Дополнения к Докладу №1 (INSAG-1): отчёт INSAG-7, октябрь 1993г. 2. ОСОБЕННОСТИ РЕАКТОРА 2.1. Паровой коэффициент реактивности 2.2. Конструкция стержней СУЗ 2.3. Скорость ввода стержней аварийной защиты 2.4. Регулирование мощности 2.5. Контрольно-измерительная аппаратура регистрации запаса реактивности 2.6. Размеры активной зоны реактора 2.7. Возможность внесения изменений в системы обеспечения безопасности, останова и сигнализации на станции 2.8. Недогрев теплоносителя на входе 2.9. Система контура первичного теплоносителя 2.10. Защитная оболочка Ниже следуют краткие сводные данные о некоторых конструктивных (проектных)1 особенностях реактора РБМК-1000 и связанных с ним систем 4 блока Чернобыльской атомной электростанции во время аварии 26 апреля 1986 года. Эти конструктивные особенности оказали основное влияние на ход аварии и ее последствия. 2.1. ПАРОВОЙ КОЭФФИЦИЕНТ РЕАКТИВНОСТИ В активной зоне реактора, охлаждаемого кипящей водой, содержится определенное количество пара. Пузырьки пара называют пустотами, а долю объема теплоносителя, занимаемого пустотами, называют паросодержанием теплоносителя. При изменении паросодержания изменяется реактивность; отношение двух этих изменений называют паровым коэффициентом реактивности, который может быть положительным или отрицательным в зависимости от конструкции реактора. Изменение мощности реактора может приводить к изменению паросодержания и может также вызывать другие эффекты, изменяющие реактивность. Эти изменения реактивности должны компенсироваться регулирующими стержнями. Отношение суммарного изменения реактивности, достигнутого таким образом, к вызвавшему его изменению мощности называют мощностным коэффициентом реактивности, и этот коэффициент также может быть положительным или отрицательным. Паровой коэффициент реактивности является доминирующим компонентом мощностного коэффициента реактивности реакторов типа РБМК, отражающим высокую степень зависимости реактивности от паросодержания активной зоны. Значение этого коэффициента существенным образом зависит от выбора шага решетки и состава активной зоны (числа погруженных в активную зону стержней СУЗ, количества установленных дополнительных поглотителей, обогащения и глубины выгорания топлива). На основе исследований, проведенных после аварии, сообщалось, что расчетный паровой коэффициент реактивности для реактора РБМК-1000 изменялся в диапазоне от -1,3 х 10~4 % -1 (Sk/k) для свежезагруженного топлива До +(2,0-2,5) X 10~4 %~l (6k/k) для стационарного режима перегрузки и что при полной потере теплоносителя изменение реактивности составляло —2/3 для свежезагруженного топлива 1 В настоящем докладе часто используется понятие "проектирование" атомной электростанции. Его значение определено в Серии публикаций по нормам ядерной безопасности МАГАТЭ (ПРНБ): процесс и результат разработки концепции, подробных чертежей, вспомогательных расчетов и технических условий для атомной электростанции и ее оборудования. и +(4—5)/3 для стационарного режима перегрузки (где /3 — доля запаздывающих нейтронов). В проектной документации для реактора РБМК указывалось, что паровой коэффициент реактивности для исходного и установившегося состояний отрицателен (см. Приложение П, Раздел П-3). Поэтому, хотя паровой коэффициент реактивности изменялся в широком диапазоне от отрицательных до положительных значений в зависимости от состава активной зоны и рабочего режима реактора, быстрый мощностной коэффициент в нормальных эксплуатационных условиях оставался отрицательным. Во время аварии как паровой, так и мощностной коэффициент реактивности оказались положительными. 