Лекция 8. Тяжелые аварии на аэс

Вопрос2. Авария на АЭС Три-Майл-Айленд

Авария на АЭС Три-Майл-Айленд - крупнейшая авария в истории коммерческой атомной энергетики США, произошедшая 28 марта 1979 года на втором энергоблоке станции по причине своевременно не обнаруженной утечки теплоносителя первого контура РУ соответственно, потери охлаждения ядерного топлива. В ходе аварии произошло расплавление около 50% активной зоны реактора, после чего энергоблок так и не был восстановлен. Помещения АЭС подверглись значительному радиоактивному загрязнению, однако радиационные последствия для населения и окружающей среды оказались несущественными. Аварии присвоен уровень 5 по шкале INES.

Авария усилила уже существовавший кризис в атомной энергетике США и вызвала всплеск антиядерных настроений в обществе. Хотя всё это и не привело к мгновенному прекращению роста атомной энергетической отрасли США, её историческое развитие было остановлено. После 1979 и до 2012 года ни одной новой лицензии на строительство АЭС не было выдано, а ввод в строй 71 ранее запланированной станции был отменён.

Результаты расследования аварии привели к переосмыслению стандартов безопасности АЭС и роли в ней человеческого фактора. Комиссия по ядерному регулированию США была реорганизована, а надзор за эксплуатацией атомных станций усилен.

Утечка теплоносителя

Панель БЩУ с ремонтными маркировочными табличками, скрывшими от персонала цветовую индикацию о закрытом положении задвижек на напоре насосов аварийной питательной воды.

В типовом переходном режиме, связанном с внезапным прекращением циркуляции во втором контуре станции, на этот раз существовало несколько отклонений, о которых персонал станции ещё не догадывался. Во-первых, задвижки на напоре аварийных питательных насосов оказались ошибочно закрыты и охлаждение через парогенераторы было временно потеряно (ошибочное состояние задвижек было определено уже через 8 минут и не оказало значительного влияния на последствия аварии). Во-вторых, что гораздо важнее, электромагнитный клапан КД по неизвестной причине не закрылся после снижения давления в реакторной установке, и происходила непрерывная потеря теплоносителя из первого контура с расходом приблизительно 50 м³/ч (в перерасчёте на жидкость). Фактически это означало, что на станции имелась нераспознанная персоналом авария, связанная с «малой» течью теплоносителя (в противовес «большой» течи, возникающей при разрыве трубопроводов максимального диаметра).

Действуя по стандартной при аварийной остановке реактора процедуре, операторы предприняли шаги для компенсации ожидаемого уменьшения объёма теплоносителя первого контура: подача воды (подпитка) в реакторную установку была увеличена, а отбор её на очистку (продувка) уменьшен. Несмотря на корректирующие действия операторов, к 04:01:25 (+00:00:48) уровень в компенсаторе давления снизился с номинальных 6300 до 4000 мм, а в 04:02:38 (+00:02:01) давление в реакторной установке упало ниже 11,3 МПа и автоматически включились насосы системы аварийного охлаждения реактора, подающие в первый контур воду под высоким давлением с расходом в 230 м³/ч и предназначенные для компенсации утечек.

К несчастью, не подозревая о наличии течи и наблюдая быстрый рост уровня воды в КД (7400 мм к 04:04:05 (+00:03:28)), операторы посчитали такую подпитку явно избыточной. Таким образом, в 04:05:15 (+00:04:38) был отключен один из насосов аварийного охлаждения и снижена подача воды в первый контур до 6 м³/ч, кроме того, была предпринята попытка кратковременно увеличить отбор теплоносителя через линию продувки вплоть до 36 м³/ч. Эти действия лишь ухудшили ситуацию, давление продолжило снижаться, и к 04:06:07 (+00:05:30) вода в первом контуре достигла состояния насыщения (кипения) при 9,2 МПа и 305⁰C. Образовавшийся в активной зоне пар вытеснял воду в КД, создавая иллюзию полного заполнения жидкостью первого контура.

Длительный сброс среды первого контура через неисправный электромагнитный клапан вызвал переполнение бака-барботера, из-за чего в 04:03:50 (+00:03:15) сначала сработал его предохранительный клапан, а затем в 04:15:25 (+00:14:48) произошло разрушение защитной разрывной мембраны, после чего горячая вода и пар стали поступать в помещения гермооболочки.

