорода (рис. 2).

Подача морской воды в корпус реактора была начата примерно через 30 ч после начала аварии. По расчетным оценкам, к этому времени расплав стек вниз и достиг уровня воды в районе опорной плиты активной зоны. Поскольку степень его окисления уже была достаточно высока, подача воды в корпус не должна была вызвать интенсивное образование водорода (до 50 кг). После подачи морской воды уровень воды в корпусе реактора начал подниматься, и на 31-м ч по расчетным оценкам он установился примерно на половине высоты активной зоны. При этом расплав затвердел не полностью, а образовал жидкое ядро, удерживаемое тугоплавкой коркой на границе с теплоносителем.

Активная зона 3-го энергоблока охлаждалась сначала при помощи основной системы высоконапорной подпитки (RCIC), а после ее отказа - за счет резервной системы (HPCI). На 36-м ч аварии в результате отключения резервной системы функция подпитки реактора была потеряна. По данным измерений, на 42-м ч с начала аварии уровень воды в реакторе находился примерно на 2 м выше верха активной зоны.

Рис. 1. Уровень теплоносителя в корпусе реактора относительно верха а.з. на 1-м энергоблоке

Рис. 2. Интегральная генерация водорода и степень разрушения а.з. на 1-м энергоблоке

В интервале 42-43 ч было выполнено вентилирование защитной оболочки и последующее снижение давления в реакторе за счет открытия предохранительных клапанов. Это привело к снижению уровня воды до верха обогреваемой части активной зоны к 44-му ч аварии (рис. 3). Вскоре была успешно начата подача борированной воды через систему пожаротушения, которая была соединена с линией подпитки реактора в ходе модернизации АЭС Японии в 1990 гг. К 48-му ч аварии массовый уровень стабилизировался примерно на отметке 1/2 высоты активной зоны.

Рис. 3. Уровень теплоносителя в корпусе реактора относительно верха а.з. на 3-м энергоблоке

Согласно расчётам, температура твэлов при частичном осушении активной зоны возросла незначительно и не превышала 973К (рис. 4). Последующее снижение уровня воды на 59,5 ч, очевидно, связанное с прерыванием подачи морской воды в реактор, привело к дальнейшему разогреву твэлов. Численный анализ показывает, что 2 ч потери подпитки реактора водой кардинально изменили состояние активной зоны: произошли ее осушение, разогрев, окисление и плавление, образовалось около 750 кг водорода (рис. 5). Возобновление подачи морской воды на горячий расплав инициировало парообразование с соответствующим скачком давления и дополнительное образование около 350 кг водорода (на 3-м энергоблоке, в отличие от остальных, расплав был менее окислен). Пока неясно, почему в станционных данных отсутствует ожидаемый пик давления (рис. 6), хотя данные измерений уровня воды в реакторе указывают на ее поступление в корпус (рис. 3). Через 4 ч после потери подпитки (64 ч с начала аварии) уровень воды был восстановлен. По расчетным оценкам, при таком уровне воды в активной зоне расплав охладился до 1500 К. Таким образом, ключевым событием, определившем тяжелые последствия аварии на 3-м энергоблоке, стала потеря низконапорной подпитки реактора на 2-3 ч.

Рис. 4. Максимальная температура в а.з. на 3-м энергоблоке

Рис. 5. Интегральная генерация водорода и степень разрушения а.з. на энергоблоке №3

Рис. 6. Изменение давления в реакторе на 3-м энергоблоке

На 2-м энергоблоке длительное функционирование основной системы высоконапорной подпитки обеспечило больший запас по времени до начала осушения активной зоны, чем на 1-м и 3-м энергоблоках. После её отказа на 69-м ч аварии давление в реакторе длительное время сохранялось на уровне 7 МПа в результате периодических срабатываний контрольных предохранительных клапанов (рис. 7). У оператора не было возможности снизить давление в реакторе для последующей подачи воды в корпус низконапорными насосами, поскольку отсутствовали источники постоянного тока для удержания в открытом положении предохранительных клапанов.