2.2. КОНСТРУКЦИЯ СТЕРЖНЕЙ СУЗ Стержни СУЗ реактора РБМК вводятся в активную зону сверху, за исключением 24 укороченных стержней, которые вводятся снизу и которые используются для выравнивания распределения энерговыделения. К каждому концу поглощающей части каждого стержня, за исключением 12 стержней, используемых для автоматического регулирования, прикреплен графитовый стержень, называемый "вытеснителем". Нижний вытеснитель предотвращает поступление воды в пространство, освобождаемое извлекаемым стержнем, тем самым улучшая компенсирующую способность стержня. Графитовый вытеснитель каждого стержня всех реакторов РБМК в момент аварии был соединен со стержнем через "телескоп", так что вытеснитель и поглощающий стержень разделяло расстояние 1,25 м, заполненное водой (см. рис. 1). Размеры стержня и вытеснителя были такими, что при полностью извлеченном стержне вытеснитель располагался в середине заполненной топливом части активной зоны, а выше и ниже него находились столбы воды высотой 1,25 м. По получении сигнала аварийного останова реактора, вызывающего падение полностью извлеченного стержня, вытеснение воды из нижней части канала при движении стержня вниз с верхнего концевика вызывало локальный ввод положительной реактивности в нижнюю часть активной зоны. Величина этого эффекта "положительной реактивности при аварийном останове" зависела от пространственного распределения поля энерговыделения и режима работы реактора. Поглотитель Вода Графитовый вытеснитель Вода РИС. 1 Крайнее верхнее положение стержня СУЗ системы аварийной защиты РБМК относительно активной зоны реактора (а) до и (Ь) после усовершенствований, внесенных после чернобыльской аварии. Размеры даны в сантиметрах. 2.3. СКОРОСТЬ ВВОДА СТЕРЖНЕЙ АВАРИЙНОЙ ЗАЩИТЫ Время, необходимое для полного погружения стержней аварийной защиты (т. е. стержней, обеспечивающих аварийный останов) в активную зону при движении от верхних концевых выключателей, составляло 18с. Такая низкая скорость ввода являлась главным образом результатом плотной посадки стержня в его канале, вследствие чего охлаждающая вода, в которой должен был перемещаться стержень, действовала подобно жидкости в амортизаторе или гасителе перемещения. 2.4. РЕГУЛИРОВАНИЕ МОЩНОСТИ Реактор РБМК-1000 был оборудован двумя системами, обеспечивающими регулирование мощности. Первая из них представляла собой систему физического контроля распределения энерговыделения (СФКРЭ) и имела датчики, расположенные внутри активной зоны. Второй была система управления и защиты, датчики которой были расположены как внутри активной зоны, так и вне ее, в баке боковой биологической защиты. В принципе, эти две системы были разработаны таким образом, чтобы дополнять друг друга. СФКРЭ была разработана для контроля относительного и абсолютного распределения энерговыделения в диапазоне 10-120% и контроля мощности реактора в диапазоне 5-120% номинальной мощности. Система управления и зашиты реактора включала в себя систему локального автоматического регулирования и локальной автоматической защиты (ЛАР-ЛАЗ). Система ЛАР-ЛАЗ получала сигналы от внутризонных датчиков и осуществляла регулирование на уровнях мощности свыше 10% номинальной. Контроль на малых уровнях мощности осуществлялся только на основе датчиков, расположенных вне активной зоны, когда реактор эксплуатировался на малой мощности при отключенных системах СФКРЭ и ЛАР-ЛАЗ, в распоряжении операторов не имелось контрольно-измерительных датчиков, расположенных внутри активной зоны. Оператор, принимая решения по регулированию мощности и пространственного распределения энерговыделения, должен был полагаться главным образом на показания датчиков, расположенных вне активной зоны. Однако датчики, расположенные вне активной зоны, не могли показывать распределение нейтронного потока внутри нее. Более того, они не могли показывать усредненное распределение потока по высоте активной зоны, поскольку все они расположены по высоте напротив середины активной зоны. Поэтому, контролируя реактор на низких уровнях мощности, оператор должен был полагаться главным образом на опыт и интуицию, а не на показания приборов системы регулирования. В таких условиях от оператора могло потребоваться выполнение до 1000 управляющих действий в час. Все же регулирование мощности РБМК-1000 при запуске, когда в реакторе нет поглотителей нейтронов или когда он не отравлен ксеноном-135, отличается от, и гораздо проще, управления полем энерговыделения неравномерно отравленного реактора на малой мощности. В последнем случае, который в значительной мере присутствовал в ходе испытаний, закончившихся разрушением реактора 4 блока Чернобыльской АЭС, существует риск большого перекоса поля и высоких неравномерностей энерговыделения как по высоте, так и по радиусу активной зоны. У операторов по существу не было опыта регулирования мощности в таких условиях. 