АЕЦ Белене при пълна и продължителна загуба на електрозахранване

Ядрена енергетикаТехнически статииСп. Енерджи ревю - брой 3, 2011

Изследването на поведението на АЕЦ Белене при дълговременна загуба на всички променливотокови източници на захранване е проведено от архитект-инженера на проекта за АЕЦ Белене - фирма РИСК Инженеринг и Worley Parsons - България. Причината за разработването на анализа е аварията в АЕЦ Фукушима в Япония през март т. г. След съгласуване на параметрите на сценария с НЕК, специалисти от Риск Инженеринг извършиха необходимите изменения в модела и проведоха анализ. Резултатите бяха оповестени за първи път в рамките на тазгодишното издание на международна конференция Булатом (2 - 4 юни т. г.) от Добрин Григоров, главен експерт по ядрена енергетика.

Първоначалният проект на ВВЕР от трето поколение се е различавал значително от модификацията, която ни е предложена за АЕЦ Белене, но от самото начало е била заложена идеята за четириканален блок. Това е основната характеристика, която го прави трето поколение - в този случай честотата за повреждане на горивото се понижава близо с един порядък, тъй като в системите за безопасност е добавен още един канал. При стандартен триканален блок (PWR или ВВЕР), за да се реализира този ефект, се извършва огромно множество мероприятия, в резултат на което се достига нещо подобно, но с цената на много усилия и средства. Сегашното състояние на проекта е получено, като са добавени пасивни системи за безопасност, които значително променят начина на протичане на аварийните режими. След първоначалната идея, проектът еволюира при всяка негова реализация, например в проектите в АЕЦ Тян-Ван и АЕЦ Куданкулам, където определени системи са добавени и се стига до модификацията на проекта на АЕЦ Белене.

Проектът за АЕЦ Белене (ВВЕР модел B466), категоризиран като трето поколение, се обезпечава от четриканалната структура на резервиране на всяка система за безопасност (функция на безопасност). Допълнителните “плюсове” са осигурени от:

n двойна конструкция на херметичната обвивка (първична и вторична обвивка);

n инсталиране на уловител на разтопената активна зона - “уловител на стопилката”.

В проекта са заложени няколко подхода за управление на авариите:

n прилагане на няколко системи за изпълнение на дадена функция за безопасност;

n прилагане на разнообразие при изпълнението на функциите от различните системи, чрез използване на активни и пасивни принципи на действие за всяка функция;

n прилагане на автоматични алгоритми за управление на определени групи ИС.

По този начин се постига висока степен на надеждност при изпълнение на функциите за безопасност и много по-малка чувствителност от изходни събития, които предизвикват откази в системите по т. нар. обща причина. Като пример ще разгледаме функцията за безопасност - охлаждането на активната зона.

Системите, които са отговорни за отвеждане на енергоотделянето от първи контур (охлаждане на активната зона), включват пълен набор от активни системи, типични за второ поколение на реактори с вода под налягане. В проекта на АЕЦ Белене този комплект е допълнен с нови системи и в крайна сметка тази функция за безопасност се изпълнява от следните системи:

n устройства за изхвърляне на пара от втори контур (налична технология при ВВЕР и PWR проекти);

n активна система за аварийно и планово разхлаждане на първи контур (работи след системата за изхвърляне на пара). Системата е налична технология при ВВЕР и PWR централи;

n активна система за аварийно и планово разхлаждане през парогенераторите (ново ВВЕР проектно решение);

n пасивна система за аварийно топлоотвеждане през парогенераторите (ново ВВЕР проектно решение), която е обект на анализа.

Изходни събития (ИС) и системи за управление на авариите

В анализа ИС за проектни и надпроектни аварии предвидените в проекта събития могат да се разделят условно на две групи според начина на развитие на аварията и реакциите на блока:

Всички ИС със запазен интегритет на първи контур, които обхващат: преходни режими (с пълен спектър разкъсвания на тръбопроводи по втори контур); реактивностни аварии; ATWS - преходни режими без сработване на аварийната защита.

В тези случаи са предвидени следните системи за безопасност, които овладяват аварията и поддържат блока в безопасно състояние:

n система за пасивно топлоотвеждане чрез парогенераторите - СПОТ;

n система за бързо въвеждане на бор - СБВБ.

Всички аварии с теч от първи контур, които включват много малък теч; аварии със среден теч; течове от първи към втори контур (до сечение с диаметър 100 mm); аварии с голям теч (сечение с диаметър до 2x850 mm).

В тези случаи функциите за безопасност се изпълняват от следните системи:

n система за пасивно топлоотвеждане чрез парогенераторите - СПОТ;

n пасивни системи за охлаждане на активната зона - хидроакумулатори първа и втора степен ХА I, II степен.