Примерно к 04:26:00 (+00:25:00) давление в первом контуре достигло значений около 7 МПа. Однако, с точки зрения операторов, состояние реакторной установки казалось относительно стабильным, хотя и необычным. Это обманчивое впечатление сохранялось до тех пор, пока работа главных циркуляционных насосов не стала ухудшаться из-за перекачивания неоднородной пароводяной среды, плотность которой снижалась в результате продолжавшегося кипения теплоносителя. Сильные вибрации вынудили операторов в 05:14:06 (+01:13:29) отключить насосы со стороны парогенератора «B», а в 05:41:22 (+01:40:45) по той же причине были остановлены насосы со стороны парогенератора «A». К этому времени было потеряно около 120 м³ теплоносителя (более 1/3 от объёма первого контура).

После остановки циркуляции в 1-ом контуре произошло разделение жидкой и паровой сред, пар занял верхние участки контура, а граница кипения теплоносителя в реакторе установилась примерно на 1 метр выше верхней плоскости активной зоны. В дальнейшем в результате кипения и сброса среды через электромагнитный клапан уровень в реакторе неуклонно снижался, и уже с 05:52:04 (+01:51:57) началось осушение активной зоны.

Реакция операторов

Сложившаяся ситуация с течью теплоносителя из верхнего (парового) объёма компенсатора давления не была учтена при проектировании АЭС, и подготовка персонала станции для управления реакторной установкой в таких условиях была недостаточной. Операторы столкнулись с симптомами, которых не понимали: сочетание снижавшегося давления и растущего уровня в компенсаторе давления не было описано в эксплуатационной документации и не рассматривалось при их тренировке. С другой стороны, по мнению комиссии проводившей расследование, правильное понимание базовой информации, предоставляемой приборами, позволило бы операторам исправить положение.

Основной вклад в развитие аварийной ситуации внесли как неспособность операторов вовремя распознать утечку через неисправный клапан, так и их вмешательство в автоматическую работу системы аварийного охлаждения. Устранение любого из этих факторов превратило бы аварию в сравнительно малозначительный инцидент. С точки зрения безопасности, отключение насосов аварийного охлаждения является более значимой ошибкой, так как всегда можно представить себе случай возникновения протечки которую невозможно устранить закрытием арматуры.

Анализ действий персонала показал неудовлетворительное понимание им основных принципов работы реакторов типа PWR, одним из которых является поддержание достаточно высокого давления в установке для предотвращения вскипания теплоносителя^[27]. Обучение операторов было нацелено прежде всего на их работу при нормальной эксплуатации, поэтому, наблюдая конфликтующие симптомы, персонал предпочел отдать приоритет регулированию уровня в компенсаторе давления, а не обеспечению непрерывной работы системы аварийного охлаждения, способной поддерживать высокое давление в контуре при протечках. Операторы не восприняли всерьёз автоматическое включение системы безопасности ещё и потому, что на Три-Майл-Айленд эта система за последний год срабатывала четыре раза по причинам, никак не связанным с потерей теплоносителя.

Недостатки щита управления и длительная работа станции с неустранёнными дефектами не позволили персоналу быстро определить состояние электромагнитного клапана компенсатора давления. Указателя фактического положения запорного органа клапана предусмотрено не было, а лампа на панели управления сигнализировала лишь о наличии питания на его приводе, соответственно, сигнал указывал на то, что клапан закрыт^[16]. Косвенные признаки, такие как повышенная температура в трубопроводе после клапана и состояние бака-барботера также не были восприняты однозначно.

С октября 1978 года, в нарушение нормативов комиссии по ядерному регулированию, энергоблок работал при протечке через затворы электромагнитного или предохранительных клапанов около 1,4 м³/ч (при разрешенном значении в 0,2 м³/ч). И хотя инструкциями на АЭС прямо предписывалось изолировать электромагнитный клапан при повышении температуры за ним свыше 90°C, этого сделано не было. Персонал привык к высоким значениям температуры^[32] и интуитивно (но ошибочно) полагал, что в случае серьёзной протечки температура за клапаном будет более 150°C, однако за всё время аварии она не превысила этой величины. Срабатывание предохранительных устройств бака-барботера также не осталось незамеченным, но персонал никак не связал это событие с продолжительной утечкой из первого контура, приписав его скачку давления при кратковременном срабатывании электромагнитного клапана в самом начале аварии.

