Logo GenDocs.ru

Поиск по сайту:  

Загрузка...

Зенов В.М. Анализ причин аварии на Чернобыльской АЭС - файл 1.doc


Зенов В.М. Анализ причин аварии на Чернобыльской АЭС
скачать (235.5 kb.)

Доступные файлы (1):

1.doc236kb.06.12.2011 11:48скачать

содержание

1.doc

Севастопольский институт ядерной энергии и промышленности

------------------------------------------------------------------------------------

Кафедра ядерных реакторов и парогенераторов

В. М. ЗЕНОВ



АНАЛИЗ ПРИЧИН АВАРИИ НА ЧАЭС

( Особенности физики и теплогидравлики РБМК )


г. Севастополь

2000
УДК 621.039.542
АННОТАЦИЯ

Обсуждаются причины возникновения условий катастрофического развития событий на четвертом энергоблоке Чернобыльской АЭС 26 апреля 1986 года а также особенности физики и теплогидравлики реакторов типа РБМК-1000, которые этому способствовали. При подготовке учебного пособия исполь-зованы материалы открытой печати о событиях на Чернобыльской АЭС а также материалы лекции, прочитанной автором оперативному персоналу БЩУ в УТЦ ЧАЭС в мае 1995 года.

СОДЕРЖАНИЕ
1. Введение

2. Особенности физического состояния реактора 4-го

энергоблока, способствовавшие аварийному развитию

технологического процесса

2.1 Паровой эффект и эффект обезвоживания активной

зоны реактора РБМК

2.2 Влияние состава активной зоны на безопасность

реакторной установки РБМК

2.3 Органы СУЗ РБМК-1000 и их влияние на

безопасность реактора

2.4 Отравление реактора ксеноном-135, его влияние

на динамику аварийного процесса

2.5 Некоторые особенности теплогидравлических свойств

РУ с РБМК и их влияние на развитие событий
3 . Меры по повышению безопасности РБМК

3.1 Снижение парового коэффициента реактивности

3.2 Повышение эффективности органов СУЗ

4. Заключение

5. Литература

1. Введение
Авария на Чернобыльской АЭС своими страшными последствиями серьезно повлияла на мировое общественное мнение в отношении безопасности и экологической чистоты атомной энергетики. Замораживание строительства новых энергоблоков, сокращение финансирования программ атомной промышленности, свертывание научных исследований в этой области - закономерная реакция общественности, обеспокоенной будущим своих детей.

Анализ серьезных специалистов в области энергетики доказывает невозможность в обозримом будущем обеспечения жизнедеятельности человечества только лишь за счет использования источников органического топлива, энергии ветра, солнца и т.п.

Поэтому практически во всех странах, в той или иной мере использующих атомную энергию, после шока, вызванного аварией на ЧАЭС вновь наблюдается повышение интереса к проблемам эксплуатации действующих и перспективным проектам будущих атомных энергоустановок. Показательно в этом смысле положение дел в Украине. После детального обсуждения истинных и мнимых опасностей для населения и окружающей среды со стороны украинских АЭС и получения реалистической оценки возможностей использования импортных энергоносителей из России Верховной Радой Украины снят действовавший в течение четырех лет мораторий на ввод в действие новых атомных энергоблоков и полноценное обеспечение эксплуатации действующих энергоблоков.

Судя по всему, общество подходит к пониманию роли атомной энергетики в экономике и экологии государства. Однако, общество при этом вправе требовать от специалистов-атомщиков определенных гарантий по недопущению ситуаций по своим последствиям схожим с чернобыльской катастрофой. Эти требования предъявляются как к человеку (оперативному персоналу АЭС), так и к технике, им обслуживаемой, как никогда жестко. Очевидно, что именно недостаток внимания к этим обоим факторам, обеспечивающим необходимый уровень безопасности АЭС, и привел к трагедии в Чернобыле. Это подтверждается и заключением экспертов [1] о причинах аварии: "Разработчики реакторной установки не предусмотрели создания защитных систем безопасности способных, предотвратить аварию при имевшем место наборе преднамеренных отключений технических средств защиты и нарушений регламента эксплуатации, так как считали такое сочетание событий невозможным. Таким образом, первопричиной аварии явилось крайне маловероятное сочетание нарушений порядка и режима эксплуатации, допущенных персоналом энергоблока...". Здесь особый упор делается на вине оперативного персонала. Однако никто не снимает ответственности и с разработчика реакторной установки.

Главной целью приведенного ниже анализа причин аварии на ЧАЭС представляется попытка воссоздания непротиворечивой картины основных физических явлений и процессов, совместное действие которых привело к катастрофическому развитию событий. Подобная картина, опирающаяся на конкретные численные характеристики конструктивных и эксплуатационных параметров реакторной установки с РБМК-1000 должна стать хорошим подспорьем для изучения и понимания физических основ безопасной эксплуатации ЯЭУ, прежде всего - для оперативного персонала ЧАЭС. В соответствии с поставленной целью в данной работе не рассматриваются некоторые несущественные, по мнению автора, события и детали, нашедшие отражение в "Хронологии развития аварии" [1].

2. Особенности физического состояния реактора 4-го энергоблока, способствовавшие аварийному развитию технологического процесса
^ 2.1 Паровой эффект и эффект обезвоживания активной зоны РБМК
В соответствии с заключением экспертов [1] авария на 4-м блоке ЧАЭС относится к классу аварий, связанных с вводом избыточной реактивности. В период времени, непосредственно предшествующий аварии, операторы не производили целенаправленных действий по высвобождению реактивности. Напротив, одним из последних управ-ляющих воздействий оператора было нажатие на кнопку АЗ-5 аварийной остановки реактора. Таким образом, быстрый рост реактивности и лавинообразное нарастание мощности реактора можно объяснить только внутренне присущими активной зоне данного типа реактора физическими свойствами. Основным таким свойством, сыгравшим роковую роль, стал "паровой эффект реактивности".

