Влияние систем технического водоснабжения на обеспечение эксплуатационной, ядерной и радиационной безопасности атомных станций

- при малых значениях символьной и битовой вероятности ошибки переход от M = 2 к M = 4 и от M = 4 к M = 8 сопряжен с энергетическим проигрышем примерно на 2 дБ и 4 дБ соответственно, а дальнейшее увеличение значения т = 1о§2 М на единицу приводит к энергетическом проигрышу примерно на 5 дБ.

Список литературы

1. Benedetto S., Principles of Digital Transmission: With Wireless Applications / S. Benedetto, E. Biglieri. - New York: Kluwer, 2002. - 855 p.

2. Benvenuto N. Algorithms for Communications Systems and their Applications / N. Benvenuto, G. Cherubini. - Chichester: Wiley, 2002. - 1285 p.

3. Korn I., Hii L.M. Relation between bit and symbol error probabilities for DPSK and FSK with differential phase detection // IEEE Trans. Commun. Vol 42, № 10. 1994. P. 2778-2780.

4. Lassing J., Strom E.G., Agrell E., Ottoson T. Computation of the exact bit error rate of coherent Mary PSK with Gray code bit mapping // IEEE Trans. Commun. Vol. 51. № 11. 2003. P. 1758-1760.

5. Nguyen H.H. First Course in Digital Communications / H.H. Nguyen, E.A. Shwedyk - New York: Cambridge University Press, 2009. - 546 p.

6. Proakis J.G., Digital Communications / J.G. Proakis, M. Salehi. - New York: McGraw-Hill, 2008. - 1150 p.

7. Simon M.K. Digital Communication over Fading Channels / M.K. Simon, M.-S. Alouini. - Hoboken: Wiley, 2004. - 900 p.

8. Simon M.K. Digital Communication Techniques: Signal Design and Detection / M.K. Simon, S.M. Hinedi, W.C. Lindsey. - Englewood Cliffs: Prentice Hall, 1994. - 888 p.

9. Xiong F. Digital Modulation Techniques / F. Xiong. - Boston - London: Artech House, 2006. -1017 p.

10. Ziemer R.E., Principles of Communications: Systems, Modulation, and Noise / R.E. Ziemer, W.H. Tranter.- Hoboken: Wiley. 2014. - 734 p.

ВЛИЯНИЕ СИСТЕМ ТЕХНИЧЕСКОГО ВОДОСНАБЖЕНИЯ НА ОБЕСПЕЧЕНИЕ ЭКСПЛУАТАЦИОННОЙ, ЯДЕРНОЙ И РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ АТОМНЫХ

СТАНЦИЙ

Швец А.П.

ГП НАЭК «Энергоатом», ОПХмельницкая АЭС,Служба Анализа Безопасности, Ведущий инженер-радиофизик, младший научный сотрудник

INFLUENCE OF TECHNICAL WATER SUPPLY SYSTEMS ON ENSURING OPERATIONAL, NUCLEAR AND RADIATION SAFETY OF NUCLEAR STATIONS

Shvets O.

NNEGC «Energoatom» Separate Entity «Khmelnitsky NPP», Department of Safety Analysis,

Leading Radiophysicist Engineer, J. Researcher

Аннотация

При эксплуатации атомных энергоблоков, особое место отведено безопасности реакторной установки, а также, показателям ядерной и радиационной безопасности, для обеспечения которых служат физические барьеры глубокоэшелонированной защиты, целостность которых обеспечивается путем жесткого выполнения руководств нормативной и эксплуатационной документации, а также безотказной работой всех систем энергоблока. Отказ некоторых из систем нормальной эксплуатации энергоблока может привести не только к нарушению в выработке продукции, но и нарушению целостности физических барьеров на пути распространения радиоактивных веществ. В контексте приведенной темы, рассматривается вероятность влияния системы технического водоснабжения на безотказную работу систем отвечающих за обеспечение ядерной и радиационной безопасности, таких как система дожигания водорода, спецгазоочистки и главных циркуляционных насосов (ГЦН).

