14:32 Федуленко В.М. — Кое-что не забылось. Причины катастрофы. Часть 3 |
 Эти возможности оказались таковы, что до сих пор отсутствуют публикации с результатами математического моделирование аварии на 1-м блоке ЛАЭС 1975 г. Фактором, существенно ограничивающим возможности моделирования этой аварии, является почти полное отсутствие информации о начальных и граничных условиях, определивших процесс возникновения и развития аварии. В отношении моделирования аварии 1986 г. на 4-м блоке ЧАЭС есть несколько наиболее информативных публикаций, в которых предприняты попытки воспроизвести расчетным путем этапы возникновения и развития аварии с учетом информации, полученной из действовавших во время аварии систем регистрации параметров активной зоны и контура многократной принудительной циркуляции (КМПЦ) – публикация 1992 г. [10] и публикации 2006 г.[11-13]. Наиболее полный качественный анализ аварий на реакторах РБМК приведен в препринте 2011 г. [14]. Особенностью этих публикаций явилось то, что ни одна из них не рассматривает моделирование процесса возникновения и развития аварии как совместное решение системы нестационарных уравнений 3-х мерной пространственно-распределенной нейтронной кинетики и поканальной нестационарной теплогидравлики для всех почти 1700 ТК с учетом конструктивных и гидравлических особенностей нижних водяных коммуникаций (НВК) и пароводяных коммуникаций (ПВК) каждого ТК, и всех остальных элементов контура многократной принудительной циркуляции (КМПЦ, сборные и раздаточные коллекторы, барабаны-сепараторы, ГЦН, и т.п.), серийно тиражированных в проектах РБМК. Из этих публикаций следует, что вся совокупность ТК, различных по выгоранию и распределению мощности по длине ТВЭЛ (по высоте активной зоны), различных по своим расходным характеристикам, зависящим от длин НВК и ПВК, различных по распределениям плотности теплоносителя по длине ТК, моделируется одним или несколькими “эффективными” ТК, которым могут быть “приписаны” некоторые динамические характеристики. Подобная ничем не обоснованная “гомогенизация” привносит существенные неопределенности в результаты моделирования, во многом не соответствующие доступной экспериментальной информации. Результаты корректного расчетного моделирования процесса возникновения и развития аварии на ЧАЭС должны соответствовать наиболее существенным установленным и опубликованным фактам, в частности: 1) Область с наибольшим энерговыделением располагалась в нижней части юго-восточного квадранта активной зоны и обладала эффективным диаметром 2,4-3 метра [15], (аналогичный факт пространственного расположения области с наибольшим энерговыделением был зарегистрирован и при аварии на ЛАЭС в 1975 г. [14]); 2) В процессе развития аварии на ЧАЭС был зафиксирован факт перемещения АР-1 вниз в момент времени 01 час. 23 мин. 30 сек. (01.23.30), т.е. через 26 сек. после начала эксперимента с выбегом ГЦН и за 10 сек. до нажатия кнопки АЗ-5 [11], что свидетельствует об увеличении интегрального потока нейтронов в активной зоне и увеличении ее мощности; 3) Через 3 сек. после нажатия кнопки АЗ-5 мощность реактора превысила 530 МВт, и период разгона стал меньше 10 сек. [11]. Как следует из анализа публикаций [10-14], доступные отечественные научно-технические возможности математического моделирования аварий на реакторах РБМК таковы, что до сих пор лишь часть указанных выше экспериментальных фактов получила расчетное подтверждение. Результаты пока наиболее полного анализа приведены в работе [11]. 5. Что еще можно сделать Достигнутый уровень расчетного моделирования процессов возникновения и развития аварии на реакторах типа РБМК пока не позволяет рассматривать их проектную безопасность как доказанную истину, основанную на доступных знаниях. Поскольку эксплуатация таких реакторов может продолжаться еще десятки лет, пока еще не поздно продолжить работы по совершенствованию их математических моделей. Доступные средства вычислительной техники позволяют решать такие задачи. Создание адекватных физическим реальностям математических моделей динамики АЭС с реакторами РБМК является исключительно сложной задачей, требующей совместного