В эксплуатационной документации был определён перечень признаков течи из первого контура, одни из них действительно имели место, например падение давления в реакторной установке, повышение температуры под гермооболочкой и наличие воды на её нижнем уровне. Однако операторов привело в замешательство отсутствие симптомов, которые они считали ключевыми: не было снижения уровня в компенсаторе давления (он, наоборот, возрастал), также не было сигнализации о повышенном уровне радиации в атмосфере гермооболочки (возможно, порог срабатывания датчика был некорректно установлен). Таким образом, даже зная о наличии воды в помещениях гермооболочки, персонал не смог адекватно определить источник её происхождения.

Разрушение активной зоны

Конечное состояние активной зоны реактора: 1 — вход 2-й петли B; 2 — вход 1-й петли А; 3 — каверна; 4 — верхний слой обломков топливных сборок; 5 — корка вокруг центра активной зоны; 6 — затвердевший расплав; 7 — нижний слой обломков топливных сборок; 8 — вероятный объём расплава, который стёк вниз; 9 — разрушенные гильзы внутриреакторного контроля; 10 — отверстие в выгородке активной зоны; 11 — слой затвердевшего расплава в полостях выгородки; 12 — повреждения плиты блока защитных труб

Прибывший в 6 часов утра персонал следующей смены, благодаря свежему взгляду, смог наконец определить состояние электромагнитного клапана компенсатора давления. В 06:22:37 (+02:22:00) был закрыт отсечной клапан, находящийся на одном трубопроводе с электромагнитным, прекратив утечку. Установив тем самым факт продолжительной потери теплоносителя, операторы должны были приступить к ликвидации аварии, запустив систему аварийного охлаждения, однако по неустановленным причинам это действие не было незамедлительно выполнено.

По случайному совпадению одновременно с закрытием отсечного клапана в 06:22:37 (+02:22:00) приборами радиационного контроля, расположенными под герметичной оболочкой, было зафиксировано первое свидетельство разрушения оболочек ТВЭЛ и выхода высокоактивных продуктов деления ядерного топлива за пределы первого контура. При этом температура повреждённых ТВЭЛ должна была быть в диапазоне от 760 до 870°C.

Около 06:30 началось быстрое окисление оболочек ТВЭЛ в верхней части активной зоны за счет пароциркониевой реакции с образованием водорода. При этой реакции выделяется дополнительная теплота и температура ТВЭЛ превысила 1825°C, их оболочки из Циркалоя-4 начали расплавляться. Образовавшаяся расплавленная смесь из топлива, стали и циркония стекала вниз и затвердевала на границе кипения теплоносителя. Ближе к 7 часам утра кипящий теплоноситель покрывал уже менее четверти высоты активной зоны.

Не имея в своем распоряжении приборов, позволявших определить уровень жидкости непосредственно в корпусе реактора, и не осознавая нехватку теплоносителя, операторы попытались возобновить принудительное охлаждение активной зоны. Были предприняты попытки запуска каждого из четырёх главных циркуляционных насосов. Одна из попыток оказалась относительно успешной: запущенный в 06:54:46 (+02:54:09) ГЦН-2B захватил воду, находившуюся в петле циркуляционного трубопровода, и перекачал её в корпус реактора, что позволило ненадолго замедлить рост температуры топлива. Однако нагнетание в перегретую активную зону около 28 м³ воды вызвало её мгновенное вскипание и резкий рост давления в установке с 8,2 МПа до 15,2 МПа, а внезапное охлаждение разогретого топлива привело к «тепловому удару» и охрупчиванию конструкционных материалов. В результате верхняя часть активной зоны, состоящая из серьёзно повреждённых ТВЭЛ, потеряла устойчивость и просела вниз, сформировав каверну (пустое пространство) под блоком защитных труб (БЗТ).

