Деление ядра Ядерный реактор Ядерные взрывы Температура в центре реакторного топлива Быстрые реакторы - размножители Аварии с потерей теплоносителя


Ядерные реакторы

Аварии с потерей теплоносителя: некоторые примеры

Аварии на ядерных электростанциях всегда вызывают большой интерес, а иногда и серьезную тревогу общественности.

За 40 - летний период до 1986 г. произошло много аварий, хотя число пострадавших в их результате операторов очень мало. В [1] приведен перечень 44 различных аварий и, по всей видимости, этот список далеко не полон. Кроме того, когда эта книга уже готовилась к изданию, в Советском Союзе произошла крупная авария на Чернобыльской АЭС. Эту аварию считают самой серьезной. Ниже приведены некоторые относящиеся к ней сведения.

Несмотря на то, что проектировщики ядерных энергетических установок тщательно оценивают риск и возможные последствия аварий, вплоть до превышающих максимально проектные, выход продуктов деления во время всех аварий, предшествующих Чернобыльской, был значительно меньше, чем предсказывалось при проведении такого рода оценок, что указывает на то, что они проводились с большим запасом.

Если мы хотим в мировом масштабе получать выгоду от использования ядерной энергии, несмотря на связанную с этим опасность, то необходимо, чтобы уроки, полученные в результате каждой из аварий, были учтены при проектировании установок будущего и использовались для повышения безопасности существующих установок. Анализ всех произошедших аварий выходит за рамки настоящей книги. Мы, главным образом, стремились отобрать такие примеры, которые наглядно иллюстрировали бы характерные особенности, рассмотренные выше. Мы выбрали следующие примеры, иллюстрирующие типы аварий, произошедших на различных реакторах.

Аварии на реакторах с легководным охлаждением

Авария на реакторе SL-1. 3 января 1961 г. в Айдахо (США) на Национальной станции испытания реакторов в результате аварии был разрушен небольшой (тепловая мощность 3 МВт) экспериментальный реактор с кипящей водой, носивший название SL-1 (стационарный реактор малой мощности № 1). Причиной аварии стало ручное выведение стержней регулирования во время остановки реактора. Реактор останавливался на техническое обслуживание и для установки дополнительной контрольно-измерительной аппаратуры. Эта работа была завершена во время дневной смены 3 января, и с 16 до 24 ч бригада из трех человек должна была вновь присоединить механизм привода к стержням регулирования, которые были отсоединены и полностью введены в реактор, поскольку это требовалось для установки дополнительно контрольно-измерительной аппаратуры. Однако хотя стержни и были отсоединены от приводящего механизма, они могли быть подняты вручную. Для приведения реактора в критическое состояние достаточно было поднять стержни примерно на 40 см.

В 21 ч 01 мин 3 января на пожарных станциях и в главном штабе управления безопасности испытательной станции, расположенном на некотором расстоянии от корпуса с SL-1, прозвучал сигнал тревоги. В ходе выяснения обстоятельств было обнаружено, что два оператора погибли (третий умер позднее), а в здании возник высокий уровень радиоактивного заражения. Непосредственных причин аварии установить не удалось; стержни могли быть извлечены случайно или умышленно, но это уже никогда не станет известно.

На основании тщательного изучения остатков активной зоны и корпуса реактора, выполненного во время расчистки места аварии, было сделано заключение, что регулирующие стержни были выведены примерно на 50 см, чего вполне достаточно для очень большого увеличения реактивности. В результате нейтронной вспышки мощность реактора за примерно 0,01 с достигла 20000 МВт, что привело к расплавлению топливных элементов. Расплавленное топливо вступило в реакцию с находящейся в корпусе реактора водой, и мгновенное взрывообразование пара с такой силой подбросило воду над активной зоной, что когда она ударилась о крышку корпуса, то он в свою очередь взлетел на 3 м в воздух и затем упал приблизительно в свое первоначальное положение.

Из аварии были сделаны два основных вывода:

1. Нельзя признать удовлетворительным реактор (даже малый экспериментальный реактор), в котором извлечению стержней регулирования не препятствует соответствующая система блокирующих устройств. На современных энергетических реакторах такое извлечение регулирующих стержней, как то, что произошло при аварии на SL-1, было бы невозможно.

2. Выброс воды из активной зоны обычно ведет к уменьшению реактивности, так что вследствие образования дополнительных пустот реактор автоматически останавливается. Однако, как показала авария на SL-1, очень быстрое возрастание реактивности может привести к плавлению топлива раньше, чем образуются значительные пустоты, и цепная реакция прекратится. Этот факт был продемонстрирован при испытаниях на другом американском реакторе: в 1954 г. так называемый реактор BORAX был намеренно приведен в такое состояние и в результате разрушен.