моделирования нейтронно-физических параметров активной зоны и теплогидравлических параметров как каждого ТК, так и всего КМПЦ. При этом пространственно-распределенная нейтронная кинетика реакторов типа РБМК зависит от пространственно-распределенных плотностей и температур воды, температур топлива и графита, изотопного состава топлива, концентрации йода и ксенона, эффективной доли запаздывающих нейтронов, зависящей от изотопного состава, и движения стержней СУЗ. Важно отметить, что обратные связи между нейтронной кинетикой в каждый момент времени “T” (и, следовательно, энерговыделением) и определяющими ее нейтронно-физическими параметрами активной зоны имеют различные времена запаздывания “τ”. Изменения пространственно-распределенной температуры топлива практически синхронны с изменениями в пространственно-распределенном энерговыделении, но должны учитывать запаздывание стока тепла от ТВЭЛ к теплоносителю. Изменения пространственно-распределенной температуры графита (за счет поглощения гамма-излучения и замедления нейтронов) с учетом стока тепла от графитового блока к воде каждого ТК должны считаться с запаздыванием такого стока, определяемым тепловой постоянной графитового блока, оцениваемой в диапазоне нескольких минут. Сколь-нибудь существенные изменения в пространственно-распределенном изотопном составе и эффективной доле запаздывающих нейтронов, определяемые выгоранием топлива и накоплением плутония, возникают с запаздыванием в десятки часов. Значимые для анализа переходных процессов изменения в пространственно-распределенной концентрации йода и ксенона, определяемые текущим локальным энерговыделением, возникают с запаздыванием на уровне нескольких часов. Однако пространственно-распределенные плотности и температуры воды изменяются с запаздыванием относительно текущего локального энерговыделения всего лишь на уровне тепловой постоянной ТВЭЛ, которая для ТВЭЛ реактора РБМК, в зависимости от выгорания, оценивается в диапазоне 13-33 сек. Запаздывание движения стержней СУЗ определяется положением стержней СУЗ в активной зоне, скоростью их перемещения и может быть оценено в диапазоне 0,01-1 сек. Некоторые аналитические методы оценки влияния эффектов запаздывания нейтронно-физических и теплогидравлических процессов на кинетику ядерных реакторов изложены в работах [16, 17]. Именно А.Хичкоку принадлежит обнаружение и обоснование эффекта “пыхтения” мощности канального реактора с кипящей водой [16]. 6. Что было сделано Еще до пуска 1-го блока ЛАЭС в 1973 г. уже существовали программные комплексы трехмерного моделирования стационарных и нестационарных нейтронно-физических и теплогидравлических процессов в реакторах типа РБМК с учетом запаздывания процессов [18-21]. Нейтронно-физические и теплогидравлические процессы моделировались для каждого из 1700 ТК. Теплогидравлика моделировалась для всех элементов КМПЦ. Несмотря на относительную “убогость” тогда доступных ЭВМ, в результате расчетно-теоретических исследований проектных параметров реакторов РБМК-1000 были выявлены эффекты пространственной неустойчивости полей энерговыделения в активных зонах таких реакторов, а также динамики их возникновения и развития. Эти эффекты проявлялись, прежде всего, на малых мощностях вследствие положительного плотностного эффекта реактивности по кипящей воде при достижении выгораний, близких к равновесным в режиме перегрузок топлива. К сожалению, к 1981 г. эти программные комплексы были утрачены, и от них остались лишь публикации методик расчета. Результаты анализа динамики развития “быстрой” аварии на 4-м блоке ЧАЭС (десятки секунд) с применением предельно упрощенной линеаризованной модели, обобщившей результаты моделирования начала 70-х гг., были получены еще осенью 1986 г. по данным, приведенным в официальном докладе для МАГАТЭ [22]. Но в то время результаты этого анализа не могли быть ни обсуждены, ни признаны, ни опубликованы. Почти четверть века спустя эти результаты были воспроизведены в памятной записке “Чернобыль в 2009 году.”