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: 1419;