Дальнейшее обсуждение взрывов, происходящих в результате взаимодействия расплавленного топлива с жидким теплоносителем, будет продолжено в гл. 6.

Авария на АЭС Millstone 1. 1 сентября 1972 г. на АЭС Millstone 1 в Коннектикуте совершался плановый вывод на мощность реактора типа BWR электрической мощностью 660 МВт. Когда мощность реактора достигла немногим менее 0,1% номинальной, оператор заметил, что система очистки воды вышла из строя. Оператор переключил реактор на вторую систему очистки и продолжал вывод его на мощность. Примерно через полчаса отказала и вторая система очистки воды, и оператор начал останавливать реактор. Когда же стало ясно, что в теплоноситель первого контура проникла соль из морской воды, то реактор был быстро остановлен. При расследовании выяснилось, что в результате коррозионного повреждения трубок конденсатора (который охлаждается морской водой) в первый контур попало много морской воды. Одним из последствий этого был выход из строя контрольно-измерительной аппаратуры для определения мощности реактора, что произошло в результате коррозионного растрескивания защитных кожухов датчиков, чувствительных к агрессивному воздействию хлора.

Впоследствии реактор был успешно отремонтирован и возвращен в строй. Эта авария, хотя при ней никто не пострадал и не произошло утечки радиоактивности, продемонстрировала относительную уязвимость одноконтурных систем, таких, как BWR, по сравнению с двухконтурными системами, как, например, PWR, CANDU или AGR. Дело в том, что в кипящих реакторах теплоноситель первого контура подается прямо на турбину, а затем конденсируется в конденсаторе и направляется снова в реактор. Если же конденсаторы охлаждаются морской водой, то существует потенциальная возможность ее проникновения в первый контур. Одним из способов избежать это является отключение конденсатора в случае протечки морской воды, однако такое отключение конденсатора ведет к потере основного способа охлаждения и требует обеспечения альтернативными средствами отвода тепла.

Пожар на АЭС Browns Ferry. Атомная электростанция Brown Ferry в Алабаме включает три энергоблока с кипящими реакторами мощностью 1065 МВт. 22 марта 1975 г. на первом энергоблоке АЭС рабочий с помощью зажженной свечи пытался отыскать место протечки воздуха вокруг ввода кабеля в бетонную стену. Он нашел отверстие, заделал его куском полиуретана и проверил снова. Течь осталась, а от пламени свечи загорелся полиуретан. Огонь был подхвачен потоком воздуха, занесен в отверстие и начал быстро распространяться, так что его не удалось потушить с помощью огнетушителей. Пожар продолжался 7 ч. В момент его возникновения первый и второй энергоблоки работали на полной мощности. (Третий блок находился в стадии сооружения и не пострадал при аварии.) Огонь, распространившись в горизонтальном и вертикальном направлениях, повредил около 2000 кабелей, а общая стоимость ремонта впоследствии составила примерно 10 млн. долл. Из-за опасности короткого замыкания, до полной остановки реактора для тушения пожара нельзя было использовать воду. С помощью воды огонь был быстро потушен.

Оба реактора были остановлены. Однако вследствие пожара как система охлаждения при остановке реактора, так и система аварийного охлаждения активной зоны первого блока не работали в течение нескольких часов. Так что для подачи воды в реактор операторы вынуждены были использовать другие возможные средства, включая присоединения насосов к системе привода стержней регулирования, а также насосы, применяемые для возврата в систему конденсата. Для использования этих средств требовалось снизить давление в реакторе, и во время этой процедуры толщина слоя воды над активной зоной уменьшилась до 1,2 м. Однако на протяжении всей аварии было обеспечено достаточное охлаждение активной зоны и предотвращен ее возможный перегрев. При расхолаживании второго блока не возникло сколько-нибудь существенных проблем и включение системы подачи воды высокого давления прошло успешно. Авария не привела к утечке радиоактивности за пределы площадки АЭС и ни один человек серьезно не пострадал. Оба блока, однако, вышли из строя примерно на 1 год, пока не были исправлены полученные повреждения.