Особенность ядерных реакторов канального типа, одним из представителей которых является реактор РБМК-1000, состоит в том, что свойства замедлителя нейтронов (графита, тяжелой воды) в различных режимах работы практически не изменяются. То-есть, с увеличением или уменьшением мощности замедлитель работает с прежней эффективностью. В реакторах типа ВВЭР наброс нагрузки ведет к росту температуры теплоносителя-замедлителя, снижению плотности последнего, ухудшению вследствие этого замедляющих и размножающих свойств активной зоны, главным образом, за счет прироста утечки нейтронов, потере реактивности, снижению мощности. Это существенное достоинство водо-водяных реак-торов, обеспечивающее их саморегулирование и самозащищенность.

В канальных реакторах теплоноситель - обычная вода обладает худшими по сравнению с графитом или тяжелой водой замедляющими свойствами по причине более интенсивного поглощения тепловых нейтронов. Надо сказать, что ее в таких реакторах относительно немного, что позволяет применять в них ядерное топливо с низким обогащением. Однако, поглощающие свойства обычной воды оказывают существенное влияние на безопасность эксплуатации канальных реакторов. Так, наброс нагрузки в РБМК-1000 вызывает повышение паросодержания воды в технологических каналах, что равносильно удалению части воды. Это, в свою очередь, равносильно удалению из активной зоны части поглотителей нейтронов, ведет к высвобождению реактивности и еще большему росту мощности реактора. Такую зависимость размножающих свойств ЯР от наличия воды в активной зоне и называют "паровым эффектом реактивности" или "эффектом обезвоживания" активной зоны реактора.

Указанное явление не было новостью для Научного руководителя или Главного конструктора реакторной установки. Так в работе [2] с довольно представительным разделом по физике реактора РБМК обсуждаются варианты расчетного и экспериментального уточнения величины эффекта обезвоживания в различных ситуациях: при аварии с потерей теплоносителя в контуре многократной принудительной циркуляции (КМПЦ) или в контуре охлаждения стержней системы управления и защиты реактора (КОСУЗ) в горячем и холодном состоянии, при вскипании воды в технологических каналах в результате всплеска энерговыделения и т.п. На основе накопленного опыта физических пусков энергоблоков отмечается, что наибольшей реактивностью обладает система с заполненным водой КМПЦ и обезвоженным КО СУЗ. Например, в период физпуска 1-го энергоблока Ленинградской АЭС для компенсации эффекта заполнения КО СУЗ водой потребовалось извлечение 16-ти стержней СУЗ, суммарная эффективность которых примерно равна 0.8% или около 1.2 ЭФ ( ЭФ – эффективная доля запаздывающих нейтронов. При увеличении реактивности ЯР до величины, равной ЭФ, происходит разгон реактора на мгновенных нейтронах – взрывообразный рост мощности в десятки тысяч раз... ). Это является подтверждением возможности неконтролируемого разгона мощности ЯР при быстром удалении охлаждающей воды из каналов стержней СУЗ.

Надо сказать, что паровой эффект реактивности - не единственный из эффектов воздействующих на реактивность реактора РБМК. Например, эффект, связанный с изменением температуры графитовой кладки, т.е. с изменением замедляющих и поглощающих свойств графитового замедлителя. Однако, он существенно меньше по абсолютной величине и, главное, действует очень медленно, в соответствии с инерционным процессом прогрева массивных графитовых блоков. Поэтому в динамич-ном переходном или аварийном процессе интереса не представляет и здесь не рассматривается.

Более влиятельным и интересным, безусловно, является мощностной эффект реактивности, часто называемый доплер-эффектом, обусловленный изменением поглощающих свойств урана-238 с ростом температуры топливного сердечника. Он обеспечивает отрицательную обратную связь по температуре, исполняя тем самым самозащитную функцию в реакторе. Вдобавок, он является и более "быстрым", чем паровой эффект реактивности. В момент аварии только доплер-эффект, частично компенсируя нарастание положительной реактивности, реально препят-ствовал слишком быстрому нарастанию мощности. Экстраполируя зависи-мость, приведенную в [9] можно оценить величину доплер-эффекта при температуре 3000К примерно в -(4.6  4.8) ЭФ . Другое дело, что по абсолютному значению доплер-эффект в нынешнем состоянии реактора уступал паровому эффекту и в сложившейся ситуации выручить не мог.
^ 2.2 Влияние состава активной зоны на безопасность реакторной уста-новки энергоблока АЭС с РБМК

Физические характеристики активной зоны РБМК довольно существенно изменяются с течением кампании. В числе наиболее важных факторов следует отметить выгорание урана-235 и накопление плутония-239. Ежедневно при установленной мощности энергоблока 1000 МВт эл.(3200 МВт тепловых) приходится сжигать более трех килограммов делящегося материала, что ведет к постепенному, неуклонному снижению общего запаса реактивности реактора. Сопоставим для примера два состояния реактора: в начале и в конце кампании. Так, по данным [2,3,4] начальная загрузка реактора установлена в 14451450 тепловыделяющих сборок (ТВС) и 240245 дополнительных поглотителей (ДП), что соответствует наличию в активной зоне примерно 2.9 тонн урана-235 при средней загрузке каждой ТВС в 2000 граммов урана-235. По данным, приведенным в [1], перед выводом 4-го блока ЧАЭС в плановый средний ремонт в активной зоне находилось 1659 ТВС, один ДП и один незагруженный канал. Для среднего выгорания ТВС 10.3 МВт ·сут/кг количество урана-235 в активной зоне можно оценить примерно в 1.6 тонны при среднем содержании в каждой ТВС около 1 кг урана-235. Различие составляет 1.3 тонны по урану-235. Потери общего запаса реактивности можно оценить с учетом [2,7] в 15%, считая эффект замены ДП на ТВС со средним выгоранием равным 0.06%. Все это лишь подтверждает тот факт, что в конце кампании, в режиме непрерывных перегрузок активная зона РБМК является "светлой" по топливу, при этом оперативный запас реактивности (ОЗР) близок к минимальному. В [11] приведен характер изменения ОЗР за последние сутки перед аварией на 4-ом блоке Чернобыльской АЭС по записям регистрационной системы: максимальное значение ОЗР составило всего лишь 26 стержней СУЗ. В "светлой" активной зоне влияние любого поглотителя нейтронов усиливается. Это и понятно: с уменьшением доли нейтронов, поглощаемых топливом, на столько же растет доля нейтронов, поглощаемых другими материалами активной зоны, будь то ксенон, самарий или обычная вода... Следовательно, с течением кампании, с улучшением поглощающих свойств воды в активной зоне РБМК влияние парового эффекта или обезвоживания активной зоны должно возрастать. Это показывают и результаты экспериментов почти двадцатилетней давности [2, стр. 45] на работающей установке:

а) режим с отключением одного ГЦН на мощности 45% от номинальной при средней глубине выгорания ядерного топлива 0.5 МВт ·сут/кг дал паровой коэффициент реактивности:

= - 0.22 ЭФ .

