АВАРИИ НА АТОМНЫХ СТАНЦИЯХ

 

В данной главе рассмотрены 3 крупнейшие аварии в истории атомной энергетики: Три-Майл-Айленд, Чернобыльская катастрофа и авария на АЭС Фукусима-1.

 

12.1. АВАРИЯ НА ВТОРОМ БЛОКЕ АЭС ТРИ-МАЙЛ-АЙЛЕНД

 

АЭС: атомная станция (2 энергоблока) на острове Three Mile Island, штат Пенсильвания, США.

Энергоблок: TMI-2, типа PWR, мощность 885 МВт, физический пуск – март 1978 года.

Дата и время: 28 марта 1979 года, около 4:00.

 

На рисунке 1 представлен продольный разрез энергоблока TMI-2.

 

Рисунок 1. Схематический продольный разрез энергоблока №2 АЭС Три-Майл-Айленд

1 – реактор; 2 – насос сточных (трапных) вод; 3 – сбросный бак; 4 – предохранительная диафрагма; 5 – запорный вентиль; 6 – защитный корпус; 7 – предохранительный клапан;

8 – компенсатор объема; 9 – парогенератор; 10 – клапан для сброса пара в атмосферу;

11 – главный паропровод; 12 – вспомогательное здание; 13 – сточные (трапные) воды;

14 – насос аварийной системы питательной воды; 15 – трубопровод питательной воды; 16 – машинный зал; 17 – турбина; 18 – конденсатор; 19 – эжектор; 20 – питательный насос; 21 – трубопровод от аварийного источника питательной воды.

 

 

12.1.1. Последовательность событий

1) Энергоблок работает на мощности 97% от номинальной.

2) Персонал смены выполняет обычную рутинную операцию по перемещению отработавшей ионообменной смолы из одного из фильтров конденсатоочистки в сборный регенерирующий бак.

3) В результате зависания обратного клапана все фильтры конденсатоочистки блокируются, и подача конденсата полностью прекращается.

4) В соответствии с регламентом по исчезновению напора конденсатных насосов:

− отключаются оба главных питательных насоса и турбина;

− выдается команда на останов реактора и на включение аварийных питательных насосов.

5) Заработали три аварийных питательных насоса и открылись оба аварийных питательных клапана, но запорные клапаны были закрыты (это состояние сохранилось с планового ремонта, закончившегося на блоке за несколько дней до аварии).

6) Отключение турбины привело к резкому снижению отбора пара из парогенераторов, снижению теплоотвода от первого контура и, соответственно, к росту объема, температуры и давления теплоносителя первого контура.

7) 3-4 с. Давление достигло уставки срабатывания предохранительного клапана компенсатора объема (ПККО). ПККО открыл поступление пароводяной смеси в барботер.

8) 8 с. Поглощающие стержни полностью введены в реактор, реактор остановлен. Тем не менее, давление в первом контуре реактора продолжает расти.

9) 15 с. Давление в контуре упало и стало ниже значения, при котором клапан 7 должен был закрыться, чего, однако, не произошло, хотя сигнал команды на закрытие и появился на пульте управления.

10) 120 с. По сигналу снижения давления автоматически включилась система аварийной подпитки I контура высокого давления.

По показаниям уровнемера КО уровень в КО в этот момент был на верхнем пределе или за пределом шкалы прибора. В условиях течи через ПККО уровень в КО уже не является адекватным показателем общего содержания теплоносителя в первом контуре. Однако в соответствии с обучением операторы продолжали рассматривать уровень в КО как надежный показатель заполнения активной зоны водой. Операторы считали, что после включения системы аварийной подпитки уровень воды в компенсаторе объема (КО) должен был дальше подниматься. Опираясь на эти соображения и ошибочную информацию о положении ПККО (открыт, а не закрыт) операторы приняли решение уменьшить подачу воды из системы аварийной подпитки высокого давления в I контур.

11) 4 мин 30 с − 10 мин. Операторы отключили сначала один насос аварийной подпитки, затем другой, а третий перевели в режим нормальной подпитки с малым расходом.

12) 6 мин. Давление на выходе из реактора снизилось до 94 кгс/см2, т.е. до давления насыщения при температуре 307°С.