2.5. КОНТРОЛЬНО-ИЗМЕРИТЕЛЬНАЯ АППАРАТУРА РЕГИСТРАЦИИ ЗАПАСА РЕАКТИВНОСТИ ЭВМ и контрольно-измерительная аппаратура, используемые для определения запаса реактивности реактора РБМК-1000, были расположены на расстоянии 50 м от пульта управления. В систему сбора данных поступала информация из приблизительно 4000 точек опроса. Система использовалась для периодического расчета оперативного запаса реактивности (ОЗР), представляющего собой дополнительную реактивность, которая возникнет в случае извлечения всех стержней СУЗ, и выраженного величиной, кратной суммарной реактивности, регулируемой стандартным стержнем. Цикл измерений и расчета ОЗР в этой системе сбора данных составлял около 10-15 мин. Система была разработана, чтобы обеспечить оператору поддержку при контроле распределения энерговыделения в стационарном режиме, и использовалась для этой цели в сочетании с системой контроля пространственного распределения энерговыделения. 2.6. РАЗМЕРЫ АКТИВНОЙ ЗОНЫ РЕАКТОРА Ввиду больших размеров активной зоны реактора РБМК-1000 (высота 7 м, диаметр 11,8м) цепная реакция в одной части активной зоны весьма слабо связана с цепной реакцией в других, удаленных от нее частях. Это ведет к необходимости регулировать пространственное распределение энерговыделения почти так же, как если бы в объеме активной зоны имелось несколько независимых реакторов. В чрезвычайных условиях такая ситуация может оказаться весьма нестабильной, поскольку малые пространственные перераспределения реактивности могут вызвать значительные пространственные перераспределения энерговыделения. Одним из проявлений такого нарушения связи в активной зоне является то, что непосредственно перед аварией цепные реакции в верхней и нижней частях реактора проходили почти независимо, и это положение усугублялось глубоким ксеноновым отравлением в расположенной между ними центральной части. В этих условиях при вводе стержней СУЗ из полностью извлеченного положения описанный ранее эффект ввода положительной реактивности при быстром останове реактора мог привести к появлению надкритичности в нижней части активной зоны и быстрому смещению распределения нейтронного потока вниз независимо от того, каким было это распределение непосредственно перед вводом стержней. В условиях аварии смешение распределения энерговыделения вследствие ввода положительной реактивности при быстром останове реактора могло оказаться значительным. 2.7. ВОЗМОЖНОСТЬ ВНЕСЕНИЯ ИЗМЕНЕНИЙ В СИСТЕМЫ ОБЕСПЕЧЕНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ, ОСТАНОВА И СИГНАЛИЗАЦИИ НА СТАНЦИИ На 4 блоке Чернобыльской АЭС операторы имели возможность вручную отключать некоторые системы обеспечения безопасности, блокировать устройства автоматического аварийного останова реактора и сбрасывать или подавлять различные аварийные сигналы системы сигнализации. Это можно было делать просто путем установки перемычек на клеммы, к которым имелся доступ. В некоторых обстоятельствах эксплуатационные регламенты допускали такое отключение. 2.8. НЕДОГРЕВ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ НА ВХОДЕ Реакторы РБМК - это кипящие реакторы. Теплоноситель поступает в активную зону реактора снизу в виде воды, недогретой до температуры кипения, а кипение начинается на некотором расстоянии по пути прохождения потока через активную зону. Анализ и эксперименты показали, что для стабильности реактора важна степень недогрева теплоносителя на входе кипящего реактора. Если недогрев падает почти до нуля, то кипение начинается практически на входе в активную зону и ввиду парового коэффициента реактивности эффекты реактивности становятся весьма чувствительными к температуре теплоносителя на входе. Более того, поскольку температура теплоносителя на участке от циркуляционных насосов до входа в активную зону изменяется незначительно, при весьма малом недогреве температура воды внутри насосов и на всасе в них близка к точке кипения. В таких условиях поведение насосов может стать нестабильным, и в определенных условиях напор может существенно снизиться или даже стать равным нулю (процесс, называемый кавитацией). Этот вопрос дополнительно обсуждается в Разделе 2.9. 