Примечание: под паровым коэффициентом реактивности в РБМК понимают такую величину реактивности, которая высвобождается при мгновенном испарении всей воды, имеющейся в технологических каналах активной зоны реактора
б) режим с отключением двух ГЦН на пониженном уровне мощности при средней глубине выгорания ядерного топлива 3.5 МВт ·сут/кг и опера-тивном запасе реактивности 68 стержней СУЗ (!) дал паровой коэффициент реактивности:

= + 0.70 ЭФ .

Изменение знака и абсолютной величины  дают возможность полу-чить некоторое представление о скорости изменения влияния воды на безопасность РБМК с ростом глубины выгорания. Более поздние (после аварии) исследования [11, с.181] показали, что при выгорании более 1100 МВт ·сут/ТВС, соответствующем выгоранию примерно половины урана-235 в каждой кассете, и регламентном оперативном запасе реактивности в 30 стержней СУЗ величина парового коэффициента реактивности достигает 5 ЭФ . Скачок реактивности, соизмеримый с величиной ЭФ в энерге-тическом режиме даст соответствующий всплеск мощности, который в лучшем случае приведет к выходу из строя (потере герметичности) нескольких ТВС. Вместе с тем, подобная зависимость от глубины выгора-ния ядерного топлива подсказывает один из возможных путей целена-правленного формирования свойств активной зоны еще на стадии проектирования для получения безопасного диапазона изменения  : в активной зоне реактора необходимо увеличить относительное (по отно-шению к воде) содержание эффективного поглотителя тепловых нейтронов - урана-235, что при сохранении конструкции ТВС означает увеличение обогащения топлива подпитки.

Следующим важным фактором, оказывающим серьезное влияние на динамику переходных процессов (аварийных - в первую очередь) в РБМК является накопление плутония-239. Образование вторичного топлива - факт сам по себе отрадный, меньше свежего топлива необходимо загружать в период очередной перегрузки ядерного реактора. Кроме того, при делении ядра плутония количество вторичных быстрых нейтронов составляет около 3-х, против 2.5 у урана. Однако, в отличие от урана-235 плутоний-239 в процессе деления ядра нейтроном дает в среднем в три раза меньшее число осколков, которые становятся ядрами-излучателями запаздывающих нейтронов. То есть, если для возникновения неуправляемой само-поддерживающейся цепной реакции деления на уране-235 необходимо внести положительную реактивность, равную 0.64% (доля запаздывающих нейтронов для урана-235), то для плутония-239 соответствующая реактивность составит всего лишь 0.21%... Это свойство плутония также давно известно, поэтому именно из плутония долгие годы изготовлялись ядерные боеголовки для бомб и ракет: "...взорвать легче и нейтронов больше !". Так что переход на использование в энергетических реакторах ядерного топлива на основе плутония автоматически выдвигает ряд инженерных проблем, связанных, главным образом с обеспечением надежного и безопасного управления реактором.

Что касается плутония-239 в реакторах РБМК, то [2] и другие источники для установившегося режима непрерывных перегрузок дают схожее значение эффективной доли запаздывающих нейтронов: (0.440.45)%. Это в 1.42 раза меньше, чем для ядерного топлива только на основе урана-235, как, например, для начальной топливной загрузки. Таким образом, персонал БЩУ должен ясно сознавать, что с увеличением глубины выгорания ядерного топлива реактор будет становиться все "приемистее", все легче будет отзываться на любое возмущение, приводящее к изменению реактивности. Следует также отметить, что при этом скорость спада нейтронной мощности после срабатывания аварийной защиты реактора не ускорится, останется прежней: примерно в 2.7 раза за 80 секунд - она определяется временем запаздывания наиболее долгоживущей группы запаздывающих нейтронов.
^ 2.3 Органы СУЗ РБМК-1000 и их влияние на безопасность реактора.
Влияние СУЗ на безопасность РБМК напрямую связывается с понятием оперативного запаса реактивности. Под ОЗР для реактора РБМК понимают количество погруженных в активную зону стержней СУЗ в пересчете на полностью погруженные стержни. Например, при наличии 30 погруженных на одну треть в активную зону стержней СУЗ (РР или ПКАЗ) соответствующий им ОЗР составит 30  0.33 = 10 стержней СУЗ. Считается, что с увеличением ОЗР безопасность реактора повышается. И это действительно так, по крайней мере, по двум причинам.

Во-первых, увеличенный оперативный запас реактивности означает, что в активной зоне реактора ( а не за ее пределами ) находится достаточно большое количество стержней СУЗ. Причем, поскольку стержни РР, ПКАЗ при коррекции радиально-азимутального распределения нейтронного поля обычно располагаются в полупогруженном состоянии (в верхней половине, а еще чаще в верхней трети активной зоны ), т.е. вблизи максимума плотности нейтронного поля или, что то же самое, вблизи максимума своей дифференциальной эффективности, постольку реальное число введенных в активную зону стержней СУЗ примерно в 23 раза больше того, что указывается в пересчете на полностью погруженные стержни. С точки зрения безопасности реактора такое расположение стержней имеет глубокий смысл: с возникновением опасной ситуации и подачей сигнала аварийной защиты стержни-поглотители, полупогруженные в активную зону, уже в первые секунды своего опускания погасят наибольшую долю реактивности реактора, из той, что они вообще способны погасить. И это объясняется именно тем, что только полупогруженные стержни ОЗР находятся вблизи своего максимального по эффективности положения.

