Курс лекций по физике ядерного реактора Аварийные ситуации Радиоактивные отходы Термоядерные реакторы Источники радиоактивного облучения

Атомная энергетика. Курс лекций по физике ядерного реактора

Ухудшение условий охлаждения реактора

Современная ядерная энергетическая установка (ЯЭУ) представляет собой весьма сложное с технической точки зрения сооружение, состоящее из большого числа различных систем. При ее проектировании особое внимание должно уделяться возможным последствиям выхода из строя этих систем. Здесь мы рассмотрим главным образом такие неисправности или наложения неисправностей систем ЯЭУ, которые могут привести к ухудшению нормального режима охлаждения реактора. Если это происходит, то принимаются меры для быстрого прекращения цепной реакции деления. Однако, как было показано ранее (см. §2.2, табл. 2.2), вследствие радиоактивного распада накопившихся продуктов деления тепловыделение продолжается и после прекращения цепной реакции. Для отвода этого остаточного тепловыделения в случае выхода из строя основной системы охлаждения все системы реактора оборудованы дополнительными средствами расхолаживания. В гл. 6 мы рассмотрим возможные последствия отказа и самой дополнительной системы охлаждения, хотя вероятность этого весьма мала.

Конструкция ядерной энергетической установки должна быть рассчитана на несколько рабочих режимов, которые могут иметь место при нормальной эксплуатации реактора или являться результатом какой-либо неисправности. Ниже, а также в табл. 4.1 приведена возможная классификация рабочих режимов.

1. Нормальный рабочий режим и переходные режимы. Кроме нормального рабочего режима, который для различных систем реактора был рассмотрен в гл. 2, создатели ЯЭУ должны принимать во внимание переходные режимы, которые могут возникнуть при эксплуатации реактора. Термин «переходный» означает нестационарный режим работы, обычно имеющий место при переходе из одного стационарного рабочего состояния в другое. Примером может служить вывод реактора на полную мощность из «холодного» состояния. Такой вид переходного режима должен быть учтен в конструкции реактора, а рабочая инструкция должна предусматривать операции, необходимые для его осуществления. Например, во избежание повреждения конструкционных элементов реактора, на скорость изменения их температуры могут быть наложены ограничения. С целью сокращения времени неоправданных простоев реактора, те его системы, которые требуют частого осмотра и технического обслуживания, дублируются, и правила эксплуатации должны гарантировать безопасную работу реактора также и в том случае, когда некоторые из этих систем находятся в нерабочем состоянии. Таким образом, чтобы эксплуатация реактора была экономически оправданной, необходимо рассматривать не только стационарный режим, но также и все те возможные ситуации, которые неизбежно возникают при работе такой сложной в техническом отношении установки.

Таблица 4.1. Классификация рабочих режимов реактора и частота их возникновения

Режимы

Частота возникновения

Режимы, которые учитываются при конструировании установки:

нормальный рабочий режим

Непрерывный, за исключением остановок для технического обслуживания

переходные режимы

Около 10 за реактор год

нарушение нормального рабочего режима

Около 1 за реактор год

аварийные ситуации

1 за 100 реактор лет

предельные аварийные режимы (включая максимальную проектную аварию)

1 за 10 000 реактор лет

Гипотетические аварии, превышающие основную проектную, против которых реактор не защищен

1 за 1 млн. реактор лет

2. Нарушения нормального рабочего режима. Под этим подразумеваются все те виды неисправностей, которые не должны иметь места при нормальной эксплуатации, но, как следует ожидать, произойдут за время срока службы установки в результате различных внешних по отношению к реактору событий. Для примера рассмотрим поражение ударом молнии подключенной к АЭС линии электропередачи. В таком случае ядерная энергетическая установка электрической мощностью 1000 МВт внезапно лишается возможности выдавать электроэнергию во внешнюю сеть. Если же электроэнергия перестает отводиться от генератора, то скорость вращения соединенной с ним паровой турбины станет возрастать до тех пор, пока не будут приняты меры, предотвращающие подобное развитие событий. Такие меры предусматривают немедленное прекращение подачи пара на турбину и сброс его непосредственно в конденсатор. Со всей возможной скоростью производится уменьшение выработки пара, для чего посредством стержней регулирования прекращается цепная реакция деления - реактор останавливается. Можно ожидать, что по различного рода причинам такого рода остановки турбины будут происходить примерно раз в год, и необходимо, чтобы конструкция установки была надлежащим образом приспособлена для этого.

Интересно отметить, что вследствие подобной остановки реактора АЭС сразу превращается из производителя в потребителя электроэнергии, необходимой для привода циркуляционных насосов, питания контрольно-измерительной аппаратуры и системы аварийного охлаждения реактора. В случае же аварии на внешней линии электропередачи, подключенной к АЭС, подача электроэнергии из сети, естественно, невозможна. Поскольку реактор в такой ситуации также останавливается и не производит электроэнергии, на атомной электростанции должна быть предусмотрена система аварийного энергоснабжения. Для этого обычно используются дизельные генераторы, которых, как правило, устанавливают несколько штук на случай технического обслуживания или отказа некоторых из них. Приведенный пример переходного процесса является одной из многих ситуаций, которые необходимо принимать во внимание при конструировании реактора. К их числу также относятся: прекращения подачи в конденсатор охлаждающей воды вследствие отказа насоса, прекращение подачи питательной воды в парогенератор и остановка циркуляционных насосов.

3. Аварийные ситуации. Кроме переходных рабочих режимов, предусмотренных нормальной эксплуатацией ЯЭУ, и нарушений нормального рабочего режима, которые, как следует ожидать, обязательно произойдут за время срока службы установки, можно представить себе некоторые ситуации, которые могут возникнуть с вероятностью, скажем, 1 : 10 за время срока службы отдельной установки. Если же рассмотреть выборку из 10 установок, то за время срока службы подобное событие, фактически, обязательно случится на одной из них. Следовательно, в такой стране, как США, где эксплуатируется более 100 реакторов, аварийные ситуации на одной из установок будут, вероятно, возникать раз в каждые несколько лет. Поэтому необходимо, чтобы конструкция реактора выдерживала такого рода аварии, хотя можно ожидать, что в их результате установка получит некоторые повреждения. Причиной возникновения аварийных ситуаций могут, например, послужить разрывы трубопроводов малого диаметра в контурах реактора, ложные срабатывания предохранительных клапанов, а также возгорания в электрической системе установки.

4. Предельный аварийный режим. Можно представить себе некоторые события, как например землетрясение, полный разрыв главного входного трубопровода или полный разрыв паропровода, соединяющего парогенератор с турбиной, результатом которых будет серьезная авария реактора. Несмотря на то, что вероятность подобной аварии оценивается как одно событие за 10 000 лет эксплуатации реактора (хотя при 100 работающих реакторах такое событие может случаться раз в каждые 100 лет), конструкция реактора должна обеспечивать безопасность при возникновении этого, так называемого, предельного аварийного режима. Если аварийная ситуация, описание которой дано выше, не приводит к утечке радиоактивности за пределы реакторной площадки, то предельный аварийный режим может вести к серьезному повреждению оболочек топливных элементов и, следовательно, к утечке радиоактивности за пределы реакторной площадки. Согласно нормам, установленным национальными органами лицензирования США, утечка радиоактивности должна быть ограничена до уровня, не представляющего сколько-нибудь серьезного риска для населения.


На главную страницу. Реакторы атомных станций