В статье исследуется влияние систем технического водоснабжения АЭС на обеспечение ядерной и радиационной безопасности, а также, их влияние на безотказную эксплуатацию реакторной установки с загруженной активной зоной реактора находящейся в состоянии «работа на мощности». Вероятность заклинивания главных циркуляционных насосов (ГЦН), его протекание и последствия. Возможные проявления негативных факторов, возникновение которых вероятно при ненадлежащем функционировании систем технического водоснабжения. Проявление исходных событий, влекущих за собой нарушение нормальной эксплуатации активной зоны реактора и оборудования первого контура, расчетными методами с использованием квази-трехмерной модели реактора для кода RELAP 5 Mod 3.2. Этапы протекания аварийного процесса при заклинивании, связанные с работой систем, нормальной эксплуатации обеспечивающих ГЦН, которые требуют охлаждения технической водой в надлежащем количестве и качестве. Протекание исходных событий при аварийной ситуации заклинивания, его влияние и последствия для активной зоны реактора.

Abstract

The influence of water supply systems for a compliance nuclear and radiation safety, influence for a technical exploitation of nuclear reactor with loaded core, then it stay on position of «maximal energetic level» was researched. Probability of main circulation pumps jamming, process passage and effect . Negative factors influence possibility, which would be able to appear when the normal exploitation of water supply systems was wrong. Exertion of initiating events, which lead to normal exploitation failure of the reactor core and equipment of primary circuit. Through the computation methods using quasi-three-dimensional RELAP 5 model of nuclear reactor.

Operating of nuclear power units, a special place for the safety of reactor equipment, as so as, of nuclear and radiation safety indicators, which ensured by the physical barriers of defense in depth, integrity to ensured by strict compliance with guidelines of normative and operational documentation, as well as the failure-free operation of all power unit systems. Failure of some of this systems for normal operation of power unit can lead not only to violation in product development, but also to violation of integrity of physical barriers to spread of radioactive substances. In the context of this topic, the probability of influence of technical water supply system on failure-free operation of systems responsible for ensuring nuclear and radiation safety, such as a hydrogen afterburning system, special gas treatment, and main circulation pumps (MCP), is examined. The article examines influence of technical water supply systems of nuclear power plants to ensure nuclear and radiation safety, as well as their impact on the failure-free operation of a reactor installation with a loaded reactor core in the "power on" state. The probability of jamming of the main circulation pumps, its course and consequences. Possible manifestations of negative factors, the occurrence of which is likely due to improper functioning of technical water supply systems. Manifestation of initiating events entailing disruption normal operation of reactor core and primary equipment, by calculation methods using a quasi-three-dimensional model of the reactor for the RELAP 5 Mod 3.2 code. Stages of the emergency process during jamming associated with the operation of systems, normal operation of MCP that require cooling with process water in the proper quantity and quality. The occurrence of initial events in an emergency jamming situation, its influence and consequences for the reactor core.

Ключевые слова: атомная электростанция, охлаждение, охлаждающая вода, обеспечение безопасности, водоснабжение, главные циркуляционные насосы, температура, дефекты твэл.

Keywords: nuclear power plant, cooling, cooling water, safety, water supply, main circulation pumps, temperature, fuel element defects.

Анализ исходных событий при заклинивании ГЦН, с отказами систем аварийной защиты и вспомогательных систем

Заклинивание, это мгновенное прекращение работы ГЦН, характеризуемое мгновенным прекращением протока теплоносителя по заданному контуру и изменением движения тока теплоносителя под действием ГЦН, которые остались в работе. Что, косвенно или непосредственно, влияет на условия безопасной и регламентированной эксплуатации тепловыделяющих элементов (твэл). Так как ГЦН является защитной системой безопасности, в части выбега насосного агрегата, его безаварийной работе уделяется особое внимание, в части условий эксплуатации, качества подаваемых технологических сред и режимов нагрузки.