Компенсируя возмущение в первом контуре, вызванное последствиями включения ГЦН-2B, операторы в 07:13:05 (+03:12:28) кратковременно открыли отсечной клапан для сброса давления. Затем, по-видимому с целью его поддержания в пределах рабочего диапазона, в 07:20:22 (+03:19:45) примерно на 20 минут была вручную включена система аварийного охлаждения (к этому моменту теплоноситель покрывал не более 0,5м высоты активной зоны). Хотя охлаждающая вода поступала в реактор, центр активной зоны практически не охлаждался из-за окружавшей его корки из ранее расплавленного и затвердевшего материала, температура расплава достигла 2500°C и в 07:47:00 (+03:46:23) произошло резкое изменение геометрии активной зоны: жидкая топливная масса из центра активной зоны, содержащая около 50% её материалов, проплавила окружавшие её конструкции и распределилась в полостях внутрикорпусных устройств и на дне реактора, а пустое пространство под БЗТ увеличилось в объёме до 9,3 м³. Интересно отметить, что несмотря на то, что температура расплава не достигла точки плавления UO₂ (2875°C), часть керамического топлива всё равно перешла в жидкую фазу при взаимодействии с цирконием и его оксидами.

В 07:56:23 (+03:55:46) произошло очередное автоматическое включение системы аварийного охлаждения реактора, теперь уже по сигналу повышения давления в гермооболочке свыше 0,03 МПа. На этот раз было принято принципиальное решение: не мешать автоматической работе систем безопасности пока не будет полного понимания состояния реакторной установки. С этого момента процесс разрушения активной зоны был остановлен.

Добровольная эвакуация

Тридцатого марта проблема наличия растворенного и газообразного водорода в первом контуре начала давать о себе знать, но согласованной стратегии по решению этой проблемы ещё не существовало. Опасность заключалась в неконтролируемом повышении давления в баке подпитки, где водород выделялся из теплоносителя и скапливался над уровнем жидкости. По решению начальника смены второго энергоблока был проведён сброс давления из бака в систему газоочистки, хотя в последней уже были выявлены серьёзные протечки. Это решение не было заранее согласовано с другими официальными лицами станции. В 8 часов утра с вертолета, вызванного для проведения радиационного мониторинга, были получены замеры мощности дозы ионизирующего излучения, составившие 1200 миллибэр в час (12мЗв/ч) в 40м над вентиляционной трубой станции. Это стало вторым по величине измеренным значением на всём протяжении аварии.

В это время в управлении комиссии по ядерному регулированию существовало серьёзное опасение о вероятности больших выбросов радиоактивности от АЭС. Источником этих выбросов могли стать газгольдеры, накапливавшие в себе радиоактивные газы из системы газоочистки. По информации, располагаемой комиссией, эти газгольдеры были практически заполнены, и в любой момент могли сработать их предохранительные устройства. Теоретические подсчеты показали, что уровень радиоактивного фона при таком сбросе поднимется до 1200 мбэр/ч на уровне земли. По случайности эта цифра совпала со значением, полученным с вертолета. Комиссия, узнав эту цифру, не сделала никаких попыток связаться со станцией и уточнить конкретную точку замеров либо причину сброса. Информация о переполнении газгольдеров также являлась недостоверной. Тем не менее руководство комиссии по ядерному регулированию сочло нужным выдать губернатору штата Пенсильвания рекомендацию эвакуировать население из района АЭС. По мере прохождения этого указания через различные заинтересованные службы мнения сильно разделились, и в условиях крайне противоречивой информации губернатор Торнбург 30 марта около 12:30 объявил о добровольной эвакуации для беременных женщин и детей дошкольного возраста из района в радиусе 8 км вокруг АЭС.

К двум часам дня, по требованию властей штата и самого президента Картера, руководство комиссии по ядерному регулированию прибыло на станцию, чтобы разобраться со всем на месте. В результате к вечеру 30 марта состоялась совместная конференция губернатора Пенсильвании и представителей комиссии. На этой встрече было официально объявлено, что никакой необходимости в обязательной эвакуации населения нет. Тем не менее, губернатор не стал отменять своих ранее выданных рекомендаций.

В связи с противоречивой информацией от СМИ и из-за самого факта появления рекомендации от губернатора, в течение нескольких дней после аварии около 195 000 человек добровольно покинули 32-километровую зону АЭС. Большинство из них расположились у своих родственников и друзей, лишь малая часть отправилась в специальные эвакуационные центры. Практически все люди вернулись в свои дома через три недели после аварии.