Во-вторых, особенностью конструкции стержней СУЗ реактора РБМК-1000 до аварии на 4-ом блоке ЧАЭС являлось наличие укороченного графитового вытеснителя, скрепленного с нижним торцом основной, поглощающей части стержня. Как видно из рис.1 для полностью извлеченного стержня СУЗ, находящегося на верхнем концевом выключателе (ВКВ), геометрический центр его графитового вытеснителя совпадал с геометрическим центром активной зоны. При этом под вытеснителем и над вытеснителем в пределах активной зоны располагался столб охлаждающей воды высотой около одного метра (высота зоны - 7м, размер вытеснителя - 5м).

Таким образом, при опускании с ВКВ каждый стержень СУЗ, кроме АР, в течение первых двух-трех секунд (т.к. средняя скорость опускания составляет 0.4 м/с ) выдавливает" из нижней части активной зоны водяной столб метровой длины. Как уже отмечалось в параграфе 2.1 быстрое, в данном случае в течение 23 секунд, удаление поглотителя нейтронов - воды методом "выдавливания" приводит к упоминавшемуся выше эффекту обезвоживания активной зоны со всплеском энерговыделения в нижней части реактора. Если число стержней СУЗ, опускаемых с ВКВ велико, то сброс АЗ, благодаря многократно усиленному действию эффекта обезвоживания для одиночного стержня, может сыграть разрушительную роль...

Судя по "Информации.." [1], в момент аварии на 4-ом блоке ЧАЭС ОЗР был ниже минимально допустимого уровня и составил всего лишь 68 стержней. Это означает, что на ВКВ находилось более 170 стержней, и что все они после нажатия кнопки АЗ-5 начали одновременное опускание в активную зону, не очень эффективно поглощая нейтроны и гася реактивность, но очень эффективно обезвоживая нижнюю часть реактора и инициируя там мощный всплеск энерговыделения. В том случае, если бы перед сбросом АЗ ОЗР имел достаточную величину можно было бы ожидать более мягкого переходного процесса, так как для большого числа стержней СУЗ, составляющих оперативный запас реактивности, при их опускании в активную зону не происходило бы никакого выдавливания воды, поскольку нижние блочки графитовых вытеснителей последних находились ниже нижней границы активной зоны.

Еще одним положительным качеством увеличенного ОЗР является то, что большое число стержней СУЗ в активной зоне обладает повышенной поглощающей способностью. Тем самым, обеспечивается перераспределение долей поглощенных нейтронов между различными компонентами: больше поглощается стержнями, меньше - водой. Как указывалось выше, подобное перераспределение должно снижать влияние эффекта обезвоживания, парового эффекта реактивности и способствовать повышению безопасности реактора.

Конечно, возможны резонные возражения о том, что увеличение непроизводительного захвата нейтронов при вводе дополнительных стержней СУЗ в активную зону негативно скажется на экономических показателях реакторной установки. Но это уже другая задача - задача оптимизации. Важно только, чтобы вопросы повышения экономичности не решались за счет снижения безопасности.

Нельзя обойти вниманием такое негативное свойство СУЗ реактора РБМК, как низкое быстродействие аварийной защиты. При средней скорости перемещения стержней СУЗ 0.4 м/с по сигналам АЗ общее время их ввода в активную зону находилось в пределах 1820 секунд. Даже с учетом уже рассмотренных примеров подобная скорость представляется чересчур низкой. Это кажется тем более труднообъяснимым после рекомендаций, выданных комиссией, производившей расследование причин и обстоятельств аварии [11] на 1-ом блоке Ленинградской АЭС в ноябре 1975 года. Правда, кое-какие меры по повышению эффективности АЗ все же были приняты: на всех блоках вторых очередей АЭС с РБМК-1000 общее количество стержней СУЗ было принято равным 211-ти вместо 179-ти на блоках РБМК первых очередей. Однако, это не повлияло на скоростную эффективность АЗ. И, завершая обсуждение вопросов эффективности и особенностей конструкции органов СУЗ РБМК, следует обратить внимание на еще одну немаловажную деталь.

Укороченные стержни-поглотители (УСП) СУЗ предназначены для коррекции высотного распределения нейтронного поля реактора. Они обладают несколько меньшим, чем РР, АЗ, ПКАЗ физическим весом (примерно на 30%, согласно [2]). Однако, в силу того, что УСП вводятся в активную зону снизу, им в начальный период времени после срабатывания АЗ что называется "цены нет", поскольку они способны при вводе с той же скоростью 0.4 м/с большей частью скомпенсировать эффект обезвоживания каналов СУЗ вследствие "выдавливания" воды вытеснителями стержней с верхним расположением. Да и в случае роста паросодержания в ТК, который наиболее ощутим на экономайзерном участке, т.е. в нижней части технологических каналов, ввод УСП в активную зону для компенсации основной составляющей парового эффекта реактивности да еще за сравнительно короткое время был бы несомненно полезен. К сожалению, ввод УСП по сигналам аварийной защиты предусмотрен не был...
^ 2.4 Отравление реактора ксеноном-135, его влияние на динамику аварийного процесса

За сутки до аварии на 4-ом блоке ЧАЭС начали готовиться к плановому останову: в 01.00 25 апреля начато снижение мощности реактора. Одновременно с разгрузкой пошел процесс погружения в "йодную яму". Около 13.00 с остановкой ТГ-7 мощность стабилизирована на 50% номинальной. Максимум "йодной ямы" пройден в районе 16-ти часов, и к 23 часам продолжалось разотравление реактора с низким темпом высвобождения реактивности. В 23 часа продолжено снижение мощности до уровня, заданного программой испытаний, однако из-за разбаланса в измерительной схеме АР произошел провал мощности до 30 МВт тепловых ( менее 1% от номинала). Только к 01.00 26 апреля удалось стабилизировать мощность на уровне 200 МВт тепловых (около 7% от номинала). Поэтому с 23.00 реактор вновь находился в состоянии погружения в "йодную яму" с быстрым темпом потери реактивности. Для компенсации потерь реактивности вследствие нарастания отравления и удержания реактора под контролем операторы использовали почти весь запас реактивности: как уже выше отмечалось, ОЗР составил всего 68 стержней СУЗ. В противном случае, реактор перешел бы в состояние "вынужденной стоянки", и испытания пришлось отложить. В 01.23 испытания начались...