Выбег ГЦН, это свойство насосных агрегатов обеспечивать циркуляцию теплоносителя по главному циркуляционному контуру инерционным способом после прекращения подачи электропитания, направленного на отвод энерговыделений от активной зоны реактора к парогенераторам.

Заклинивание опасно прежде всего со стороны ухудшения теплоотвода. Оно несет в себе вероятностную характеристику повреждения топливных сборок в активной зоне из-за резкого температурного перепада в топливной композиции и изменений гидродинамических характеристик протока теплоносителя. Что способно, в свою очередь, повредить первый и второй барьеры глубокоэшелони-рованной защиты - топливную матрицу и циркониевую оболочку твэл. Данные повреждения происходят из-за резкой механической нагрузки на

топливные сборки и резкого изменения их температуры при ухудшении теплоотвода, а также резких температурных перепадов. Приведенные исходные события являются критериями для прохождения нарушения регламентных эксплуатационных пределов повреждения оболочек твэл. Согласно [1], эксплуатационными пределами общего повреждения оболочек твэл являются: дефекты вида газовой неплотности - не более 1% от общего числа ТВЭЛ, дефекты вида прямого контакта топлива с теплоносителем - не более 0.1% от общего числа твэл, максимальная температура оболочки твэл - не более 350 °С, глубина локального окисления оболочки -не более 18%, максимальная доля прореагировавшего циркония 1% от общей массы. Также, существует эксплуатационный предел по суммарной удельной активности теплоносителя первого контура по радиоизотопам йода, который выделяется в контур из разгерметизированных оболочек твэл. Эксплуатационный предел по изотопам 1131-135со-ставляет 1,85-108 Бк/кг или 5-10-3 Ки/кг.

При возникновении заклинивания ГЦН, данные эксплуатационные пределы будут нарушены. Предел по газовой неплотности нарушается из-за гидродинамических изменений и нагрузок, связанных с резким изменением динамики потока внутри корпуса реактора. В добавление к изменению динамики потока, изменится температура топлива и теплоносителя первого контура, что может вызвать локальные прожиги в циркониевой оболочке твэл. Что, также, повлияет на показатель локального окисления оболочки твэл, доли прореагировавшего циркония и количества выхода радиоактивного йода в теплоноситель первого контура. Тем самым,

предел безопасной эксплуатации топливных сборок будет нарушен.

Заклинивание ГЦН, наиболее критично воздействует на топливные сборки на третьем и четвертом годах их эксплуатации, в которых уже могут иметься утонения оболочек или их неплотности, либо другие механические повреждения, требующие регламентной эксплуатации и ненарушения установленных уровней нагрузок, регламентированных для топливных сборок. У которых, при возникшем физическом воздействии, проявляются нарушения эксплуатационных ограничений и условий безопасной эксплуатации.

Для проведения расчетных исследований по заклиниванию ГЦН была использована квази-трех-мерная модель реакторной установки В-320 для кода ЯЕЬАР5. Моделируется процесс заклинивания ГЦН на первой циркуляционной петле, при номинальных параметрах (104% тепловой мощности реактора). Условия протекания процесса были взяты исходя из условий максимального консерватизма, при котором была потеряна возможность электроснабжения на двух каналах систем безопасности. Также, постулируется несрабатывание

предохранительных устройств системы защиты первого контура от превышения давления, за-стрявание наиболее эффективного стержня системы управления защиты в верхнем конечном положении. В качестве прототипа исследований, в основу расчета, была принята модель атомного энергоблока Хмельницкой атомной электростанции №2.

При анализе и сопоставлении полученных данных было выявлено, что показатели работы реакторной установки, при заклинивании ГЦН, имеют неравномерные показатели. Так, средняя максимальная температура оболочек ТВЭЛ равна 345,29°С уже на второй секунде протекания события, средний показатель падения температуры топливной композиции, за первые 60 секунд процесса, составил 975,79°С, давление первого контура имеет скачкообразную форму (происходит увеличение до 168,44 кгс/см2, далее следует монотонное снижение). Максимально температурно-нагруженный участок активной зоны реактора - крайняя периферийная часть по ширине и третья четверть по высоте активной зоны, что видно из рис. 1.