 

Расследование и выводы

Авария на АЭС имела широкий общественный резонанс, и для определения её причин и последствий было проведено сразу несколько независимых расследований. Наиболее масштабными из них можно назвать расследование комиссии президента США и специальное расследование комиссии по ядерному регулированию. Другие отчеты по аварии, выполненные комитетом сената США по вопросам окружающей среды, комиссией губернатора штата Пенсильвания и институтом электроэнергетических исследований (EPRI) были ограничены определённой тематикой. Отдельно стоит отметить, что с целью минимизации возможного конфликта интересов, комиссия по ядерному регулированию поручила ведение своего специального расследования независимой юридической фирме «Rogovin, Stern & Huge», ранее не имевшей отношения к ядерной энергетике.

В рамках расследования несколько сотен человек дали официальные показания и значительно большее количество лиц было опрошено, в том числе на публичных слушаниях. Рассмотрению подверглась организационная структура эксплуатирующей организации и механизмы принятия решений в аварийных ситуациях. Проанализированы тысячи страниц документации на АЭС. Расследование не ограничилось самой станцией. Отдельное внимание было уделено работе комиссии по ядерному регулированию США, также была оценена готовность различных государственных служб к радиационным авариям. Выводы были сделаны из анализа реакции СМИ и достоверности предоставляемой ими информации. По заказу комиссий были проведены детальные научно-технические экспертизы и исследования в областях ядерной физики, теплогидравлики, эргономики и др. применительно к аварии. Собранный одной только президентской комиссией материал занял более 90 погонных метров библиотечных полок. Интересно, что многие необходимые для анализа произошедшего точные параметры состояния реакторной установки были получены из записей специального диагностического прибора, который лишь случайно не был демонтирован после окончания пуско-наладочных работ на станции.

Основное заключение о причинах и последствиях аварии

Комиссия президента США весьма критично сформулировала свои выводы. По мнению комиссии, для предотвращения таких серьёзных аварий как на Три-Майл-Айленд необходимы фундаментальные изменения в организации, процедурах и практиках, и, сверх этого, в положении атомного регулятора, а также всей атомной отрасли. Корень проблем с безопасностью комиссия связала в первую очередь с людьми, а не с техникой, хотя последняя и играет свою немаловажную роль. Под «людьми» здесь понимаются не конкретные личности, а вся «система» которая производит, эксплуатирует и контролирует атомные станции. Комиссия констатировала, что существует множество структурных проблем внутри организаций, недостатков в принятых практиках и проблем с коммуникацией между ключевыми лицами и организациями.

Исходными событиями аварии стали отказы оборудования, однако сами по себе эти отказы не могли привести к столь серьёзным последствиям. Несомненно, тяжесть аварии определили ошибочные действия операторов, в частности им ставилось в вину отключение системы аварийного охлаждения. Комиссия президента США, не отрицая этого факта, попыталась найти фундаментальные причины произошедшего и проанализировала мотивы действий персонала. Основными факторами, приведшими к неадекватным действиям операторов, были названы:

1. Слабая тренировка персонала, недостаточная для управления станцией в аварийных ситуациях.

2. Противоречивая эксплуатационная документация.

3. Опыт предыдущей эксплуатации не был доведён до операторов.

Комиссия констатировала отсутствие «замкнутого цикла» при эксплуатации АЭС: ранее имевшие место инциденты, связанные с безопасностью, хоть и были известны и отчасти изучались, но их анализ не доводился до логического завершения, а полученный в результате анализа опыт не передавался лицам и организациям обязанным его учитывать. Так факты ошибочного отключения персоналом системы аварийного охлаждения реактора (инцидент на АЭС Дэвис-Бесс 24 сентября 1977 года) были известны производителю реакторной установки, и за 13 месяцев до аварии на Три-Майл-Айленд в Babcock and Wilcox велась внутренняя переписка о необходимости доведения до операторов АЭС чётких рекомендаций по обращению с этой системой. Однако ни одной новой инструкции выпущено не было.

Несмотря на серьёзное загрязнение самой станции, радиационные последствия для населения и окружающей среды оказались крайне незначительными. Практически все радиоактивные вещества остались в пределах АЭС. Основным вредным фактором для населения был назван психологический стресс, вызванный противоречивой информацией из СМИ и рекомендацией губернатора штата о добровольной эвакуации.