2.9. СИСТЕМА КОНТУРА ПЕРВИЧНОГО ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ Реактор РБМК-1000 имеет две независимых петли контура первичного теплоносителя, каждая из которых охлаждает половину реактора. Каждая петля имеет четыре главных циркуляционных насоса, три из которых используются при нормальной эксплуатации; четвертый насос находится в режиме готовности в качестве резерва для использования в случае необходимости отключения одного из трех работающих насосов. Производительность каждого насоса составляет от 5500 до 12000 м3/ч. На напорном трубопроводе каждого насоса установлены также запорнорегулирующий клапан и обратный клапан для предотвращения обратного потока в случае отказа насоса. Каждый насос оборудован запорными задвижками, позволяющими в случае необходимости изолировать его. Теплоноситель, поступающий от каждого из трех насосов в петлю теплоносителя, направляется в общий коллектор и затем в 22 раздаточных групповых коллектора в каждой половине реактора. Эти коллекторы распределяют поток по отдельным трубчатым каналам, содержащим ядерное топливо. На каждом канале установлен запорно-регулирующий клапан, используемый для оптимизации радиального распределения охлаждения по активной зоне. Кипение происходит при прохождении теплоносителя по каналам в той части, которая проходит через активную зону реактора. Пароводяная смесь из различных топливных каналов отводится отдельными трубами в два параллельных горизонтальных барабана-сепаратора в каждой петле. От верхней части каждого сепаратора пар направляется к двум коллекторам пара, откуда он поступает к турбинам. Поток конденсата от турбины в каждой петле образует поток питательной воды, который соединяется с рециркуляционным потоком воды от парогенераторов, образуя входной поток теплоносителя на всасах насосов. Таким образом, петля циркуляции теплоносителя замыкается. В нормальных условиях расход каждого насоса составляет 8000 м3/ч. Нормальная температура на входе в активную зону составляет 270°С, а на выходе из активной зоны 284°С при давлении 7 МПа (приблизительно 70 атм). Температура воды, попадающей во всасывающий коллектор главного циркуляционного насоса, зависит от интенсивности парообразования в реакторе, поскольку пар после прохождения через турбину конденсируется и превращается в более холодный компонент питательной воды теплоносителя, поступающего к насосу и в активную зону. Когда в результате снижения мощности реактора поток этого компонента питательной воды теплоносителя уменьшается, температура теплоносителя на всасе насоса и на входе в активную зону соответственно возрастает. В ходе операций нормального пуска и останова реактора расход в первичном контуре теплоносителя контролируется с помощью регулирующих клапанов дроссельного типа таким образом, чтобы он снизился от нормального уровня 8000 м3/ч на насос до величины 6000-7000 м3/ч. В режимах пониженной мощности при пуске и останове реактора используется меньшее число насосов. Эти меры обеспечивают достаточно низкую температуру на входе главного циркуляционного насоса, чтобы предотвратить кавитацию в насосах и сохранить соответствующее распределение парообразования по высоте топливных каналов. Непосредственно перед чернобыльской аварией и на начальном этапе аварии работали все восемь насосов. Четыре запитывались от работающей турбины, а четыре - от внешнего источника энергопитания. Использование всех восьми насосов привело к тому, что расход теплоносителя превысил уровень, соответствующий номинальным условиям при полной мощности, уменьшив уже и так низкое паросодержание в активной зоне. Это низкое паросодержание снизило