Рис. 1 Границы максимального температурного напряжения в активной зоне при прохождении процесса заклинивания

где, А - зона максимального температурного напряжения

Главными исследуемыми критериями, после возникновения заклинивания, являются: температура поверхности оболочек твэл, снижение температуры топливной композиции за заданный интер-

вал времени, температура теплоносителя в циркуляционных петлях реакторной установки, расход теплоносителя через активную зону и аварийную циркуляционную петлю, давление первого контура после возникновения заклинивания. Данные выведены в графической форме и представлены на Рис. 2, 3, 4.

Рис. 2

Динамика изменения температуры в циркуляционных петлях после возникновения процесса заклинивания

где: Тсс - температура в холодных циркуляци- активную зону, Т с.оШ - температура на выходе из онных петлях, Т hc - температура в горячих цирку- активной зоны. ляционных петлях. Тс.;;? - температуры на входе в

Вргми. с

Рис. 3 Температурный обмен внутри активной зона реактора

Где: T f.c. max - средняя максимальная температура поверхности оболочки ТВЭЛ, dT core - температурный перепад на активной зоне реактора, Tf.in max - средняя максимальная температура топлива, dTs -запас до кипения теплоносителя.

и u

Si «

s 35 a П

ea «

170,00 168,00 166,00 164,00 162,00 160,00 158,00 156,00 154,00 152,00 150,00

0,00 1000,00 2000,00 3000,00

Время, с

4000,00 5000,00

Рис. 3 Изменение давления первого контура на протяжении аварийного процесса

Анализируя полученные данные, можно вывести теоретический результат повреждения первых двух барьеров глубокоэшелонированной защиты. Главными поражающими факторами здесь послужат: резкое изменение температуры внутри топливной композиции, скачкообразное «поведение» температуры теплоносителя первого контура, резкое и неоднократное изменение давление первого контура в сочетании с изменением гидродинамических характеристик теплоносителя первого контура.

Результатом воздействия могут стать повреждения топливных сборок, в которых произойдет «возможная» разгерметизация твэл в виде газовой неплотности и температурное растрескивание топливной композиции из-за резкого перепада температуры и физических свойств самой топливной композиции.

Взаимодействие и взаимосвязь систем технической воды с ядерной и радиационной безопасностью, вероятности воздействия систем технического водоснабжения на возникновение заклинивания главных циркуляционных насосов

Согласно [1], безопасность АЭС, это свойство атомной станции не нарушать установленные пределы радиационного воздействия на персонал, население, окружающую среду во время нормальной эксплуатации, нарушениях эксплуатации, проектных авариях, а также ограничивать его воздействие при запроектных авариях.

Атомная станция удовлетворяет требованиям безопасности, если в результате принятых в проекте технических и организационных мер достигнута базовая цель безопасности. Критериями безопасности для действующих энергоблоков является: непревышение оценочного значения частоты тяжелого повреждения активной зоны, равного 10-4 на реактор в год; непревышение значения частоты предельного аварийного выброса радиоактивных веществ в окружающую природную среду для действующих енергоблоков устанавливается на уровне не более 10-5 на реактор в год.

Для проектируемых энергоблоков значение частоты тяжелого повреждения активной зоны не

должно превышать 10-5 на реактор в год. Значения частоты предельного аварийного выброса радиоактивных веществ в окружающую природную среду не должно превышать 10-6 на реактор в год.

Допустимые уровни облучения персонала и населения, выбросов и сбросов радиоактивных веществ и их содержания в окружающей природной среде при нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной эксплуатации и в случае аварий устанавливаются в соответствии с Нормами радиационной безопасности.