Необходимо е пояснение защо се налага извършването на допълнителен анализ за поведението на блоковете от проекта на АЕЦ Белене в условия на надпроектна авария с пълна и невъзстановима загуба на всички източници на променливотоково захранване, пълна загуба на краен поглътител на топлина или двете събития заедно. Основите причини са, както следва:

n техническата обосновка на безопасността, която е разработена и представена в документите на Техническия проект, съдържаща се в Глава 15 и 19, където са представени проектните, надпроектните и тежките аварии. Но правилата, по-точно критериите за приемливост и като резултат, продължителността на анализа, не допускат извършването на анализи на толкова продължителни процеси;

n изискванията за извършването на детерминистични анализи, които са представени в нормативните документи, касаят продължителността на анализите, които са спазени, спазват се по цял свят и не предвиждат толкова продължителни анализи;

n аварията в АЕЦ Фукушима надхвърли всички очаквания и страхове за продължителността на периода без възможност от аварийни действия, което се комбинира с всеобхватността на отказите по обща причина от станалото цунами, което като общ ефект надхвърли всички известни критерии за устойчивост на АЕЦ на подобни ИС.

За да се получи яснота за качествата на проекта на АЕЦ Белене в подобен клас надпроектни ИС, възложителят (НЕК) възложи на архитект-инженера (Парсонс България и Риск Инженеринг) да извърши оценката. Оценката е за нуждите на НЕК и е насочена за получаване на независима информация от собствени източници (модели и специалисти).

Цели на анализа

Анализът е проведен в контекста на аварията в АЕЦ Фукушима-1 и има следните цели: изследване на термохидравличното поведение на реакторната инсталация в случай на дълговременна (невъзстановима) пълна загуба на променливотоково захранване (за повече от 24 часа); анализ на ефективността на пасивните системи на блока за условията на изследвания преходен режим с цел определяне на продължителността от време, в което реакторът запазва безопасно състояние без повреждане на ядреното гориво; анализ на ефективността на операторските действия за ограничаване на последствията от аварията; анализ на условията в басейна за отработило гориво в случай на дълговременна, пълна загуба на променливотоково захранване на централата (повече от 24 часа).

Обхват на анализите

Термохидравличен анализ на следните аварийни сценарии:

Сценарий A1 - Загуба на променливотокови източници на захранване с разполагаемост на 2 от 4 канала на СПОТ и операторско действие за превключване на СПОТ в режим “разхлаждане” 1.9 часа след началото на аварията (с консервативни допускания за началните условия);

Сценарий A2 - Загуба на променливотокови източници на захранване с разполагаемост на 4 от 4 канала на СПОТ и операторско действие за превключване на СПОТ в режим “разхлаждане” 1.9 часа след началото на аварията (с допускания за началните условия по подхода за “най-добра оценка”).

Анализът на басейна за отлежаване на отрабо-тило гориво (БОК) е проведен за случаите:

Случай 1 - Базиран на Глава 15 за АЕЦ Белене, блокове 1&2 МООБ, със следните консервативни допускания: 163 горивни касети, преместени от реактора в БОК преди 3 дни (аварийно изваждане) и 51 горивни касети, преместени от реактора в БОК преди 30 дни (планово презареждане). Общата мощност на остатъчното енергоотделяне е 18.289 MW към начално ниво на водата в БОК 18.355 m, температура на водата в БОК 60 °C и налягане 0.1 MPa.

Случай 2 - Базиран на Глава 15 от МООБ за АЕЦ Белене и на допълнителни пресмятания със следните допускания по подхода на “най-добра оценка”: реакторната инсталация е в условия на нормална експлоатация преди започване на презареждане (обикновено се извършва преместване от реактора в БОК на 51 горивни касети), в малкия басейн има разположени 214 горивни касети със срок на съхранение от 1 до 4 години. Общата мощност на остатъчното енергоотделяне в малкия басейн е 0.700 MW, температура на водата в БОК е 60 °C и налягане 0.1 MPa.

Допускания

За Сценарий A1 са направени следните допускания: като резултат от пълната загуба на захранване, подаването на уплътняваща вода за ГЦП е прекъснато. Максималният разход на пропуска през уплътненията на ГЦП е 0.05 m3/h (0.0104 kg/s при налягане в първи контур 16 MPa и плътност на топлоносителя 750 kg/m3). Приема се, че по време на развитие на аварията некомпенсираният пропуск през уплътненията на ГЦП е нараснал от 0.05 m3/h за първите 24 h след аварията, до 0,5 m3/h; разполагаемост на 2 от 4 канали на система СПОТ; операторът превключва разполагаемите СПОТ в режим “разхлаждане” 1,9 часа след началото на аварията.

За Сценарий A2 са направени същите допускания, с изключение на това, че са приети като разполагаеми 4 от 4 канала на СПОТ.

Основни заключения от проведените анализи

Като резултат на получените резултати от термохидравличните анализи могат да се формулират следните главни изводи:

Пасивните системи за безопасност извършват ефективно техните функции за поддържане на реакторната инсталация в безопасно състояние, без оголване и по-нататъшно повреждане на ядреното гориво за много продължителен период от време. Периодите от време без оголване на ядреното гориво и запазване на масовия разход на теча през уплътненията на ГЦП са 159 и 231 дни за Сценарии А1 и А2, съответно. Не е провеждан анализ на режима без превключване на СПОТ в режим на “разхлаждане”, тъй като съгласно проекта на централата, са предвидени батерии за СПОТ, осигуряващи 220 V постояннотоково захранване. Тези батерии са предназначени за управление на надпроектни и тежки аварии и са разполагаеми най-малко 24 часа.