Открытие предохранительных клапанов вручную невозможно, поскольку они расположены вне зоны доступа (внутри сухого бокса защитной оболочки). В результате сброс пара через клапаны определял постепенное снижение массы воды в реакторе. Важно отметить, что для удержания предохранительных клапанов в открытом положении требуется не только постоянный ток, но и достаточное давление в газовой системе клапанов. Рост давления в сухом боксе защитной оболочки в ходе аварии приводит к повышенному расходу газа для открытия клапанов. Достижение предельного перепада давления между защитной оболочкой и газовой системой клапанов может привести к их закрытию. При давлении в реакторе 6-7 МПа область давлений под защитной оболочкой, в которой открытие клапанов становится невозможно, начинается примерно с 700 кПа. Давление под защитной оболочкой 2-го энергоблока АЭС «Фукусима-1» до момента отключения системы высоконапорной подпитки не превышало 450 кПа, что не исключало возможности принудительного открытия предохранительных клапанов и сброса давления в реакторе, но с учетом расхода газа и потери постоянного тока ограничивало длительное управление клапанами.

Когда клапаны были открыты (как стало известно позднее, благодаря подпитке от автомобильных аккумуляторов), высокое давление под защитной оболочкой уже не позволило быстро и эффективно снизить давление в реакторе. Важной особенностью BWR-4 с защитной оболочкой типа Mark I является существенная зависимость скорости снижения давления в реакторе от давления под защитной оболочкой. После открытия аварийных предохранительных клапанов давление снижается до 0,34-0,62 МПа [1]. При длительной работе в условиях полного обесточивания конденсационные возможности водного бака защитной оболочки теряются, и конечное давление в реакторе после открытия клапанов может остаться на высоком уровне, что препятствует подаче воды от дизельных насосов. Именно это произошло на 2-м энергоблоке, когда к моменту завершения работ по организации низконапорной подпитки реактора давление под защитной оболочкой уже достигло 0,45 МПа [2]. Подать воду в реактор удалось лишь после снижения давления под защитной оболочкой, что также требовало времени и дополнительных источников постоянного тока. Открыть клапаны на вентиляционной линии вручную не удалось и из-за трудоемкости операции, и из-за неблагоприятных условий в помещении тора. В итоге процесс декомпрессии занял 1-2 ч.

По расчетным представлениям, примерно на 73-м ч началось осушение и разогрев активной зоны при высоком давлении пара (рис. 7?9).

Рис. 7. Изменение давления в реакторе на 2-м энергоблоке

В расчетах время открытия аварийных предохранительных клапанов для снижения давления первого контура (76,5 часов с начала аварии) было привязано к началу снижения давления в реакторе согласно данным измерений. К этому времени активная зона была почти полностью осушена, частично расплавлена (рис. 9), и в результате окисления материалов активной зоны и внутрикорпусных устройств образовалось примерно 650 кг водорода (рис. 10).

Рис. 8. Уровень теплоносителя в корпусе реактора относительно верха а.з. на 2-м энергоблоке

Рис. 9. Максимальная температура в активной зоне 2-го энергоблока

В расчетных данных отчетливо заметны два пика давления первого контура. Первый пик (79-81 ч с начала аварии) определяется интенсивным парообразованием, возникшим при стекании расплава в область опорной решетки, где к этому времени находился уровень воды. Появление пара вызвало интенсивное доокисление (выделилось 400 кг водорода) горячего расплава, ранее находившегося в условиях кислородного голодания.

Рис. 10. Интегральная наработка водорода и степень разрушения а.з. на 2-м энергоблоке

К 81-му ч аварии, когда, по сообщениям оператора, удалось выполнить вентилирование защитной оболочки, в общей сложности выделилось около 1050 кг водорода, однако о взрывах в реакторном зале, подобных взрывам на 1-м и 3-м энергоблоках, не сообщалось. Избежать их удалось, возможно, благодаря тому, что персонал предварительно удалил часть панелей обстройки реакторного здания. Это могло способствовать вентилированию системы помещений реакторного здания и препятствовать накоплению в них водорода.