Система технического водоснабжения неответственных потребителей воды энергоблоков проекта В-320 относится к системам нормальной эксплуатации. Прямого и непосредственного взаимодействия с ядерной установкой и границами главного контура не имеет. Взаимодействие заключается во влиянии на элементы систем безопасности, которые непосредственно обеспечивают эксплуатационную, радиационную и ядерную безопасность.

Система технического водоснабжения охлаждает через теплообменники рабочую среду вспомогательных систем, которые обеспечивают работу оборудования ГЦН. В функционировании которых и по рабочему тракту систем, имеется ряд ограничений и регламентных требований по температуре, качеству и давлению. При отклонении от которых срабатывают аварийные защиты и блокировки. В контексте влияния систем технического водоснабжения, при использовании консервативных подходов в анализе исходного события, заклинивание ГЦН может произойти при наложении событий связанных с отказами систем измерения и нарушениями в регламентных показателях систем нормальной эксплуатации. Данный аспект опасен в жаркое время года, когда рабочая среда систем охлаждения имеет завышенные значения, а технические показатели технологических систем, которые обеспечивают системы охлаждения, находятся у границы срабатывания технологических защит и блокировок. В сочетании с отклонениями в работе систем автоматики и управления, данное наложение можно выразить через уравнение вероятностного происхождения события (1):

f Jra+ + Jr^ IT? (pof™S+ . k?

(difk + ••• + dik ).kv + kp

T) event _ ........ ' "p _ 4 pC™' ''' РсЛ™' p ladd.fail.. .-,4

Pvar. = = ' kp '

t]

где: л/к +... + ¿цк - долевые коэффициенты

сопутствующих факторов; кр - теоретический коэффициент вероятности происхождения события;

сТ)^

^^ - общее число равновозможных случаев в отношении к благоприятствующим факторам собы-

вероятностный коэффициент допол-

7 add. fail

тия; kp -

^^ pres. , , ^^ pres.

нительного отказа; рс л + ---+ рСп - максимально присутствующие показатели благоприятствующих факторов;

lim' . . —„lim

рс а ++ рсп - граничные показатели благоприятствующих факторов.

Одним из возможных исходных событий, предшествующих заклиниванию ГЦН, является нарушение работы маслосистемы в части качества и температуры подаваемой среды, в сочетании с отклонением в работе систем измерения и управления. При данном сочетании исходных событий, в работе технологических систем, возможна подача рабочей среды ненадлежащего качества. Влекущих за собой угрозу аварийного останова оборудования во внеплановом режиме, по причине износа и заклинивания упорной части вала насосного агрегата. Что могло стать последствием постоянной и монотонной подачи технических вод охлаждения с завышенными температурными показателями, на тепло-обменное оборудование обеспечивающих систем безопасности, отвечающих за безопасную работу ГЦН. Найболее вероятной, в плане уязвимости по стороне технической воды, в эксплуатации ГЦН является система подачи масла, а именно, ее теплооб-менное оборудование, сбой в работе которого может привести к ухудшению качественных показателей подаваемого масла. И, как следствие, ускоренный износ трущихся деталей главного упорного подшипника и подшипников электродвигателя ГЦН. Что, в определенный момент, может вызвать отказ по механической части оборудования.

Используя приведенные в [2, 3, 4] технические данные и критерии значений для подстановки формулу (1) получим значение вероятностного происхождения события для одного ГЦН, равное

PZT' = 0-3585 = 35.8%. Полученное

значе-

ние не переходит границы повышенной опасности, но находится в явной близости к ней, где разница до пересечения составляет менее 15%. Из этого следует, что возможные дополнительные исходные события, ухудшающие механическую работу ГЦН могут привести к сближению границ возникновения процесса заклинивания.

Также, обеспечение радиационной безопасности обеспечивают системы сдувок и дожигания водорода и системы спецгазоочистки. Содержащие в

своем составе теплообменное оборудование охлаждаемое системами технического водоснабжения и каталитические дожигатели водорода, циолитовые фильтра предназначенные для утилизации и распада высокоактивных короткоживущих радиационных газов.