Одной из особенностей описанного состояния реактора было не совсем обычное высотное распределение энерговыделения в ТВС. Его форма [8, 9, 10] отображена на рис.2. Это двугорбая кривая с впадиной в центре и выпуклостями на периферии. Вместе с тем, любому эксплуатационнику более привычной и понятной была бы кривая высотного распределения с максимумом (или "плато") в центре и спадом на периферии. Однако, здесь все верно: центральные, наиболее нагруженные участки активной зоны характеризуются и наибольшим количеством накопленного ксенона-135, тем более, что в условиях погружения реактора в "йодную яму" концентрация ксенона все еще продолжала увеличиваться. И наоборот, в периферийных участках ТВС накопление ксенона относительно невелико. Все это приводит к тому, что центральные части ТВС оказываются как бы "заперты" отрицательной реактивностью, внесенной накопившимся ксеноном, а периферия, получившая "небольшую дозу отравы", в этой ситуации вынуждена работать, что называется, в полную силу. Специфика такого распределения сказалась и на характере развития аварийного процесса. С нажатием кнопки АЗ-5 и началом движения стержней СУЗ локальный максимум нейтронного поля в районе верхнего "горба" в течение 23 секунд был благополучно подавлен поглощающими частями стержней. Однако, локальный максимум в районе нижнего "горба" вырос многократно, благодаря наилучшим в данный момент размножающим свойствам этой части активной зоны и наложением на них эффекта обезвоживания, спровоцированного вытеснителями большинства стержней СУЗ. Расчетное изменение высотного распределения энерговыделения во времени, представленное на рис.3 [8, 9], отражает эту специфику поведения реактора РБМК.

Не меньший интерес представляет также радиальное распределение энерговыделения в первые секунды развития аварийного процесса. И в этом случае сказалось влияние накопления ксенона-135. В стационарном режиме работы распределение плотности потока нейтронов и энерговыделения по радиусу активной зоны, без учета периодических радиально-азимутальных перекосов, в основном соответствует зависимости, изображенной на рис.4 [2, с.32]. Здесь четко прослеживается участок с уплощенным (выровненным) энерговыделением - зона "плато", занимающий около двух третей всей площади активной зоны, а также участок с довольно резким снижением энерговыделения - это, так называемые, 1-ая и 2-ая периферийные области. По аналогии с высотным распределением можно утверждать, что наибольшие концентрации йода и ксенона-135 создаются в процессе работы реактора именно в ТВС зоны "плато" и существенно более низкие - в ТВС периферийной зоны. С учетом этого и следует подходить к анализу вероятности разрушения ТВС в различных участках.

Как и во всех случаях в природе аварийный процесс развивался "в сторону наименьшего сопротивления". Этим "сопротивлением", в данном случае, послужил ксенон-135, накопившийся в большем количестве в ТВС центральной зоны. И здесь проявился уже обсуждавшийся выше эффект своеобразного "запирания" (блокирования) части ТВС от внешнего возмущения по реактивности.

Периферийные ТВС, отличавшиеся пониженной концентрацией накопленного ксенона, оказались более восприимчивыми к положительной реактивности, высвободившейся вследствие обезвоживания нижней части каналов стерней СУЗ. Поэтому, в результате срабатывания аварийной защиты наибольший всплеск мощности произошел именно в периферийных ТК, а не в центральной части активной зоны. По данным численного эксперимента [10] на основе трехмерной модели реакторной установки РБМК с распределенными параметрами в рассматриваемой ситуации разрушение первых 40 ТВС зафиксировано в периферийной области. На рис.5 [10] изображено расчетное распределение температуры по высоте 2-х неблагополучных ТК (ячейки 43-16 и 17-34). За момент разрушения ТВС принят момент превышения топливом критической температуры - 3000К. Это температура, при которой по опытным данным практически не может не расплавиться ядерное топливо, не разрушиться тепловыделяющие элементы ТВС. Распределение температуры, безусловно, с некоторым запаздыванием отражает динамику поля энерговыделения. Интерес представляет тот факт, что максимум температуры достигнут на высоте 0.75 м от низа активной зоны и соответствует представлениям, изложенным выше.

В завершение разговора о ксеноне приведем несколько необычный взгляд на роль последнего в чернобыльской аварии. Так, в [11] упомянута версия группы французских специалистов, проводивших независимый анализ аварии, в соответствии с которой лавинообразное высвобождение реактивности и взрывной характер нарастания мощности обусловлены чрезвычайно быстрым разотравлением реактора вследствие расстрела (вы-жигания) ксенона во время нейтронной "вспышки", последовавшей за опусканием в активную зону большого числа стержней СУЗ. Для проверки этого предположения автором на модели с исходными данными отравления реактора РБМК-1000 сделана оценка темпа нарастания реактивности при мгновенном скачке плотности потока нейтронов. При скачкообразном росте потока нейтронов в 100150 раз скорость разотравления находилась в пределах 0.10.2 ЭФ в минуту, что явно не позволяет считать ксенон лидирующим фактором в инициировании и развитии этой аварии.


2.5 Некоторые особенности теплогидравлических свойств РУ с РБМК

и их влияние на развитие событий
В "Информации" [1] отмечено, что одним из серьезных нарушений регламента эксплуатации персоналом 4-го энергоблока ЧАЭС было включение в работу перед началом эксперимента еще одного ГЦН с каждой стороны. Таким образом, общее количество работающих ГЦН достигло восьми. В результате этой операции расход теплоносителя в КМПЦ возрос до (5658) тыс. м3 /час, в то время как номинальное значение расхода в соответствии с [15] составляет 48 тыс. м3 /час. Безусловно, что цель при этом преследовалась благая: при питании 4-х ГЦН от выбегающего турбогенератора предотвратить, с остановкой последних, снижение расхода через активную зону реактора до недопустимых значений. Однако, в том и состоят особенности теплогидравлических свойств реакторной установки данного типа, что с переводом РУ в подобное состояние предрасположенность ее к развитию аварийной ситуации увеличивается... Следствием этой предрасположенности могут явиться, по крайней мере, два важных фактора.