Интенсивное парообразование при заливе водой перегретой активной зоны (начало через 86 ч аварии) вызвало, по расчетным оценкам, второй пик давления. Повышение давления могло привести к частичному разрушению защитной оболочки в области водного бака, так как пар, сбрасывавшийся из реактора, уже не конденсировался и мог вызвать осциллирующие нагрузки на кожух бака. Громкий звук, отмеченный операторами, мог быть вызван разрывом кожуха. Также не исключен и взрыв водорода, поступившего из водного бака защитной оболочки вместе с паром в соответствующее помещение реакторного здания. Заметного выхода водорода при заливе активной зоны не прогнозируется, поскольку расплав к тому времени был уже сильно окислен. По расчетным оценкам, расплав к 98-му ч аварии был локализован в районе опорной решетки в форме тепловыделяющего жидкого ядра, окруженного тугоплавкой керамической коркой.

Выполненные в первую неделю оценки состояния активной зоны вряд ли будут пересмотрены (по крайней мере, новые данные не дают основания для этого) - активная зона всех трех реакторов, несмотря на различия сложившихся условий, расплавлена. Причина расплавления активной зоны первых двух энергоблоков заключалась в слишком позднем начале её залива, 3-го энергоблока - в нестабильности повторного залива, что было недопустимо для наполовину осушенной активной зоны. Расчетные оценки показывают, что на каждом из трех энергоблоков в ходе аварии выделилась большая масса водорода (950-1100 кг), что является общей качественной характеристикой класса аварий, вызванных полным обесточиванием АЭС. Выход основной массы водорода (500-700 кг) обусловлен, главным образом, медленным осушением активной зоны, обеспечивающим длительную выдержку разогретых твэлов в паре и, следовательно, длительное окисление их оболочек. Около 350-450 кг водорода выделилось при окислении расплавленных материалов активной зоны в ходе их стекания или при заливе морской водой. Расчетный выход значительной массы водорода из-за окисления расплава паром согласуется с экспериментами на установках QUENCH (Германия) и ПАРАМЕТР (НПО «Луч»). По расчетным представлениям, на всех энергоблоках АЭС «Фукусима-1» залив водой приостановил стекание расплава вниз.

Из данных измерений и результатов расчетов видно, что на 2-м и 3-м энергоблоках авария развивалась при высоком давлении в реакторе. На АЭС с ВВЭР концепция управления запроектными авариями заключается в принудительном снижении оператором давления в первом контуре. Необходимость этой меры объясняется следующими причинами: появляется возможность использования систем подпитки низкого давления; существенно интенсифицируется охлаждение активной зоны паром; исключается прямой нагрев защитной оболочки при выбросе диспергированной массы расплава в случае разрыва корпуса реактора внутренним давлением; уменьшается скорость выхода массы и энергии расплава в защитную оболочку после разрушения корпуса; снижается температура воды в реакторе, что увеличивает эффективность охлаждения первых порций расплава при контакте с водой на днище корпуса.

При этом начало аварийного сброса давления играет важную роль с точки зрения охлаждения активной зоны. Раннее открытие клапанов приводит к потере теплоносителя без эффективного охлаждения твэлов, позднее - к интенсификации пароциркониевой реакции.

Концепция РУЗА на АЭС «Фукусима-1» неизвестна. Но важной особенностью РУ BWR-3 и BWR-4 АЭС «Фукусима-1» является наличие систем безопасности, предназначенных для теплоотвода от активной зоны при полном обесточивании (аварийных конденсаторов и систем высоконапорной подпитки) и обеспечивающих высокую производительность лишь при высоком давлении пара в реакторе. Поскольку эти системы безопасности неработоспособны при низком давлении, сброс давления в реакторе в условиях полного обесточивания целесообразен при одновременном выполнении следующих условий: произошел отказ этих систем, обеспечено длительное сохранение источников постоянного тока и возможна подача воды в реактор из внешних источников с помощью низконапорных насосов. аварийный энергоблок фукусима радиационный

В самом начале аварии на АЭС «Фукусима-1» надёжное питание постоянным током и средства низконапорной подпитки были потеряны. В то же время на 2-м и 3-м энергоблоках системы высоконапорной подпитки сохраняли работоспособность, причем время их работы составило 2-3 суток, что удивительно для непассивных систем и заслуживает специального анализа.