Основной урок аварии на Browns Ferry можно отнести к категории, которую обычно называют повреждения общего характера. Все кабели систем обеспечения безопасности находились в одном канале и были повреждены одинаковым образом (несмотря на разнообразие систем обеспечения безопасности, обсуждавшиеся в гл. 4), так что при пожаре все системы вышли из строя. Поэтому проектировщики должны обеспечить, чтобы каждая из независимых систем являлась независимой на самом деле и чтобы кабели систем питания и управления контрольно-измерительной аппаратуры, а также устройств инициации систем защиты не находились в общем канале. На техническом языке это называется термином «изоляция», и после аварии на Browns Ferry меры по обеспечению изоляции были существенно улучшены. Например, в настоящее время различные элементы системы разделяются барьерами, сохраняющими огнестойкость в течение 3 ч, а если это невозможно, то кабели разносятся на значительное расстояние (обычно 7 м) и защищаются активными средствами огнетушения, так что вероятность распространения огня от одного к другому становится очень малой.

Авария на АЭС Three Mile Island (TMI). Из всех инцидентов на ядерных объектах, наибольшее внимание общественности привлекла авария, произошедшая в 1979 г. на реакторе второго энергоблока АЭС Three Mile Island, расположенной вблизи города Гаррисбурга, штат Пенсильвания. Эта атомная электростанция состоит из двух энергоблоков с реакторами, охлаждаемыми водой под давлением, производства фирмы Babcock and Wilcox, каждый электрической мощностью 961 МВт.

28 марта 1979 г. примерно в 4 ч произошла остановка кон-денсатного насоса, подающего воду из конденсаторов в турбинный зал. Это привело к остановке главных питательных насосов парогенератора, которые в противном случае были бы обезвожены, за чем, в свою очередь, последовала остановка турбины. Как мы видели в гл. 4, эта ситуация является обычным нарушением нормального рабочего режима, для ликвидации которого необходимо выполнить соответствующие процедуры, предусмотренные инструкцией по эксплуатации. Чтобы понять, почему этого не произошло, полезно рассмотреть все фазы аварии, одну за другой.

Рис. 5.1. Авария на TMI-2 - остановка турбины (фаза 1)

Фаза 1. Остановка турбины (0-6 мин) (рис. 5.1). Согласно инструкции были открыты клапаны для сброса пара в конденсатор и включены вспомогательные питательные насосы. Нарушение режима подачи питательной воды в парогенераторы привело к уменьшению тепла, отводимого от первого контура. Как и следовало ожидать, реакция системы охлаждения на остановку турбины была вполне определенной. Главные циркуляционные насосы продолжали работать и поддерживать поток теплоносителя через активную зону. Давление теплоносителя в первом контуре реактора начало расти, поскольку тепло, выделяемое в активной зоне (цепная реакция в которой все еще продолжалась) уже не могло полностью отводиться через парогенераторы. Это привело к открытию предохранительного клапана с механическим приводом, так называемого разгрузочного клапана, установленного в верхней части компенсатора давления (позиция 1 на рис. 5.1). Однако этого оказалось недостаточно, чтобы сразу понизить давление, и оно продолжало расти. Срабатывание клапана произошло между 3-й и 6-й секундами после остановки турбины, а повышение давления продолжалось до 8-й секунды после начала аварии, когда его значение в первом контуре достигло 1,62 103 Па. В этот момент по сигналу системы защиты реактора, зафиксировавшей избыточное давление, произошло автоматическое введение стержней регулирования в активную зону, в результате чего цепная реакция немедленно прекратилась. На этом раннем этапе аварии все действия автоматической системы защиты реактора соответствовали инструкции и реактор был остановлен. Однако, как указывалось в предыдущих главах (см. также табл. 2.2), за счет распада накопившихся продуктов деления и после остановки реактора продолжает выделяться значительное количество тепла. В нормальных условиях оно легко было бы отведено различными системами охлаждения.

На 13-й секунде давление, теперь уже понижающееся, уменьшилось до величины, при которой должно происходить автоматическое закрытие разгрузочного клапана. Однако клапан не закрылся, и это было первое отклонение от ожидавшегося хода событий, переведшее инцидент из разряда нарушений нормального рабочего режима в категорию аварийных ситуаций, как было определено в гл. 4. Развитие событий с этого момента очень напоминало аварию при малом разрыве трубопровода, описанную в § 4.3. Через оставшийся открытым разгрузочный клапан начала происходить потеря теплоносителя первого контура. Все три вспомогательных насоса второго контура продолжали работать, но несмотря на это уровень воды в парогенераторах падал и они начали осушаться. Это объяснялось тем, что в действительности вода не поступала в парогенераторы, поскольку вентили на трубопроводах, соединяющих парогенераторы с вспомогательными насосами, были перекрыты. Они были закрыты за некоторое время до начала аварии (вероятно, по крайней мере, за 42 ч) для плановых испытаний и, по-видимому, неумышленно оставлены в этом положении. Контрольные лампочки на пульте управления, сигнализирующие о закрытии клапанов, были завешены табличками.