Во-первых, на таком малом уровне мощности реактора и соответствующем ему расходе питательной воды это означает, что на вход технологических каналов стал поступать теплоноситель с температурой, практически равной температуре насыщения: подавляющая часть теплоносителя - это насыщенная вода из барабан-сепаратора, и лишь около одного процента - добавочная питательная вода от питательных насосов. По различным оценкам величина недогрева составила 12 градуса при номинальном значении около 12С. Казалось бы, повышение температуры воды на входе в реактор должно привести к ухудшению теплоотвода от ТВС, вскипанию воды в ТК, однако преобладающее влияние увеличения расхода повлекло к повышению интенсивности теплообмена и снижению парообразования в активной зоне. Понижение паросодержания в ТК, в свою очередь, способствовало дальнейшему снижению гидравлического сопротивления технологических каналов и еще немного повысило суммарный расход в КМПЦ.

Инструкцией по эксплуатации КМПЦ [15] не предусмотрен режим с 8-ю работающими ГЦН. А при работе 3-х ГЦН на каждую сторону по условиям недопущения кавитации и возможного срыва подачи насосов введено ограничение по производительности ГЦН: не более 7000 м3 /ч при расходе питательной воды на сторону менее 500 м3 /ч. Это и понятно: чем больше расход по контуру, и чем меньше питательной воды поступает в смесители БС, тем выше вероятность, что на всас ГЦН попадет насыщенная (кипящая) вода.

Ускорение потока в направляющем аппарате насоса приводит к одновременному понижению давления. Для насыщенной воды понижение давления влечет объемное вскипание жидкости, появление в гидрокамере насоса полости, занятой паром, разрыв потока и срыв циркуляции теплоносителя. Это худший вариант, который можно придумать для случая, когда КМПЦ герметичен и все ГЦН исправны, но воду в активную зону подать не могут. Кстати говоря, в [11] приведена ссылка на предположение шведских исследователей аварии на ЧАЭС о том, что основным фактором, вызвавшим аварию было резкое сокращение расхода в КМПЦ вследствие запаривания и срыва ГЦН. Такой ход событий вполне вероятен.

В самом деле, непосредственно перед началом испытаний все восемь ГЦН работали в нерегламентном режиме на грани возникновения кавитации. С началом выбега ТГ-№ 8 четыре ГЦН, подключенные к его шинам, стали терять обороты, снижая при этом напор и подачу. Это вызвало, в свою очередь, перераспределение гидравлических сопротивлений по контуру МПЦ и соответствующий рост производительности 4-х ГЦН, получавших питание от резервного трансформатора. Расчеты, выполненные авторами [9] показывают, что подача этих 4-х ГЦН увеличилась более, чем в 1.5 раза. Перед испытаниями средний расход ГЦН составлял примерно 7000 м3 /ч, а в ходе испытаний достиг 11000 м3/ч. Значит, во столько же раз возросла скорость потока в гидрокамерах самих ГЦН и еще несколько понизилось давление в насосах, что в условиях минимального недогрева должно было вызвать вскипание воды и кавитационный срыв ГЦН.

Правда, для этой версии могут найтись возражения. Например, такое: ранее, на блоке № 3 ЧАЭС эксперимент с выбегом турбогенератора и ГЦН в 1985 году уже проводился; при этом никакой аварии не произошло. Но все зависит от условий, в которых проводится подобный эксперимент. Несмотря на недостаток сведений о предшествующих испытаниях, можно с некоторой долей уверенности предположить, что при этом состояние реакторной установки было, скорее всего, иным. Во всяком случае, очень похоже на то, что кипящая вода на всас ГЦН не поступала.

Надо сказать, что в работе [9] при обсуждении результатов расчетного моделирования аварии подчеркивается факт резкого снижения расхода не только у выбегавших ГЦН, но и у 4-х ГЦН, остававшихся в работе. Однако, причину резкого снижения расхода авторы [9] видят в другом. По их мнению, это связано с началом бурного парообразования и ростом давления в активной зоне, выдавливанием воды из последней и, наконец, естественным в этой ситуации захлопыванием обратных клапанов на раздаточных групповых коллекторах КМПЦ (захлопывание обратных клапанов выбегавших ГЦН произошло еще раньше). Иначе говоря, резкое снижение расхода нормально работавших ГЦН здесь является следствием, а не причиной. Близость к истине зависит от того, насколько детально описаны в модели условия возникновения и эволюции кавитации в насосах. К сожалению, в тексте работы этот вопрос не освещен.

До сих пор остается неясной причина, заставившая оператора 4-го энергоблока нажать кнопку АЗ-5. Ни в заключении экспертов, готовивших "Информацию", ни в работах других авторов, занимавшихся анализом причин, характера и последствий аварии на ЧАЭС нет твердого убеждения на этот счет. Одно можно сказать с уверенностью: после нескольких серьезных нарушений регламента, в том числе связанных с отключением технологических защит, заставить оператора аварийно остановить реактор могло только ощущение реальной опасности, признаки развития аварийного процесса. Не исключено, что такими признаками были показатели неустойчивой, вследствие кавитации, работы ГЦН.

Во-вторых, своеобразие описываемого состояния РБМК заключается также в том, что благодаря незначительному недогреву до кипения экономайзерный участок в технологических каналах оказался сокращенным до минимума. Если на номинальной мощности высота его составляет около 2.5 м, то в режиме выбега 4-х ГЦН, в условиях снижения расхода теплоносителя через реактор, экономайзер полностью укладывается в 1-метровый интервал в нижней части активной зоны. Внимание на самый нижний участок ТК акцентируется не зря: выше уже обсуждалась обоснованность подхода, согласно которому именно этот участок явился своеобразным "запалом", положившим начало разрушительному протеканию аварии. Прежде всего, именно здесь произошел бросок реактивности, повлекший за собой мощный всплеск энерговыделения и разрушение отдельных ТВС, вследствие обезвоживания нижних частей ТК графитовыми вытеснителями. Но не только это. На рис.6 представлена расчетная зависимость величины истинного объемного паросодержания в канале от массового расходного паросодержания для равновесного пароводяного потока [11], из которой следует: наибольшая скорость увеличения объемной доли пара в обогреваемом канале приходится на начальную (нижнюю) часть испарительного участка. Действительно: в сечении, где массовая доля пара составляет всего 5%, объемная доля пара достигает уже 50%. Напротив, с увеличением x > 10% темп прирастания объемной доли пара резко снижается.