Человеко-машинный интерфейс

Свой вклад в дезориентацию управляющего персонала внесли недостатки блочного щита управления (БЩУ). В целях расследования была на контрактной основе привлечена компания Essex Corporation, участвовавшая в разработке панелей управления космических челноков. Essex выявила серьёзные проблемы с человеко-машинным интерфейсом на АЭС. Замечания касались как логики работы, так и физического расположения приборов и ключей на панелях щита. Так, в первые минуты аварии на БЩУ сработала аварийная сигнализация более чем по ста параметрам, которые никак не были ранжированы по степени значимости. Принтер, печатавший диагностические данные, мог выдавать лишь одну строку в четыре секунды и в итоге отстал на два часа от реальных событий. Во многих случаях ключи управления и индикаторы не были расположены в какой-либо логической последовательности или сгруппированы. Для оценки некоторых критических параметров необходимо было обходить основные панели вокруг и осматривать шкафы управления позади них. Essex Corporation также провела беглую оценку ещё нескольких АЭС и заключила, что проблемы с человеко-машинным интерфейсом имеются не только на Три-Майл-Айленд и, соответственно, могут быть свойственны отрасли в целом.

Анализ безопасности АЭС

Базовые принципы оценки безопасности АЭС, спроектированных в 1970-е годы, подверглись критике. Как правило, при анализе безопасности этих станций не уделялось внимания последствиям небольших отказов и ошибочных действий персонала. Считалось, что достаточно учесть лишь наиболее тяжелые аварийные ситуации, например связанные с разрушением трубопроводов максимального диаметра. При этом подразумевалось, что действия персонала могут лишь улучшить ситуацию, но никак не наоборот. Однако тяжелые аварии быстротечны и требуют реакции систем автоматики, тогда как мелкие неисправности более зависимы от действий персонала, к тому же вероятность возникновения вторых существенно выше.

Реакция общественности

Начиная с середины 1970-х годов, антиядерное движение в США стало приобретать массовый характер. Проблемы атомной энергетики широко обсуждались и привлекали внимание СМИ. Акции протеста стали проходить зачастую на площадках строящихся атомных станций. Общество всё более беспокоили риски, связанные с размещением АЭС в густонаселённых районах, возможными авариями, радиоактивными отходами и загрязнением окружающей среды.

16 марта 1979 года, за несколько дней до аварии на Три-Майл-Айленд, на экраны кинотеатров вышел фильм «Китайский синдром», сюжет которого строился вокруг проблем с безопасностью на вымышленной АЭС Вентана. По случайному совпадению один из персонажей фильма выразил мнение, что авария на АЭС может привести к радиоактивному заражению территории «размером с Пенсильванию».

Всё это создало почву для того чтобы после аварии на Три-Майл-Айленд протестное движение приобрело национальные масштабы. По всей Америке прошли демонстрации и марши протеста, на которых присутствовали и известные люди, например, Ральф Нейдер иДжейн Фонда. Так в мае 1979 года антиатомный митинг в Вашингтоне собрал 65 тысяч человек, а на протестную демонстрацию в Нью-Йорке прошедшую в сентябре этого же года пришло уже двести тысяч, что сделало её самым массовым протестом на то время. Подобный размах, тем не менее, оказался довольно скоротечным. Последовавшие после аварии ужесточение надзора за АЭС, фактическое прекращение размещения новых станций и соответственно медленное угасание атомной отрасли, быстро свели протестное движение практически на нет. Фокус общественного внимания переключился с противодействия росту атомной энергетики на другие вопросы, связанные, в частности, с захоронением радиоактивных отходов.

Примечания

1. Согласно ГОСТ 24856-2014 «Арматура трубопроводная. Термины и определения», затвор — совокупность подвижных и неподвижных элементов арматуры, образующих проходное сечение и соединение, препятствующее протеканию рабочей среды

2. Для защиты реакторной установки Babcock&Wilcox от превышения давления использовались два пружинных предохранительных клапана. Главным их недостатком являлось то, что после срабатывания клапан мог закрыться недостаточно плотно, а это требовало остановки и длительного расхолаживания реактора ради мелкого ремонта. Из-за высокой чувствительности прямоточных парогенераторов к изменениям в работе второго контура, предохранительные клапаны могли сработать и при сравнительно малозначительных нарушениях в работе станции. Чтобы уменьшить простои энергоблока и недовыработку электроэнергии, дополнительно устанавливался небольшой электромагнитный клапан, при скачках давления, подобных рассматриваемому, он срабатывал еще до начала открытия предохранительных клапанов, тем самым уменьшая частоту их использования.