Таким образом, на этом первом, очень важном этапе аварии первый контур реактора лишился эффективных средств охлаждения и энергия могла отводится только за счет выброса воды и пара через незакрытый клапан. Как мы видели в гл. 4, этот способ отвода тепла нельзя считать удовлетворительным. Через минуту после начала аварии разница температур теплоносителя в горячем и холодном трубопроводах продолжала быстро уменьшаться, свидетельствуя об осушении парогенераторов. Давление в контуре реактора также продолжало падать. Примерно в это же время уровень воды в компенсаторе давления начал быстро расти. Через 2 мин 4 с давление в первом контуре реактора упало до 1,10 103 Па и произошло автоматическое включение системы аварийного охлаждения активной зоны, начавшей подавать в первый контур холодную борированную воду. Тем временем уровень воды в компенсаторе давления продолжал расти. В связи с этим было выражено беспокойство, что в результате продолжающегося увеличения воды в первом контуре за счет подачи ее системой аварийного охлаждения над уровнем воды в компенсаторе давления может не остаться пара и будет потеряно эффективное средство регулирования давления в системе. Фактически, в таком случае первый контур должен был бы полностью заполниться водой. Последующий анализ показал, что повышение уровня воды в компенсаторе давления было вызвано двумя причинами - сначала из-за расширения воды при ее разогреве, а затем вследствие кипения в некоторых частях контура. Однако во время аварии операторы, обеспокоенные повышением уровня воды в компенсаторе давления и уверенные, что происходит его заполнение системой аварийного охлаждения, через 4 мин 38 с отключили один из насосов системы аварийного охлаждения; другие же насосы продолжали работать с неполной производительностью.

Фаза 2. Потеря теплоносителя (6 - 20-я мин). На 6-й мин компенсатор давления полностью заполнился водой. Давление в дренажном резервуаре реактора (позиция 1 на рис. 5.2) начало быстро расти, и через 7 мин 43 с насос дренажной системы реакторного здания был переключен на перекачку воды из дренажной системы в различные резервуары для жидких отходов, расположенные во вспомогательных зданиях. Таким образом, вода с незначительным уровнем радиоактивности была перекачена из-под защитной оболочки во вспомогательные здания.

Фаза 4. Разогрев активной зоны (2-6 ч). Через 2 ч 18 мин после начала аварии операторы закрыли запорный вентиль (позиция 1 на рис. 5.4), расположенный последовательно с разгрузочным клапаном, положение которого было для операторов неясным. Хотя сигнальная лампочка на пульте управления показывала на срабатывание соленоида, который должен был бы закрыть клапан, однако непосредственных указаний на то, что он находится в закрытом состоянии, не было. Можно сказать, что характерной особенностью данной аварии была неспособность персонала выяснить, что в результате оставшегося в открытом состоянии разгрузочного клапана происходит большая утечка теплоносителя из реактора. Однако даже в этот момент, используя систему инжекции высокого давления для повышения давления в реакторе, вероятно, можно было бы положить конец аварийному развитию событий.

Фаза 5. Дальнейшее снижение давления (6-11 ч). В течение последующих 4 ч операторы понижали давление в контуре реактора, пытаясь ввести в действие гидроаккумуляторы и систему инжекции воды низкого давления. Эта процедура была начата в 7 ч 38 мин с открытия запорного вентиля разгрузочного клапана (позиция 1 на рис. 5.6). В 8 ч 41 мин давление в контуре снизилось до 41 - 104 Па и произошло включение гидроаккумуляторов (позиция 2 на рис. 5.6). Однако в корпус реактора было инжектировано лишь очень малое количество воды.

Некоторые заключительные замечания о причинах и последствиях аварии. На различных этапах аварии происходило частичное или полное обнажение активной зоны. Было оценено, что максимальная температура топлива достигала примерно 20000С.

Реакторы с тяжеловодным замедлителем Авария на реакторе NRX. Реактор NRX, расположенный в Чок-Ривер, Канада, являлся экспериментальным реактором и, в некоторых отношениях, предшественником существующих реакторов CANDU. Его полная расчетная тепловая мощность составляла 40 МВт; поперечный разрез топливного канала этого реактора показан на рис. 5.10. Топливный стержень охлаждается легкой водой, протекающей по кольцевому зазору между стержнем и трубкой высокого давления, которая в свою очередь находится в трубке каландра, расположенной в резервуаре с тяжелой водой, служащей замедлителем.


Полный цикл для топлива ядерного реактора (топливный цикл)