Охладители выпара подпиточных деараторов и охладители выпара газов системы спецгазоочистки предназначены для: конденсации пара из выпара деаэратора системы подпитки продувки перед подачей газов на подсистему сжигания водорода; осушки и удаления влаги (образовавшейся в результате сжигания водорода) основного потока газа контура циркуляции перед подачей его на всас газодувок. Накопление влаги в корпусах теплообменников приведет к резкому увеличению их аэродинамического сопротивления и прекращению отвода газов на систему газоочистки. Некачественное удаление влаги из потока выпара приведет к прекращению каталитической реакции сжигания водорода и пресечению регламентной границы взрывоопасной смеси в контуре более 3%. И, как следствие вероятности взрыву смеси водорода и выходу радиоактивных газов в атмосферу.

Некачественна я очистка влаги после каталитических дожигателей водорода и повышенное вла-госодержание до них ведет с выходу из строя системы очистки газов с выбросу в окружающую среду. Что ведет к превышению показателей радиационной обстановки, увеличению показателей облучения от газоаэрозольных выбросов и нарушению принципов безопасности, где главными критериями являются: защита персонала, населения и окружающей среды от возможного радиационного воздействия, нарушаются принципы непревышения, оптимизации, увеличивается число облучаемых лиц.

Описанная вероятная ситуация может произойти по причине попадания влаги в объем циоли-товых фильтров, предназначенных для улавливания и удержания йода и других короткоживущих высокоактивных газов на период из полураспада. При чрезмерном попадании и неэффективном вла-гоотводе из фильтров радиоактивные газовые среды напрямую попадают в окружающую среду. Миновать подобное событие возможно четким соблюдением качества охладителя и регламента его использования.

Выводы

Расчет поставленной задачи и ее детерминирование показали вероятность косвенного влияния систем технического водоснабжения на обеспечение ядерной и радиационной безопасности, путем влияния на системы нормальной эксплуатации. Безотказная работа которых непосредственно относится к факторам обеспечения безопасной эксплуатации энергоблоков. Произведенные расчеты, вы-

явили, что эксплуатация систем технического водоснабжения на граничных показателях, приводит к риску возникновения внештатных ситуаций. А, в сочетании с дополнительными отказами и исходными событиями, приводит к риску возникновения аварийных ситуаций. Которые ведут к нарушению условий безопасной эксплуатации.

Список литературы

1. Общие положения атомных станций. НП 306.2141-2008 - 59 с.;

2. Хмельницкая АЭС Энергоблок №2 Проект компонентов и подсистем первого контура Том 5 Глава 5 Часть 4 Окончательный отчет по анализу безопасности. №43-923.203.254.ОБ.05.04.РЕД.1.Ф - К., 2017 - 160 с.;

3. Хмельницкая АЭС Энергоблок №2 Пределы и условия безопасной эксплуатации Том 16

Глава 16 Окончательный отчет по анализу безопасности. №43-923.203.254.ОБ.16.РЕД.1.Ф - К., 2017 -131 с.;

4. Хмельницкая АЭС Инструкция по эксплуатации маслосистемы ГЦН Энергоблока №2 (2YD50,60) №2.РЦ.3364.ИЭ-15;

5. Information Systems Laboratories, Inc. «Nuclear Safety Analysis RELAP5/MOD3.3 CODE MANUAL VOLUME II: APPENDIX A INPUT REQUIREMENTS» Division Rockville, Maryland Idaho Falls, Idaho, 2002 - 298 p.

6. Хмельницкая АЭС Инструкция по эксплуатации системы дожигания водорода (2TS10). № 2.РЦ.0123.ИЭ-14;

7. Хмельницкая АЭС Инструкция по эксплуатации системы спецгазоочистки реакторного отделения блока №2. № 2.РЦ.3360.ИЭ-14.