Лекция 8. Тяжелые аварии на АЭС

 

Вопрос 1. Тяжелые аварии на АЭС

 

К тяжелым, запроектным, авариям на АЭС относятся аварии, вы­званные не учитываемыми для проектных аварий исходными собы­тиями или сопровождающиеся дополнительными по сравнению с проектными авариями отказами систем безопасности сверх еди­ничного отказа, а также вызванные ошибочными решениями персо­нала. Как правило, тяжелые аварии приводят к повреждению актив­ной зоны реактора и большому выбросу радиоактивности в окру­жающую среду.

Несрабатывание аварийной защиты реактора. Под несрабаты­ванием АЗ реактора понимается отказ в ее срабатывании при возник­новении условий на срабатывание. Отказ АЗ, хотя и рассматривается какмаловероятное событие, может быть вызван как неисправностью схем электроснабжения, схем управления, так и механической неис­правностью ОР СУЗ. Наиболее характерными и тяжелыми с точки зрения условий повреждения активной зоны являются следующие варианты исходных событий:

-отказ АЗ при нарушении условий охлаждения активной зоны реактора (отключение всех ГЦН);

-отказ АЗ при прекращении подачи питательной воды на ПГ;

-отказ АЗ при течах I -го контура.

Для всех указанных событий при отказе АЗ характерным является наличие избыточной мощности реактора по отношению к условиям отвода теплоты от активной зоны реактора. Это вызывает разогрев теплоносителя в 1-м контуре, приводит к снижению его средней плотности и увеличению объемного паросодержания. Благодаря по­ложительной обратной связи по плотности (отрицательной по температуре) теплоносителя, происходит уменьшение мощности реактора. И уже примерно к 6-й минуте процесса мощность реакто­ра определяется в основном только остаточными тепловыделения­ми, а примерно к 25-й минуте подкритичность реактора начинает не­прерывно увеличиваться, что обеспечивает безопасные условия для расхолаживания РУ.

Действия персонала при данных авариях направлены, в первую очередь, на максимально эффективный ввод бора в 1-й контур и пе­ревод реактора в глубоко подкритичное состояние, на обеспечение циркуляции теплоносителя в 1-м контуре как при помощи ГЦН, так и при помощи аварийной подпитки, на обеспечение условий теплоотвода со стороны 2-го контура. При появлении парогазового пузы­ря над активной зоной (под крышкой реактора) операторы производят сброс среды, используя аварийные сдувки.

В целом для данного типа аварий выполняются все проектные критерии по условиям охлаждения топлива и целостности границ 1-го контура, установленные для проектных аварий, хотя практиче­ски неизбежно возникновение кризиса теплообмена.

Течи 1-го контура с полным отказом СБ. При течах 1-го конту­ра с полным отказом механизмов систем безопасности не выполня­ется функция поддержания необходимого запаса теплоносителя в активной зоне, в результате чего происходит ее оголение и наруше­ние охлаждения топлива.

Действия персонала должны быть направлены на максимально быстрое восстановление работоспособности механизмов СБ, кото­рые могут обеспечить подачу воды в 1-й контур на охлаждение ак­тивной зоны, на обеспечение расхолаживания РУ с максимально-возможной скоростью через 2-й контур при условии обеспечения подкритичности активной зоны. В качестве источников подпитки 1-го контура могут использоваться любые работоспособные меха­низмы нормальной эксплуатации, а также гидроемкости (ГЕ) САОЗ. Для использования последних давление в 1-м контуре должно быть снижено ниже 60 кгс/см². Давление в 1-м контуре, в случае его зависания, можно снизить, используя аварийное газоудаление или ИПУ КД. Одной из основных задач операторов является обеспечение це­лостности последнего барьера безопасности - ГО и исключение ра­диоактивного загрязнения окружающей среды.

Анализ аварий с течами 1-го контура и отказами СБ показывает, что в случае принятия персоналом своевременных (для «большой» течи минимальное время на организацию подпитки составляет при­мерно 20 мин) и эффективных мер, направленных на подпитку 1-го контура и восстановление охлаждения активной зоны, тяжелого по­вреждения активной зоны (массового плавления топлива) не на­блюдается.

