ТЕМА ДОКЛАДА

ФААЭ ФГУП «Атомэнергопроект»
Москва, Российская Федерация
«Обеспечение локализующих функций
защитной оболочки НВ АЭС-2 (АЭС-2006)
при ЗПА с течами из реакторной
установки В-392М»
Д.И. Козлов, С.А. Константинов, М.Б. Мальцев, В.Г. Пересадько
ФГУП «Атомэнергопроект», Москва, Россия
В.Б. Проклов, С.С Пылёв
ИПБ ЯЭ РНЦ «Курчатовский Институт», Москва, Россия
СОДЕРЖАНИЕ ДОКЛАДА
1. ТРЕБОВАНИЯ РОССИЙСКИХ НОРМ И
МЕЖДУНАРОДНЫХ СТАНДАРТОВ К
ЗАЩИТНОЙ ОБОЛОЧКЕ АЭС ПРИ
ЗАПРОЕКТНЫХ АВАРИЯХ
2. РЕФЕРЕНТНЫЙ СЦЕНАРИЙ ТЯЖЁЛОЙ ЗПА
3. МЕТОДИКА РАСЧЁТНОГО АНАЛИЗА
ПРОТЕКАНИЯ ТЯЖЁЛОЙ ЗПА В РУ В-392М И В
ПОМЕЩЕНИЯХ ЗЛА
4. РАСЧЕТНЫЙ АНАЛИЗ ПРОТЕКАНИЯ АВАРИИ
ПО РЕФЕРЕНТНОМУ СЦЕНАРИЮ
5. УПРАВЛЕНИЕ АВАРИЕЙ
6. ЗАКЛЮЧЕНИЕ
ТРЕБОВАНИЯ РОССИЙСКИХ НОРМ И
МЕЖДУНАРОДНЫХ СТАНДАРТОВ К ЗАЩИТНОЙ
ОБОЛОЧКЕ ПРИ ЗАПРОЕКТНЫХ АВАРИЯХ
Основная цель обеспечения безопасности АЭС при ЗПА
заключается в достижении и поддержании безопасного
состояния АЭС (Severe Accident Safe State) при тяжелой
аварии не позднее, чем через одну неделю от начала аварии.
АЭС достигает безопасного состояния SASS, если
обеспечивается выполнение следующих условий:
 обломки активной зоны находятся в твёрдой фазе, а их температура
является стабильной или снижается;
 тепловыделение обломков активной зоны отводится и переносится к
конечному поглотителю тепла, конфигурация обломков такова, что
Кэф. значительно ниже 1;
 давление в объеме защитной оболочки настолько низкое, что в случае
разгерметизации защитной оболочки удовлетворяется критерий
ограничения радиационных последствий для населения;
 прекратился выход продуктов деления в объем защитной оболочки.
ТРЕБОВАНИЯ РОССИЙСКИХ НОРМ И
МЕЖДУНАРОДНЫХ СТАНДАРТОВ К ЗАЩИТНОЙ
ОБОЛОЧКЕ ПРИ ЗАПРОЕКТНЫХ АВАРИЯХ
Обеспечение целостности и герметичности
конструкции ЗО при тяжелых авариях:
 предотвращение раннего повреждения внутренней защитной
оболочки;
 предотвращение позднего отказа защитной оболочки за счет
соответствующих мер, таких, как:
 обеспечение отвода тепла и локализация расплава в ловушке,
исключение прямого воздействия расплава на ЗО, фундамент, бетон
шахты реактора;
 предотвращение накопления потенциально опасных концентраций
водорода.
СЦЕНАРИЙ РЕФЕРЕНТНОЙ ЗПА
Исходные события аварии:
• разрыв ГЦТ Ду 850 на входе в реактор с двухсторонним истечением
теплоносителя;
• потеря источников переменного тока и, соответственно,
неработоспособность всех активных систем безопасности на длительный
период более 24 часов, отказ на запуск всех дизель-генераторов;
аварийное питание осуществляется от аккумуляторных батарей.