Проектная работа этих систем на начальной стадии аварии с полным обесточиванием происходит следующим образом. После отсечения реактора от конечного стока тепла - конденсатора турбины - рост давления в реакторе ограничивается открытием предохранительных клапанов. При снижении уровня теплоносителя в реакторе до определенной отметки клапаны закрываются, и в работу включается одна из двух систем высоконапорной подпитки, см. рис. 11. Важно, что для ее пуска должен быть открыт отсечной клапан, питаемый переменным током (480В). То есть если бы цунами пришло до первого включения системы высоконапорной подпитки, она оказалась бы неработоспособна.

Основным компонентом системы подпитки является турбонасос, механически соединенный с валом турбины. Вращение турбины обеспечивается паром, поступающим из реактора и сбрасываемым под уровень воды в водном баке защитной оболочки. С помощью турбонасоса вода подается в реактор из бака запаса конденсата или водного бака защитной оболочки. Бак запаса конденсата расположен вне реакторного здания между машзалом и береговой линией и является основным источником воды для системы подпитки. После его осушения система подпитки автоматически переводится в замкнутый режим работы с подачей воды из водного бака защитной оболочки. После восстановления уровня теплоносителя в реакторе система подпитки отключается, рост давления снова приводит к открытию предохранительных клапанов, и цикл повторяется.

Время работы систем в таком режиме ограничено, а их отказ может быть вызван следующими событиями и процессами:

? потерей постоянного тока;

? нагревом или исчерпанием воды в источнике;

? ростом давления в водном баке защитной оболочки;

? нагревом воздуха в помещениях;

? в результате любых событий, приводящих к снижению давления в реакторе ниже 1,2 МПа, например, вследствие открытия аварийных предохранительных клапанов или отказа в открытом положении контрольного клапана.

Рис. 11. Интегральная наработка водорода и степень разрушения а.з. на 2-м энергоблоке

Рассмотрим далее каждый фактор в отдельности с учетом условий, сложившихся на АЭС «Фукусима-1».

Постоянный ток необходим для управления расходом подпитки и обеспечения проектных характеристик работы системы высоконапорной подпитки (конденсация протечек пара, удаление неконденсирующихся газов и конденсата протечек, охлаждение масла), для питания средств измерения, предохранительных клапанов. На 2-м энергоблоке основные источники постоянного тока были затоплены цунами. Однако за счет мобильных источников и аккумуляторных батарей 3-го энергоблока система подпитки реактора могла продолжать работать достаточно долго. Если мобильные источники не использовались, фактором, способствовавшим отдалению начала плавления активной зоны на 2-м энергоблоке, могла служить работа системы подпитки в непроектном режиме. По одной из версий, после цунами управление работавшей на тот момент системой подпитки было потеряно: при обесточивании регулирующие клапаны на паровой линии остались частично открыты, что привело к отводу пара из реактора с неконтролируемым расходом.

На 3-м энергоблоке время до разряжения аккумуляторных батарей оценивается значением 36 ч [2]. Оно совпадает с суммарным временем работы обеих систем высоконапорной подпитки. Однако разряжение батарей не может рассматриваться в качестве причины останова систем подпитки, так как на 2-м энергоблоке потеря постоянного тока в результате затопления цунами не привела к отказу работавшей системы подпитки.