13) 11-12 мин. Впервые после начала аварии показания уровня воды в компенсаторе объема оказываются в рабочем диапазоне, что вызвано продолжающимся обезвоживанием 1 контура.

14) 7 мин 30 с − 15 мин. По сигналу увеличения давления в барботере автоматически включилась система перекачки воды из этого бака в емкости вспомогательного здания 12. Несмотря на откачивание воды из сбросного бака, давление в нем росло, предохранительная диафрагма бака вскрылась, и ~40 т воды вылилось на пол реакторного здания. Автоматически включился насос откачки трапных вод из приямка за пределы контайнмента.

15) К этому времени имеется ряд признаков, характерных для аварии с потерей теплоносителя:

• сохранение низкого давления в первом контуре;

• разрыв диафрагмы барботера и залив водой дренажной системы реакторного здания;

• температура воды на выходе ПККО 280°С при температуре на выходе стандартных клапанов безопасности 220°С.

Вместе с тем наблюдается:

• сохранение высокого уровня в КО;

• отсутствие аварийных сигналов в реакторном здании;

• ошибочная сигнализация на пульте о закрытии ПККО.

16) 75 мин. Главные циркуляционные насосы (ГЦН) первого контура прокачивают двухфазную смесь, что приводит к срабатыванию предупредительной сигнализации по вибрации и снижению расхода. Отключены оба циркуляционных насоса одной петли «В» реактора.

17) 87 мин. ПГ "В" был отключен на основе предположения о том, что рост давления в реакторном здании происходит вследствие течи по второму контуру в ПГ "В".

18) 101 мин. Операторы отключили оба ГЦН петли «А» первого контура.

19) 105 мин. – 120 мин. Температура воды на входе в реактор 65°С, на выходе 327°С. Паровая подушка увеличилась и захватила верх активной зоны. При этом произошло повреждение твэлов и часть продуктов деления попала в теплоноситель. В результате взаимодействия циркония оболочек твэлов с паром образовался водород, который собрался в верхней части реактора. Однако из-за отсутствия оперативных способов анализа операторы не подозревали в это время о его наличии в паровой подушке.

20) 138 мин. Операторы наконец-то соотнесли факт наличия высокой температуры на выходе ПККО с возможной утечкой воды через этот клапан. Компенсатор объема закрыт запорным вентилем 5. Давление в реакторном здании немедленно стало снижаться, давление в первом контуре стало расти.

21) 5 ч. 00 мин. Давление в защитном корпусе достигло 0,32 кгс/см2. Трубопровод сбросных вод закрылся, выход активности непосредственно из корпуса был прекращен. Тем не менее, он произошел, но из вспомогательного здания, куда до этого была перекачана часть воды из барботера, которая в реакторном здании вылилась на пол после разрыва мембраны.

22) 6 ч. 54 мин. Выбросы активности в атмосферу достигли такого уровня, что была объявлена аварийная ситуация по вокруг АЭС.

23) 10 ч. В контайнменте произошло скачкообразное увеличение давления до 2 кгс/см2, вероятно, вследствие взрыва гремучей смеси. (Защитный корпус спроектирован и испытан на давление 4,2 кгс/см2).

24) 13 ч. 30 мин. Включен ГЦН петли с неповрежденным парогенератором. Реактор расхолаживается через неповрежденный парогенератор при температуре на входе 200°С и выходе 293°С. Быстрому расхолаживанию препятствовует газовая подушка под крышкой реактора.

Водородная подушка была ликвидирована через несколько суток с помощью системы очистки теплоносителя, а также отбором воды на входе в реактор и впрыском в паровую полость компенсатора объема.

 

<== предыдущая лекция | следующая лекция ==>
КЛАССИФИКАЦИЯ СИСТЕМ И ЭЛЕМЕНТОВ АС | Программа и методика проведения испытаний


Дата добавления: 2017-06-13; просмотров: 809; ЗАКАЗАТЬ НАПИСАНИЕ РАБОТЫ


Поиск по сайту:

Воспользовавшись поиском можно найти нужную информацию на сайте.

Поделитесь с друзьями:

Считаете данную информацию полезной, тогда расскажите друзьям в соц. сетях.
Poznayka.org - Познайка.Орг - 2016-2021 год. Материал предоставляется для ознакомительных и учебных целей.
Генерация страницы за: 0.03 сек.