Регламент работы систем безопасности:
• отказ всех активных систем безопасности, требующих для своей работы
источников питания переменного тока: САОЗ, спринклерной системы,
системы аварийного расхолаживания парогенераторов;
• учитывается работа пассивных систем безопасности проектным образом:
• четыре гидроемкости первой ступени ГЕ-1;
• четыре группы гидроемкостей второй ступени ГЕ-2;
• четыре петли СПОТ.
МЕТОДИКА РАСЧЁТНОГО АНАЛИЗА
ПРОТЕКАНИЯ ТЯЖЁЛОЙ ЗПА НА НВ АЭС-2
Расчетная схема
первого контура
РУ В-392М кода
SCDAP/RELAP5
МЕТОДИКА РАСЧЁТНОГО АНАЛИЗА
ПРОТЕКАНИЯ ТЯЖЁЛОЙ ЗПА НА НВ АЭС-2
Расчетная схема
ЗЛА НВАЭС-2 кода
АНГАР
Событие
Разрыв ГЦТ Ду850 на входе в реактор
Потеря всех источников переменного тока
Время
Комментарии
0,0 с
Исходное событие
Отключение всех ГЦНА. Отключение системы
подпитки-продувки. Запрет на включение БРУ-К
0,0 с
Наложение отказа: потеря всех
источников переменного тока АЭС,
включая все дизель-генераторы.
Срабатывание аварийной защиты
1,9 с
По факту обесточивания блока с
задержкой 1,9 с
Начало работы ГЕ-1 САОЗ
8,0 с
Снижении давления первого контура
ниже 5,9 МПа
30,0 с
По факту обесточивания на секции
надежного питания с задержкой 30 с
Запуск СПОТ
Срабатывание ГЕ-2 САОЗ
120,0 с
Снижение давления первого контура до
1,5 МПа и запаздывание на разворот
системы ГЕ-2
Прекращение подачи борированной воды из ГЕ-1
САОЗ
144,0 с
Снижение уровня в баках ГЕ САОЗ до
отметки 1,2 м
Начало конденсации пара в трубчатке ПГ
3600,0 с
Параметры второго контура ниже
параметров первого контура
Прекращение подачи борированной воды из ГЕ-2
30,0 час
Исчерпание запаса борированной воды
в ГЕ-2
Начало генерации водорода в АЗ за счет реакций
окисления
44,6 час
Ттвэл > 1000 К
Разрушение а.з. и начало поступления разрушенных
материалов активной зоны и ВКУ в НКС
47,7 час
Проплавление опорной решетки НКС и поступление
частей а.з. на днище корпуса реактора
51,0 час
Топорной решетки > 1500 К
Разрушение корпуса реактора и начало выхода
расплава в УЛР
52,0 час
Ткорпус > 1500 К
РАСЧЕТНЫЙ АНАЛИЗ ПРОТЕКАНИЯ АВАРИИ
ПО РЕФЕРЕНТНОМУ СЦЕНАРИЮ
80.0
70.0
Ì àññà, ò
60.0
50.0
40.0
30.0
20.0
10.0
0.0
0
5
10
15
20
25
30
35
Âðåì ÿ, ÷
Масса воды в реакторе
40
45
50
РАСЧЕТНЫЙ АНАЛИЗ ПРОТЕКАНИЯ АВАРИИ
ПО РЕФЕРЕНТНОМУ СЦЕНАРИЮ
0.5
3000
Ï åðâû é êî í òóð
Ï Ã¹ 1
Ï Ã¹ 3
Ï Ã¹ 4
0.3
0.2
Òåì ï åðàòóðà, 0Ñ
Äàâë åí èå, Ì Ï à
2500
Ï Ã¹ 2
0.4
0.1
2000
1500
1000
500
0.0
0
0
5 10 15 20 25 30 35 40 45 50
Âðåì ÿ, ÷
Давление в первом контуре
и ПГ№1-4
0
5 10 15 20 25 30 35 40 45 50
Âðåì ÿ, ÷
Максимальная температура
оболочки ТВЭЛ
0.8
200.00
0.6
150.00
Òåì ï åðàòóðà, 0Ñ
Äàâë åí èå, Ì Ï à
РАСЧЕТНЫЙ АНАЛИЗ ПРОТЕКАНИЯ АВАРИИ
ПО РЕФЕРЕНТНОМУ СЦЕНАРИЮ
0.4
0.2
0.0
100.00
50.00
0.00
0 10 20 30 40 50 60 70 80 90 100
Âðåì ÿ, ÷
Изменение абсолютного
давления в ЗО
0 10 20 30 40 50 60 70 80 90 100
Âðåì ÿ, ÷
Изменение температуры
парогазовой среды в ЗО
1000.0
Ì àññà, êã
800.0
600.0
400.0
Ðåàêòî ðí û å
è âí åðåàêòî ðí û å
èñòî ÷í èêè H2
Ðåàêòî ðí û å
èñòî ÷í èêè H2
200.0
0.0
0 10 20 30 40 50 60 70 80 90 100
Âðåì ÿ, ÷
Поступление водорода в ЗО
Î áú åì í àÿ êî í öåí òðàöèÿ H2, î .å.
