Системи безпеки ВВЕР-1000

2.7.12.1 Загальні принципи побудови систем безпеки

Якщо реактор до вимикання працював на потужності Q_тепл (МВт) протягом часу Т₀ (с), то залишкове тепловиділення Q_зал (МВт) у будь-який момент часу t (с) після зупинки реактору можна визначити за емпіричною формулою:

Q_зал = 7,2 10^-2 Q_тепл (t^-0,2-(Т₀ + t)^-0,2)

Похибка такої оцінки становить ±25% у діапазоні від 10 до 10⁵с та ±50% у діапазоні від 10^-1 до 10⁸c.

Безпосередньо після зупинки реактора (t<<Т₀) залишкове тепловиділення з достатньою точністю визначається як:

Q_зал = 7,2 10^-2 Q_тепл t^-0,2

На рисунке приведены кривые спада тепловыделения в первые несколько минут, например после выключения реактора с введением отрицательной реактивности Δk = 0,02. Как видно, в первые 1 - 2 мин еще заметен вклад за счет деления, обусловленного запаздывающими нейтронами. Однако тепловыделение за счет осколочной активности Рост уже к исходу первой минуты превышает т.н. нейтронную мощность N(t) в несколько раз, а затем является определяющим и спадает чрезвычайно медленно. Все это говорит о том, что после выключения реактор еще длительное время нуждается в теплоотводе.

Спад тепловиділення після зупинки реактора (введення негативної реактивності k = 0,02):

1 - за рахунок нейтронної потужності N(t)/Q_тепл;

2 – залишкове тепловиділення Q_зал/Q_тепл;

3 - сумарне тепловыділення (N(t) + Q_ост)/Q_тепл

Як бачити, 1-2 хв ще помітний внесок від ділення нейтронами, що запізнюються. Однак тепловиділення за рахунок активності продуктів ділення вже після 1-ї хвилини перевищує нейтронну потужність N(t) у кілька разів і спадає надзвичайно повільно. Тому реактор після зупинки ще тривалий час потребує тепловідведення.

Поэтому реактор, проработавший некоторое время, требуется расхолаживать до тех пор, пока интенсивность выделения теплоты не уменьшится до уровня теплоотвода в окружающую среду. В случае обезвоживания активная зона перегреется и оплавится под действием остаточного тепловыделения. Теплоноситель первого контура, соприкасаясь с перегретым топливом, переходит в пар и вместе с облаком газообразных продуктов деления при разгерметизации первого контура вызывает повышение давления в боксах и под защитным колпаком ЯЭУ. Если эти помещения локализации будут разрушены, то газообразные продукты деления выйдут во внешнюю среду. Таким образом, главным средством защиты от перегрева и разрушения активной зоны, кроме срабатывания аварийной защиты и прекращения цепной реакции, является обеспечение надежной циркуляции теплоносителя и, следовательно, охлаждения твэлов, при любых авариях, включая аварии с разрывом трубопроводов и вытеканием теплоносителя из контура циркуляции.

Системы безопасности атомной станции предназначены для защиты персонала и населения от внешнего и внутреннего облучения, а окружающей среды - от загрязнения радиоактивными веществами в пределах допустимых норм в условиях нормальной эксплуатации и во всех аварийных ситуациях, включая запроектную аварию.

Для выполнения указанных целей СБ должны обеспечить:

-аварийную остановку реактора в любых возникающих аварийных ситуациях;

-поддержание реакторной установки в подкритическом состоянии;

-аварийный отвод тепла;

-удержание радиоактивных продуктов в предусмотренных зонах при любых аварийных режимах;

-уменьшение последствий запроектных аварий.

Надежность СБ обеспечивается высокой избыточностью (резервированием) для выполнения требуемых функций, а также высоким качеством изготовления, монтажа и эксплуатации. В качестве руководящего принципа при выборе кратности резервирования обычно используется принцип единичного отказа. Кратность резервирования в СБ должна быть такой, чтобы несмотря на единичный отказ функция безопасности была выполнена. Единичный отказ постулируется в любом элементе любой СБ, но одновременно только один (проектные аварии).

Если в процессе развития аварии число независимых отказов СБ будет больше одного (запроектные аварии), то последствия такой аварии могут быть тяжелыми. Хотя вероятность таких событий и мала. Поэтому требования к надежности СБ предъявляются очень высокие.