Таким образом, можно сделать важный вывод о том, что паровой зффект реактивности реактора РБМК, сыгравший роковую роль в развитии аварии на ЧАЭС, был получен практически на том же, нижнем, участке активной зоны, где и первоначальный всплеск реактивности. Поэтому, и наибольшие разрушения тепловыделяющих сборок с выбросом расплавленного топлива в технологические каналы, вероятнее всего, пришлись на нижнюю часть активной зоны высотою от 0.5 до 1.5 метра. Взаимодействие раскаленных частиц топлива с оставшейся в ТК водой должно было вызвать новый бурный всплеск парообразования и скачок давления, достаточный для обрыва нижних водяных и пароводяных коммуникаций, разрушения металлоконструкций реактора и оборудования центрального зала.
^ 3. Меры по повышению безопасности РБМК

3.1 Снижение парового коэффициента реактивности
Как уже должно быть ясно из предшествующего обсуждения целена-правленное влияние на паровой коэффициент реактивности возможно путем перераспределения долей тепловых нейтронов, поглощаемых раз-личными материалами активной зоны. Генеральное направление при этом - на всемерное снижение доли нейтронов, поглощаемых водой, сведение влияния воды на размножающие свойства реактора до минимума. Например, по данным [12] переход на топливо 2%-го обогащения взамен проектного 1.8% позволил уменьшить  на 11.5 ЭФ , одновременно увеличив примерно на 15% глубину выгорания ядерного топлива. Меры, пред-принятые после аварии, были направлены на реализацию именно этого принципа.

Так, после дополнительных исследований на реакторах Чернобыльской и Смоленской АЭС в октябре-ноябре 1986 года установлено минимальное количество дополнительных поглотителей в активной зоне - 80 штук. Установлено также нормальное (для стационарного режима на номинальной нагрузке): 4348 штук и минимальное: 30 штук количество эффективных стержней СУЗ в активной зоне для любых эксплуатационных режимов - т.е. минимальная величина оперативного запаса реактивности. Благодаря названным организационно-техническим мероприятиям удалось снизить паровой коэффициент реактивности [12,13] на 33.5 ЭФ.

В 1987 году после завершения реакторных испытаний 146 ТВС с обогащением 2.4% на Ленинградской АЭС было принято решение [12,13] о постепенном переводе всех РБМК только на такое топливо. Это способствовало уменьшению  еще на 1.21.5ЭФ и переводу парового коэффициента реактивности в область относительно безопасных значений: 0.40.6 ЭФ. Таким образом, в реакторе с нынешним составом активной зоны даже в случае мгновенного вскипания всей воды в технологических каналах разгон мощности на мгновенных нейтронах по причине парового эффекта стал невозможен. Следует отметить также и то, что с увеличением обогащения с 2% до 2.4% глубина выгорания ядерного топлива возрастает примерно на 30 процентов.

Перспективные направления по улучшению физических и эксплуатационных свойств активных зон РБМК обычно связывают с изменением их структуры: увеличением уран-графитового соотношения а также совершенствованием самого ядерного топлива. Так, уменьшение количества графита в реакторе приводит к некоторому ухудшению замедляющих и размножающих свойств, снижению количества диффундирующих в замедлителе тепловых нейтронов. Однако, благодаря смещению энергетического спектра нейтронов в область более высоких энергий относительное поглощение нейтронов в уране-235 и уране-238 возрастает, а в воде и графите - уменьшается. Это особенно характерно для урана-238, обладающего в указанной области локальными максимумами сечения поглощения.

Еще одним достоинством сдвига спектра является соответствующий рост воспроизводства вторичного ядерного топлива - плутония-239, компенсирующий ухудшение размножающих свойств и обеспечивающий приемлемую глубину выгорания. Указанный эффект подтвердился, проявив себя при физпуске 2-го блока Ленинградской АЭС только за счет использования графита с меньшей, чем на 1-ом блоке ЛАЭС плотностью. В период предстоящих модернизаций энергоблоков предлагается дополнительное сокращение количества графита в активной зоне путем обрезки ребер графитовых блоков [12,13]. При этом, в соответствии с расчетами,  должен вообще сместиться в область отрицательных значений, сняв по сути, проблему парового эффекта.

С точки зрения совершенствования ядерного топлива наиболее реалистичным предложением (без изменения конструкции ТК и ТВС) представляется применение виброуплотненного и металлического топлива [14]. В этом случае можно говорить некоем оптимуме целого набора характеристик ТВС, наиболее важными из которых являются: повышенное содержание урана-235, улучшение баланса нейтронов в реакторе, снижение числа перегрузок - уменьшение расхода свежих ТВС, малые положи-тельные значения , приемлемая величина подкритичности реактора в холодном разотравленном состоянии, солидная глубина выгорания.
^ 3.2 Повышение эффективности органов СУЗ

С проведением расследования и выявлением причин аварии ужесточились требования к персоналу в плане точного выполнения регламента эксплуатации и, в частности, в поддержании безопасного оперативного запаса реактивности. В п.3.1 указаны конкретные значения, установленного ОЗР. Безусловно, что соблюдение данного требования способствует повышению безопасности, поскольку увеличенное число стержней уже находятся в зоне высокой дифференциальной эффективности и способны погасить без задержки серьезные возмущения по реактивности. По данным [13] скорость ввода отрицательной реактивности по сигналам АЗ возросла с 0.15 до 0.5 ЭФ/c.