Операторските действия за превключване на СПОТ в режим “разхлаждане” довежда до понижаване на налягането в първи контур и въвеждане на бориран разтвор от ХА 1 и 2 степени. Около 2 месеца след началото на аварията, оголване на активната зона и последващо повреждане не се наблюдават. Общата маса на топлоносителя е 267 и 289 тона за Сценарии А1 и А2, съответно. Приведеното ниво в компенсатора на налягане (КН) е над 8 m за двата сценария. Това означава, че е наличен голям запас на тополоносител към наличния в първи контур и нивото в КН надвишава номиналното. Запасът се поддържа от ХА втора степен (960 m3).

Максималната температура на обвивките на ядреното гориво не надхвърля началната стойност от 350 °C за целия анализиран период на анализ на транзиента - около 2 месеца. Стойностите на всички параметри на реакторната инсталация се поддържат в съответствие с проекта на централата.

За двата анализирани сценария, пределите по защита на реакторния корпус от “студено опресоване” не са нарушени, дори когато скоростта на разхлаждане на първи контур превишава проектната стойност за Сценарий А2. Поради очевидната ефективност на СПОТ, когато са разполагаеми 2 от 4 канала на системата в режим на разхлаждане (Сценарий А1), максималната скорост на разхлаждане, която е достигната, е 40 °C/h . Може да се препоръча да се използват само 2 от 4 канала в режим на разхлаждане, особено когато мощността на остатъчното енергоотделяне е относително ниска и няма наличие на теч от първи контур, в резултат от разкъсвания на тръбопроводи.

Като резултат от ИС - загуба на всички променливотокови източници на захранване, се получава повишаване на налягането във втори контур и се стига до кратковременно отваряне на паросбросните устройства (БРУ-А бързодействащи редукционни устройства към атмосфера) и до минимални загуби на топлоносител от втори контур в атмосферата. Това е предвидено в проекта на централата чрез увеличаване на количеството на топлоносителя във втори контур. БРУ поддържа налягането във втори контур в границите от 5.1 до 6.05 MPa, но когато СПОТ е превключен в режим на разхлаждане, максималното налягане във втори контур намалява до 0.2 MPa и 0.1 MPa за Сценарии A1 и A2, съответно. Допускането за разполагаемост на 2 от 4 канала на СПОТ не довежда до повторно отваряне на БРУ-А на парогенераторите с неработещи СПОТ. В резултат, работата на СПОТ осигурява запазване на голяма маса на топлоносителя на втори контур, което позволява работещите СПОТ да извършват топлоотвеждането за много дълъг период от време.

Действията на оператора за затваряне вентилите на възлите за уплътнение на ГЦП ще елиминира загубата на топлоносител от първи контур през първите 24 часа от началото на аварията. Времето за достигане на оголване на горивните касети в БОК е 28 часа с консервативни допускания. Поради това, запазването на БОК в условия без допускане на оголване на горивните касети е силно зависимо от навременни операторски действия за възстановяване на охлаждането на водата в БОК и/или да предприеме действие за подаване на борирана вода в БОК от външен източник. Необходимият разход на вода за компенсиране на загубите от процеса на изпаряване е 8.11 kg/s.

Времето за достигане на оголване на горивните касети в малкия отсек в БОК е 626 ч., когато началното ниво в БОК е 18.355 m (максимално ниво), и 174 ч., когато началното ниво в БОК е 11.135 m (ниво на водата по време на ремонт на обшивката на БОК). Необходимият разход на вода за компенсиране на загубите от процеса на изпаряване е 0.39 kg/s. В този случай оперативният персонал има продължителен период за предприемане на действия за подхранване на БОК от външен източник.

Основни изводи от проведените анализи

Проектът на АЕЦ Белене е един от трите проекта на атомни централи от трето поколение (с четриканални структури на системите за безопасност). В него са включени нови (активни и пасивни) системи за безопасност, които изменят реакциите на блока с качествено ново ниво на устойчивост при ИС от списъка на проектните и надпроектни аварийни режими. Основен принос за изключително добрите резултати от оценката за поведението на блока при анализираните надпроектни аварии имат следните системи: система хидрoaкумулатори 2 степен - ХА-2, и система за пасивно отвеждане на енергоотделянето - СПОТ. Ефектът от тяхната работа дава два основни резултата:

Всички аварии с некомпенсируем теч от първи контур (разкъсвания от Ду 60 до Ду 850 - (МПА)) протичат по еднакъв начин и с разлика от няколко часа осигуряват приблизително 30 часа безопасно състояние на ядреното гориво (неоголване на горивните касети);

Всички аварии без теч от първи контур (т. нар. транзиенти) протичат без загуба на топлоносител и при стабилно отвеждане на остатъчното енергоотделяне от система СПОТ. За тази група ИС се осигурява един много дълъг период (виж резултатите по-горе) на безопасно състояние на блока, като това се постига без каквито и да било допълнителни мерки от страна на операторите и/или автоматиката на блока.





Top