Материал: Белозеров В.И., Жук М.М., Кузина Ю.А., Терновых М.Ю. Физика и эксплуатационные режимы реактора ВВЭР-1000

ления стала подниматься. В результате возрасла утечка из топлива летучих радионуклидов инертных газов (йода, теллура, цезия). При дальнейшем повышении температуры топлива появилась утечка других, так называемых нелетучих, радионуклидов. Через 10 суток эффективная температура топлива, оставшегося в реакторе, стабилизировалась, а затем стала снижаться.

В табл. 7.16 приведена последовательность нарушений режимов эксплуатации на энергоблоке № 4 ЧАЭС во время аварии.

На первой стадии произошел выброс диспергированного топлива из разрушенного реактора. Состав радионуклидов на этой стадии выброса примерно соответствует их составу в облучённом топливе, но обогащён летучими изотопами йода, теллура, цезия, благородных газов.

На второй стадии мощность выброса уменьшилась из-за предпринятых мер по прекращению горения графита и фильтрации выброса. В этот период состав радионуклидов в выбросе также близок к их составу в топливе. На этой стадии из реактора выносилось мелкодис-пергированное топливо потоком горячего воздуха и продуктами горения графита.

Таблица 7.16

Нарушения режимов эксплуатации на энергоблоке № 4 ЧАЭС

Третья стадия выброса характеризовалась быстрым нарастанием мощности выхода продуктов деления за пределы реакторного блока. В начальной части этой стадии отмечался преимущественный вынос летучих компонентов, в частности йода, а затем состав радионуклидов вновь приближался к составу в облучённом топливе. Это было обусловлено нагревом топлива в активной зоне до температуры 1700 °С из-за остаточного тепловыделения. При этом в результате температурно-зависимой миграции продуктов деления и химических превращений оксида урана происходила утечка продуктов деления из топливной матрицы и их вынос в аэрозольной форме на продуктах сгорания графита.

Суммарный выброс продуктов деления (без радиоактивных благородных газов) составил 1,85 1018 Бк, что соответствует примерно 3,5 % общего количества радионуклидов в реакторе на момент аварии.

Доля активности, вышедшей из реактора, характеризуется следующими оценочными значениями: ксенон и криптон – 100 %, йод-131 – 20 %, цезий – 10 %, стронций – 4 %, плутоний – 3 %.

Доза коллективного внешнего облучения населения, обусловленного радиоактивным загрязнением окружающей среды в результате аварии, составила 105 чел.-Зв.

В целях исключения возможности неконтролируемого разгона реактора при нарушениях технологического регламента необходимо уменьшить до нуля положительный паровой эффект реактивности и соответствующий положительный эффект при обезвоживании активной зоны и увеличить быстродействие аварийной защиты (АЗ). С этой целью оперативный запас реактивности, компенсируемый стержнями СУЗ увеличен до 48 стержней. Время полного ввода стержней уменьшено с 18 до 10 с. Внедрена быстродействующая система АЗ, где скорость ввода стержней АЗ составляет 2 с. Введением дополнительных поглотителей уменьшен положительный паровой эффект реактивности. Дальнейшей мерой является переход на обогащение топлива 2,4 %, позволяющий снизить этот эффект практически до нуля.

Нарушение герметичности оболочек твэлов из-за быстрого увеличения мощности [11]. 27 августа 1988 г. на 5-м энергоблоке АЭС «Козлодуй» (Болгария) в конце топливной кампании проводилось включение ГЦН при работающем реакторе. В нарушение

217

инструкции по эксплуатации перед включением ГЦН мощность реактора не снижалась (была равна 70 % от Nном).

При включении ГЦН локальная мощность сектора активной зоны увеличивалась на 25 % на 15 с. Это вызывает быстрый нагрев таблеток топлива и воздействие на трубки оболочек твэлов. Затем было произведено увеличение мощности реактора до 90 % за 20 мин без трехчасовой выдержки на 80 %.

28 августа 1988 г. по системе радиационного контроля «Сейвал» замечено значительное увеличение газовой и аэрозольной активности воздуха в вентиляционной трубе РО и контролируемых помещениях. Суточные выбросы в трубу увеличились:

-по йоду в 15 раз;

-по бета-аэрозолям в 100 раз по РБГ в 10 раз.

Радиохимический анализ теплоносителя показал увеличение

суммарной его радиоактивности с 3,7 10+6 до 1,1 10+8 Бк/дм3, а по сумме изотопов йода с 2,6 10+4 до 6,3 10+7 Бк/дм3.

Специальная группа экспертов установила, что указанные два последовательные отступления от технологического регламента эксплуатации РУ создали непроектное механическое растягивающее воздействие топливного столба на оболочки твэлов, которое вызвало образование микротрещин в оболочках. По оценке экспертов произошла разгерметизация 40–90 твэлов. По техническому решению РУ была оставлена в работе до конца кампании при следующих дополнительных условиях:

-допустимая скорость подъема мощности реактора уменьшена в 6 раз (не более 10 % в час);

-строгое выполнение всех требований регламента;

-непрерывный радиохимический контроль за выходом осколков деления в теплоноситель.

218

8. ЭКСПЛУАТАЦИОННЫЕ ВОПРОСЫ ПО ФИЗИКЕ РЕАКТОРА

8.1. Основные характеристики реактора ВВЭР-1000

Основные характеристики реактора ВВЭР-1000, его парогенератора и реакторных материалов приведены в табл. 8.1– 8.5.

Примечание. Поверхность теплообмена в ПГ по 1-му контуру считается по внутренним размерам теплообменных трубок, по 2-му контуру – внешним.

Таблица 8.3

Основные характеристики деления топливных материалов