Конкретно на Чернобыльской АЭС в начальный период эксплуатации после аварии 50% всех стержней СУЗ фиксировались в верхнем положении на глубине 1.2 метра. Однако, это привело к искажению высотного поля энерговыделения, вынужденному снижению мощности РУ по условиям обеспечения запаса до кризиса теплоотдачи примерно на 1015% от номинала. Позднее, была изменена конструкция соединительного звена между поглотителем и вытеснителем, что дало возможность снизить перекосы высотного распределения энерговыделения. На рис.7 показана эволюция положения стержней СУЗ в активной зоне [13] по мере накопления опыта использования принимаемых мер.

Более серьезная модернизация стержней СУЗ завершилась увеличением длины поглотителя до почти полной высоты активной зоны, благодаря чему был не только исключен положительный выбег реактивности в начальный момент опускания стержней, но и "обратный ход" реактивности при достижении стержнями крайнего нижнего положения.

Кроме того, как уже отмечалось выше, очень важные в аварийных ситуациях, стержни УСП наконец-то задействованы по-настоящему: увеличено число УСП с 24-х до 32-х; увеличена длина поглотителя УСП с 3-х до 4-х метров и, главное, обеспечен ввод УСП в нижнюю часть активной зоны по сигналам аварийной защиты.

Немало сделано для повышения быстродействия органов СУЗ при срабатывании АЗ. С этой целью модернизированы приводы СУЗ РБМК, в которых за счет изменения режима электродинамического торможения удалось повысить скорость движения практически вдвое: время опускания сокращено с 1820 секунд до 1012 секунд. Еще более важным и весомым для целей безопасности является введение с 1989 года на всех РБМК быстродействующей аварийной защиты - БАЗ, основу быстродействия которой составляет отсутствие сопротивления среды опускающемуся стержню. Этого удалось добиться, заменив охлаждение каналов БАЗ проточной водой на водяное пленочное с одновременной продувкой каналов слабым расходом газовой смеси. Благодаря этому техническому решению время ввода стержней БАЗ составляет всего лишь 22.5 секунды. В первую секунду стержнями БАЗ вносится отрицательная реактивность около 1.3ЭФ а за 2.5 секунды ими гасится реактивность величиной до 3.0 ЭФ.

4. Заключение
На основании анализа основных факторов, определяющих физические и теплогидравлические особенности реакторной установки РБМК а также мер по повышению безопасности, реализованных к настоящему моменту на АЭС с РБМК, можно утверждать, что техническими средствами до минимальных значений снижена вероятность возникновения и развития самого опасного вида аварии: c бесконтрольным вводом положительной реактивности, способной привести к взрыву и разрушению реактора. Вместе с тем, эта минимальная вероятность может быть сохранена на должном уровне только на базе четкой, отлаженной организации, исполнительской дисциплины, грамотного, вдумчивого управления технологическими процессами, основанного на постоянном анализе сложившейся ситуации и способности к прогнозированию.

Литература


  1. Информация об аварии на Чернобыльской АЭС и ее последствиях, подготовленная для МАГАТЭ. Атомная энергия, 1986,т.61, вып.5, с.301-320.

  1. Доллежаль Н.А., Емельянов И.Я. Канальный ядерный энергетический реактор. М.:Атомиздат, 1980.

  1. Емельянов И.Я., Егиазаров М.Б., Рябов В.И. и др. Физический пуск реактора РБМК второго блока Ленинградской АЭС. Атомная энергия, 1976, т.40, вып.2, с.127-132.

  1. Николаев Т.П., Егиазаров М.Б., Карнаухов В.В. и др. Физические эксперименты в процессе пуска и первого этапа эксплуатации 1 блока Курской АЭС. Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика и техника ядерных реакторов, 1979, вып. 3 (7),с.3-8.

  1. Решетин Л.В., Лютов М.А., Бочкарев А.Л. и др. Физический пуск реактора РБМК-1000 третьего блока Чернобыльской АЭС. Атомные электрические станции. Вып.8, М.: Энергоатомиздат, 1985, с.35-40.

  1. Серебренников Ю.М., Васекин В.Н., Кватор В.М. и др. Физический пуск реактора РБМК-1000 1 блока Смоленской АЭС. Атомные электрические станции. Вып.8, М.: Энергоатомиздат, 1985, с.40-45.

  1. Сироткин А.П., Карнаухов В.В., Николаева Л.М. и др. Опыт работы реактора РБМК-1000 в режиме частичных перегрузок. Атомные электрические станции. Вып.3, М.: Энергоиздат, 1980, с.63-66.

  1. Адамов Е.О., Василевский В.П., Ионов А.И. и др. Анализ первой фазы развития аварийного процесса на четвертом блоке Чернобыльской АЭС. Атомная энергия, 1988, т.64, вып.1, с.24-28.

  1. Адамов Е.О., Доморадов А.Е., Миронов Ю.В. и др. Роль отдельных факторов в развитии аварии на Чернобыльской АЭС. Атомная энергия, 1993, т.75, вып.5, с.336-341.

  1. Абагян А А., Аршавский И.М., Дмитриев В.М. и др. Расчетный анализ начальной стадии аварии на Чернобыльской АЭС.Атомная энергия, 1991, т.71, вып.4, с.275-287.

  1. Аварии и инциденты на атомных электростанциях. Под ред. С. П. Соловьева. Обниск, ИАТЭ, 1992.

  1. Адамов Е.О., Асмолов В.Г., Василевский В.П. и др. Повышение безопасности АЭС с РБМК. Атомная энергия, 1987, т.62, вып.4, с.219-226.

  1. Асмолов В.Г., Боровой А.А., Демин В.Ф. и др. Авария на Чернобыльской АЭС: год спустя. Атомная энергия, 1988, т.64, вып.1, с.3-23.

  1. Давыдова Г.В., Кватор В.М., Краюшкин А.В. и др. Совершенствование топливной загрузки РБМК. Атомная энергия, 1991, т.71, вып.1, с.3-8.

  1. Инструкция по эксплуатации КМПЦ и его вспомогательных систем блоков 1, 2 ЧАЭС № 12Э-РЦ-1. 1993 г.

















Скачать файл (235.5 kb.)

Поиск по сайту:  

© gendocs.ru
При копировании укажите ссылку.
обратиться к администрации