Длительность работы батарей на 3-м энергоблоке значительно превосходит известные оценки, 4-8 ч [3]. Важно выяснить, может ли время разряжения аккумуляторов на 3-м энергоблоке рассматриваться как характерное время их надежной работы, поскольку этот вопрос актуален для всех АЭС, включая АЭС с ВВЭР и РБМК.

Начальная масса воды в баках запаса конденсата позволяла обеспечить примерно 12 ч непрерывной работы систем подпитки на каждом энергоблоке. Или, с учетом времени ожидания между циклами включения подпитки, 36 ч. Но оценки нагрева и роста уровня воды в водном баке защитной оболочки указывают, что вероятнее всего, переключение систем подпитки в замкнутый режим работы произошло ещё до исчерпания воды в баках запаса конденсата.

Длительная работа систем подпитки в разомкнутом цикле с подачей воды из бака запаса конденсата и сбросом пара из реактора в водный бак защитной оболочки может привести к переполнению водного бака за счет увеличения массы и нагрева воды в процессе конденсации пара. На 2-м и 3-м энергоблоках бак имеет объем 6140 м³ [2] и примерно наполовину заполнен водой. С учетом роста давления под защитной оболочкой недогрев 10 градусов, определяющий пределы эффективной конденсации, сохранялся примерно до 14 ч аварии. За 14 ч конденсации пара рост уровня воды составил бы 0,74 м, что не могло привести к переполнению бака (малый радиус 4,5 м), но означало выход за пределы шкалы измерения уровня (± 0,63 м) и требовало перевода системы теплоотвода в замкнутый режим работы. Отметим, что если это было выполнено операторами, в баках запаса конденсата еще должна была оставаться вода.

При работе в замкнутом режиме останов систем подпитки может произойти из-за отказа турбонасосов. Поскольку водный бак защитной оболочки находится на более низкой высотной отметке, чем бак запаса конденсата, нагрев воды в нем ограничен из условия сохранения напора на всасе турбонасосов, исключающего кавитацию. Кроме того, часть забираемой воды используется для охлаждения масла в подшипниках насосов. Поэтому её температура не должна превышать 85°С. На 2-м и 3-м энергоблоках этот предел мог быть достигнут к 10-му ч аварии, т.е. сразу после перевода в замкнутый режим система подпитки должна была бы автоматически отключиться (предположительно на 14-м ч аварии). Это не произошло, возможно, из-за отсутствия тока для генерации сигнала.

Таким образом, если переключение источника воды для системы подпитки было выполнено, начиная с 14-го часа после обесточивания ее насосы работали с превышением кавитационного предела. Это должно было привести к их останову, однако система подпитки отключилась на обоих энергоблоках лишь спустя десятки часов.

Более того, за это время давление под защитной оболочкой должно было бы превысить уставку отключения турбины. При достижении предельной конденсационной мощности водного бака, когда сбрасываемый из реактора пар не успевает конденсироваться, начинается быстрый рост давления в защитной оболочке. Это создаёт угрозу отключения систем подпитки из-за предельного противодавления на выхлопе турбины. Согласно [2], уставка отключения турбины (445 кПа) была достигнута примерно к 60-му ч аварии на 2-м энергоблоке, и к 40-му ч аварии на 3-м энергоблоке, что близко к времени отключения систем подпитки. Поэтому с одной стороны, достижение предельного противодавления можно рассматривать в качестве одной из причин останова системы подпитки, по крайней мере, на 3-м энергоблоке, а с другой - столь медленный рост давления позволяет предполагать разгерметизацию защитной оболочки.

При полном обесточивании отключается система охлаждения защитной оболочки, и тепловые потери с корпуса реактора и паропроводов (по оценкам, около 0,7 МВт), а также возможные течи пара через уплотнения циркуляционных насосов вызывают нагрев атмосферы сухого бокса защитной оболочки. Часть оборудования, размещенного в сухом боксе, не рассчитана на работу в условиях повышенной температуры. Максимальная температура кожуха сухого бокса, проходок, соленоидов предохранительных клапанов, изоляции электрокабелей не должна превышать 148,9°С [4]. При превышении 260°С уплотнения разрушаются и выбиваются давлением из стенки сухого бокса [5]. Работа 2-го энергоблока в течение почти трех суток без охлаждения защитной оболочки могла привести к нагреву и отказу предохранительных клапанов, а также к потере герметичности сухого бокса с сопутствующим выходом смеси пара, азота и водорода в помещения реакторного здания.