Течи 1-го контура с отказом контура локализации ГО. Отказ локализации ГО при авариях с течами 1-го контура может быть вы­зван неисправностью схем управления элементов локализации, меха­ническими повреждениями локализующей арматуры, включая арма­туру вент. систем ГО, или обесточиванием арматуры в момент лока­лизации ГО. В результате отказа локализации ГО при течи 1 -го кон­тура происходит истечение теплоносителя 1-го контура за пределы ГО, т.е. нарушение (отказ) 4-го барьера безопасности и невозвратная потеря теплоносителя 1-го контура.

Действия персонала должны быть направлены на обеспечение подпитки 1-го контура; обеспечение подпитки баков - источников борированной воды; принятие всех возможных мер по локализации ГО и исключению значительного выброса активности в атмосферу; обеспечение расхолаживания РУ с максимально-возможной скоро­стью через 2-й контур при условии обеспечения подкритичности ак­тивной зоны. Если локализовать ГО невозможно и возникает угроза значительного радиоактивного загрязнения окружающей среды, вво­дится План защиты персонала и населения при радиационной ава­рии с привлечением всех возможных ведомственных, региональных и федеральных сил и средств на устранение последствий аварии.

Течи 1-го контура во 2-й контур с отказом предохранитель­ных сбросных устройств 2-го контура. Отказ предохранительных сбросных устройств 2-го контура (БРУ-А или ИПУ ПГ) при течи 1-го контура во 2-й контур может быть вызван неисправностью их схем управления, обесточиванием их в открытом положении или ме­ханическими повреждениями, в частности в результате гидроударов при переполнении аварийного ПГ.

При повреждении коллекторов ПГ или трубчатки ПГ происходит истечение теплоносителя 1-го контура в поврежденный ПГ, в результате чего давление в ПГ может увеличиться до уставки открытия БРУ-А или ИПУ ПГ. А в результате увеличения уровня в ПГ возмож­ны гидроудары и незакрытие предохранительных сбросных уст­ройств 2-го контура после срабатывания. При их незакрытии происходит истечение теплоносителя 1-го контура в атмосферу и невоз­вратные его потери.

Действия персонала должны быть направлены на принятие всех возможных мер, направленных на закрытие предохранительных сбросных устройств 2-го контура; обеспечение подпитки 1-го конту­ра с одновременным снижением давления в 1-м контуре для умень­шения расхода в течь; обеспечение расхолаживания РУ с максимально-возможной скоростью через 2-й контур при условии обеспечения подкритичности активной зоны; обеспечение подпитки баков - ис­точников борированной воды; исключение значительного выброса активности в атмосферу. Если закрыть предохранительные сбросные устройства 2-го контура невозможно и возникает угроза значитель­ного радиоактивного загрязнения окружающей среды, вводится План защиты персонала и населения при радиационной аварии с привлечением всех возможных ведомственных, региональных и федеральных сил и средств на устранение последствий аварии.

Течи 2-го контура с отказом системы отвода теплоты. Отказ системы отвода теплоты от РУ предполагает отказы механизмов ава­рийной подпитки 1-го контура СБ и системы питательной воды ПГ, которые могут быть вызваны механическими повреждениями меха­низмов и арматуры, отказом схем управления или обесточиванием механизмов и арматуры.

В результате разрыва 2-го контура (например, паропровода ПГ) происходит резкое увеличение расхода пара от ПГ с соответствую­щей высокой скоростью захолаживания 1-го контура, что приводит к вводу положительной реактивности вследствие отрицательного тем­пературного коэффициента реактивности. Отказ механизмов аварий­ной подпитки 1-го контура СБ в этой ситуации приводит к невоз­можности ввода бора в 1-й контур и создания необходимой подкритичности активной зоны. Отказ системы питательной воды ПГ при­водит к невозможности отвода теплоты со стороны 2-го контура. Расчетный анализ данной аварии показал, что при непринятии своевременных и эффективных мер примерно через 1,5 ч температура оболочек ТВЭЛ превышает 1200°С (проектный предел).

Действия персонала должны быть направлены на перевод реакто­ра в глубоко подкритичное состояние с использованием аварийной защиты реактора и обеспечение отвода остаточных тепловыделений с использованием любых альтернативных средств — работоспособ­ных элементов и механизмов нормальной эксплуатации, а также на расхолаживание РУ с максимально-возможной скоростью через 2-й контур при условии обеспечения подкритичности активной зоны, локализацию ГО и исключение выброса активности в атмосферу.