коэффициент трения потока теплоносителя. Кроме того, ввиду пониженного уровня мощности реактора в это время недогрев теплоносителя на входе в активную зону был лишь незначительным и, в зависимости от точных значений расхода питательной воды и потока рециркуляции, а также распределения давления в трубопроводах системы, он мог оказаться вообще нулевым. Эти условия привели к началу кипения в нижней части активной зоны или вблизи нее. В существовавших тогда эксплуатационных условиях паровой коэффициент реактивности был весьма существенно положительным, а активная зона находилась в состоянии повышенной восприимчивости к увеличению положительной обратной связи по паровой реактивности в случае повышения мощности. Более того, при повышенном расходе теплоносителя уменьшился запас до кавитации циркуляционных насосов. После отключения турбины работа запитанных от нее четырех насосов начала замедляться, поскольку скорость вращения турбины снижалась и падало напряжение связанного с ней генератора. Понижающийся расход через активную зону вызвал повышение паросодержания в активной зоне и обусловил появление первоначальной положительной обратной связи по реактивности, которая по крайней мере отчасти была причиной аварии. По-прежнему не ясно, падала ли в этот период нагнетательная способность насосов, которые обеспечивали циркуляцию смешанной пароводяной смеси, или же даже произошли кавитация и срыв насосов и они вообще прекратили обеспечивать циркуляцию теплоносителя. В докладе комиссии Государственного комитета СССР по надзору за безопасным ведением работ в промышленности и атомной энергетике (Госкоматомнадзора) (Приложение I, Раздел 1-4.5) содержится ссылка на исследования, в результате которых сделано заключение о том, что кавитации насосов не было. По крайней мере, положительный паровой коэффициент реактора РБМК приводит к тому, что его конструкция в обстоятельствах аварии оказывается чрезвычайно восприимчивой к нару шениям работы или срыву насосов. 2.10. ЗАЩИТНАЯ ОБОЛОЧКА Реакторы РБМК имеют отдельные конструкции для "локализации". Иными словами, отдельные части реактора и контура теплоносителя находятся в индивидуальных герметичных помещениях, каждое из которых имеет целью обеспечить защиту от разрыва трубопроводов первого контура (локализацию) только в данном помещении. В частности, активная зона реактора находится в реакторном пространстве, боковые стенки которого также служат в качестве защиты. Нижняя часть реакторного пространства представляет собой тяжелую плиту, на которой собрана активная зона, а сверху имеется плита с металлоконструкциями весом 2000 тонн. Концевики топливных каналов проходят через нижнюю и верхнюю плиты и приварены к ним. Отдельные герметичные помещения соединяются трубами с расположенной внизу системой "бассейнов-барботеров", которые служат в качестве бассейнов аварийного сброса давления, - конструктивное решение, в некоторой степени похожее на то, которое принято для большинства кипящих реакторов в западных странах. Так же, как на других реакторах РБМК, имевших такое пространство для локализации над активной зоной реактора, это пространство способно выдерживать номинальное избыточное давление, создаваемое паром при одновременном разрыве двух каналов. Такое ограничение возможности обусловлено размерами труб сброса давления, выходящих в бассейны-барботеры. Одновременный разрыв множества топливных каналов привел бы к возникновению Давления, достаточно высокого для того, чтобы функция локализации нарушилась вследствие подъема верхней плиты, в ходе чего произошли бы разрывы остальных технологических каналов. ГЛАВНАЯ Введение 1. Описание Чернобыльской АЭС с реакторами РБМК-1000 2. Хронология развития аварии 3. Анализ процесса развития аварии на математической модели 4. Причины аварии 5. Предотвращение развития аварии и уменьшение её последствий 6. Контроль за радиоактивным загрязнением окружающей среды и здоровьем населения 7. Рекомендации по повышению безопасности ядерной энергетики Дополнения к Докладу №1 INSAG-7 (1993г.) Второй Доклад в МАГАТЭ (2005г.) |