Системы высоконапорной подпитки расположены за пределами защитной оболочки и не подвержены воздействию столь высоких температур. Но при их длительной работе без принудительной вентиляции температура воздуха в помещениях, где расположены элементы этих систем, возрастает вследствие тепловых потерь паропроводов и протечек пара в случае разрушения сальниковых уплотнений. Поскольку рост температуры свидетельствует также о наличии течи пара, при достижении определенного значения (71-93°С) предусмотрено автоматическое отключение систем подпитки. В случае аварии, вызванной полным обесточиванием, такое отключение систем ошибочно, и аварийными процедурами разрешается его блокирование. Согласно [1], турбонасосы систем подпитки сохраняют работоспособность без охлаждения воздуха в помещениях в течение 4 ч. В дальнейшем возможен их перегрев. На 2-м и 3-м энергоблоках турбонасосы работали гораздо дольше. Маловероятно, что в сложившихся условиях операторами предпринимались специальные меры по их охлаждению. Возможно, следует учитывать охлаждение за счет естественной циркуляции воздуха по помещениям. Также важно проанализировать соответствие условий, в которых испытывались насосы, сложившимся при аварии условиям.

Отдельного рассмотрения заслуживает вопрос возникновения автоматических сигналов на снижение давления в реакторе (например, в результате нагрева атмосферы в сухом боксе), которые в данной ситуации привели бы к останову работавших систем подпитки, или сигналов на непосредственное отключение систем подпитки (например, в результате достижения кавитационного предела). Но, как было отмечено выше, недостаток источников постоянного тока мог исключить возможность генерации таких сигналов.

Анализ работоспособности оборудования на АЭС «Фукусима-1» позволяет определить направления для повышения безопасности действующих и проектируемых АЭС, включая АЭС с ВВЭР и РБМК, в случае тяжелых аварий.

Как показывает авария на блоке №3, время работы аккумуляторных батарей (36 ч) может быть гораздо больше времени, обычно рассматриваемого в расчетах (4-8 ч). Этот факт следует учитывать при анализе тяжелых аварий «малая течь» или «обесточивание» на АЭС с ВВЭР, стратегия управления которыми включает действия оператора, направленные на снижение давления в первом контуре. Момент снижения давления, как правило, выбирается достаточно консервативно, исходя из условия надежной работы аккумуляторных батарей.

Из опыта аварии на АЭС «Фукусима-1» видно, что непассивные системы подпитки сохраняли работоспособность на энергоблоке №2 даже после потери штатных источников постоянного тока и прогрева источника воды до насыщения, что требует специального изучения. Применительно к РУ ВВЭР необходима проверка работоспособности систем безопасности, включая пассивные, при частичной или полной потере источников постоянного тока. Например, влияние потери питания на положение штока клапанов. По одной из версий, на 1-м энергоблоке отключение системы безопасности (Isolation Condenser) произошло вследствие закрытия клапанов при потере постоянного тока.

Анализ тяжелых аварий должен учитывать такие явления, как нагрев воздуха в помещениях, включая БЩУ, и его влияние на работоспособность оборудования и персонала, сохранение возможности удаленного контроля состояния РУ (показания контрольно-измерительных приборов на БЩУ) и надежность показаний манометров, уровнемеров при тяжелых авариях. До аварии на АЭС «Фукусима-1» столь подробный и системный анализ тяжелых аварий не проводился.