РАСЧЕТНЫЙ АНАЛИЗ ПРОТЕКАНИЯ АВАРИИ
ПО РЕФЕРЕНТНОМУ СЦЕНАРИЮ
0.15
0.10
0.05
0.00
0 10 20 30 40 50 60 70 80 90 100
Âðåì ÿ, ÷
Средняя объемная
концентрация водорода в ЗО
МЕРЫ ПО СНИЖЕНИЮ ПОСЛЕДСТВИЙ
ТЯЖЕЛОЙ АВАРИИ
Системы используемые для управления
тяжёлыми авариями:
 Система отвода тепла из гермооболочки
(Спринклерная система) (JMN/FAK);
 Система аварийного и планового
расхолаживания первого контура (JNA);
 Система контроля концентрации и аварийного
удаления водорода (JMU-JMT);
 Система улавливания и охлаждения
расплавленной активной зоны вне реактора (JKM).
МЕРЫ ПО СНИЖЕНИЮ ПОСЛЕДСТВИЙ
ТЯЖЕЛОЙ АВАРИИ
0.5
200.00
Òåì ï åðàòóðà, 0Ñ
Äàâë åí èå, Ì Ï à
0.4
0.3
0.2
150.00
100.00
50.00
0.1
0.0
0.00
0
20 40 60 80 100 120 140 160 180
Âðåì ÿ, ÷
Изменение давления в ЗО
0
20 40 60 80 100 120 140 160 180
Âðåì ÿ, ÷
Изменение температуры
парогазовой среды в ЗО
МЕРЫ ПО СНИЖЕНИЮ ПОСЛЕДСТВИЙ
ТЯЖЕЛОЙ АВАРИИ
Î áú åì í àÿ êî í öåí òðàöèÿ H2, î .å.
700.0
600.0
Ì àññà, êã
500.0
400.0
300.0
200.0
100.0
0.0
0
20 40 60 80 100 120 140 160 180
Âðåì ÿ, ÷
Изменение массы
водорода в ЗО
0.08
0.06
0.04
0.02
0.00
0
20 40 60 80 100 120 140 160 180
Âðåì ÿ, ÷
Изменение средней
концентрации водорода в ЗО
ЗАКЛЮЧЕНИЕ
Системы безопасности
Система аварийного удаления
водорода (JMT)
Система пассивного отвода
тепла (JNB50-80)
Система гидроёмкостей второй
ступени (JNG50-80)
Система улавливания и охлаждения
расплавленной активной зоны (JKM)
Спринклерная система JMN/FAK
Система аварийного и планового
расхолаживания первого контура
(JNA)
Период
работы
в течение всего
периода аварии
Достигаемая цель
обеспечение водородной
взрывобезопасности
до перехода
аварии в тяжёлую
стадию
- предотвращение раннего
повреждения защитной
оболочки
- обеспечение отвода тепла от
ЗО и топлива
после разрушения
корпуса реактора
и перехода аварии
на внекорпусную
стадию
-достижение безопасного
состояния АЭС (SASS)
- обеспечение отвода тепла и
локализация расплава в
ловушке
- прекращение выхода
продуктов деления в объем ЗО
через трое суток
после начала
аварии
- достижение безопасного
состояния АЭС (SASS)
- снижение давления в объеме
защитной оболочки
- обеспечение отвода тепла от
ЗО и топлива
- предотвращение позднего
отказа ЗО