Недопустимость отказов контрольных клапанов при авариях с полным обесточиванием АЭС определяет жесткие требования к их надежности. Применительно к аварии на АЭС «Фукусима-1» примечателен тот факт, что в течение 70 ч в условиях повышенной температуры, радиационного фона и влажности после множественных срабатываний предохранительных клапанов не произошел их отказ. Для точной оценки надежности клапана требуется его квалификация в условиях, соответствующих тяжелой аварии (сбрасываемая среда - пар, вода, пароводяная смесь, температура, присутствие неконденсируемых газов и пр.). Для АЭС с РУ ВВЭР необходимо выполнение углубленного анализа работоспособности импульсного предохранительного устройства компенсатора давления (ИПУ КД) в подобных условиях, поскольку при авариях с потерей теплоотвода ко второму контуру без учета действия оператора по управлению аварией число открытий ИПУ КД может достигать сотен [6], а отказ клапана в открытом или закрытом положении кардинально меняет ход развития аварии.

Квалификация оборудования, используемого при тяжелых авариях (аккумуляторные батареи, ИПУ КД, клапаны системы аварийного газоудаления, контрольно-измерительные приборы, рекомбинаторы водорода), или материалов оборудования, способного прямо или косвенно повлиять на развитие аварии (разрушение уплотнений, изоляции кабелей, возгорание масел и пр.), должна выполняться в максимально представительных условиях.

При анализе тяжелых аварий необходимо учитывать возможные ложные сигналы, связанные, например, с повышением температуры в помещениях, которое интерпретируется как образование течи теплоносителя.

Баки запаса конденсата являются основным источником подпитки при работе систем RCIC/HPCI на РУ BWR-4. На АЭС «Фукусима-1» они расположены между машинным залом и береговой линией океана, что сделало их уязвимыми для цунами. С учетом опыта аварии на АЭС «Фукусима-1» необходимо учитывать для действующих и проектируемых АЭС наличие подобных уязвимых мест, а при анализе тяжелых аварий рассматривать потери источников воды, если для этого создаются условия (образование течей вследствие землетрясений, терактов, замерзание или нагрев вследствие климатических аномалий, повреждение оболочки вследствие взрыва на соседнем энергоблоке и пр.).

Реализация этих задач позволит повысить реалистичность расчетных оценок тяжелых аварий и разрабатываемых действий в рамках РУТА для различных проектов энергоблоков АЭС.

Список литературы

1. Excerpt from Hope Creek Loss of Offsite Power and Station Blackout Event Tree Notebook. Attachment 6-1. PSEG, 2010.

2. Examination of Accident at Tokyo Electric Power Co., Inc.'s Fukushima Daiichi Nuclear Power Station and Proposal of Countermeasures. JNTI, 2012.

3. Identification and Assessment of BWR In-vessel SAMGs. NUREG/CR-5869, ORNL, 1992.

4. Station Blackout at Browns Ferry Unit One - Accident Sequence Analysis. NUREG/CR-2182, NRC/ORNL, 1981.

5. Perspectives on Reactor Safety. NUREG/CR-6042/Rev.2, NRC/ORNL/SNL, 2002.

6. Долганов К.С., Томащик Д.Ю., Киселев А.Е. и др. Анализ возможности массового разрушения теплообменных труб ПГ при тяжелых авариях на РУ ВВЭР-1200/491 // Вопр. атомной науки и техники. Сер. Обеспечение безопасности АЭС. - 2011. - №29.

Список сокращений

а.з. - активная зона

АЗ - аварийная защита

БЩУ - блочный щит управления

ЗПА - запроектная авария

ИПУ КД - импульсное предохранительное устройство компенсатора давления

СОКРАТ - Система отраслевых кодов для расчетного анализа тяжелых аварий

РУ - реакторная установка

BWROG - BWR Owners Group, сообщество операторов BWR

HPCI - High Pressure Coolant Injection, резервная система высоконапорной подпитки

IC - Isolation Condenser, аварийный конденсатор изолированного реактора

RCIC - Reactor Core Isolation Cooling, базовая система высоконапорной подпитки

Размещено на Allbest.Ru