[23]. Модель развития аварии была сформулирована по результатам расчетов, выполненных в начале 70-х гг. по методике, изложенной в [20], и дополнена анализом неопределенностей методом МКО [24]. Полученные результаты удовлетворительно коррелируют с доступной фактической информацией об аварии и подтверждают указанные выше факты (1),(2), (3). В частности, модель развития аварии основана на расчетном эффекте возникновения и развития локальных зон надкритичности с эффективным диаметром 2,5-3 метра (содержащих 70-110 ТК) в области активной зоны, приближенной к ее середине и боковому отражателю. В этой области находятся ТК с наиболее длинными НВК, провоцирующими вскипание воды, имеющей температуру, близкой к температуре насыщения, с образованием неравновесного пара вследствие падения давления по длине НВК. Оцененные после аварии размеры области с наибольшим энерговыделением в нижней части юго-восточного квадранта активной зоны обладали эффективным диаметром 2,4-3 метра [15]. Размещение этой области в активной зоне определяется проектными особенностями конструкции НВК и ПВК. Перемещение вниз АР-1, зафиксированное в момент времени 01 час. 23 мин. 30 сек. (01.23.30), т.е. на 26-й сек. после начала эксперимента с по выбегу ГЦН и за 10 сек. до нажатия кнопки АЗ-5, было вызвано увеличением расчетной интегральной мощности реактора до 240 МВт с 90%-м доверительным интервалом 214-260 МВт. Фиксация нейтронного потока, рост которого привел к перемещению АР-1 вниз, осуществлялась путем обработки и усреднения показаний ионизационных камер (ИК), расположенных за пределами реакторного пространства на середине высоты активной зоны. Возникновение существенных неравномерностей энерговыделения по объему, локализованных в относительно небольшой части низа активной зоны (зоне локальной надкритичности), даже примыкающей к боковому отражателю, может не вызывать сколь-нибудь значимых изменений усредненных показаний всей группы ИК. Однако прирост мощности был зафиксирован, и стержни АР-1 пошли вниз. Через 3 сек. после нажатия кнопки АЗ-5 мощность реактора превысила 530 МВт, и период разгона стал меньше 10 сек. Этому моменту времени соответствует расчетная мощность 520 МВт и период разгона на уровне 4,1 сек. Основные положения примененной модели возникновения и развития аварии, позволившей получить результаты, удовлетворительно соответствующие доступной фактической информации об аварии, изложены ниже. Изменение мощности локальной зоны надкритичности во времени W(t), вызываемое различными эффектами реактивности, может быть приближенно представлено в линеаризованной форме соотношением: W(t)=Wo * exp(δK*t/τ), где “Wo”- мощность в момент времени начала процесса “t”= 0, “δK” – реактивность, привносимая анализируемым процессом, “τ ” – постоянная времени процесса. Для анализа можно выделить два процесса. Первый процесс начался с момента резкого снижения подачи питательной воды в 01.22.00 (час.мин.сек) и продолжался до момента сброса АЗ-5 (01.23.40). Через 19-36 сек. после начала этого процесса в группу ТК, имеющую наиболее длинные НВК, уже подавалась пароводяная смесь. До этого момента эта группа ТК находилась в критичной части активной зоны. С момента подачи пароводяной смеси на вход ТК эта часть активной зоны с эффективным диаметром 2.5-3 метра стала надкритичной за счет положительного парового эффекта реактивности и оставалась такой до момента времени начала сброса АЗ-5 в 01.23.40, т.е. в течение 64-81 сек. При этом, пропорционально объему этой части активной зоны увеличивалась общая мощность реактора. Постоянная времени первого процесса, определявшая рост паросодержания в этой группе ТК, определяется тепловой постоянной ТВЭЛ с различным выгоранием, оцениваемой в диапазоне 13-33 сек с математическим ожиданием для логарифмически равномерного распределения (равномерного распределения логарифма от ln(13) до ln(33), см. [24]) на уровне 21 сек. Тепловой постоянной стока тепла из графитового блока к теплоносителю можно пренебречь, поскольку энерговыделение в графите составляет лишь малую долю (около 5%) от энерговыделения ТВЭЛ, а тепловая постоянная оценивается на уровне минут. Второй процесс начался в момент начала сброса АЗ-5 в 01.23.40 и продолжался 3 сек. до момента последующего перехода на период разгона “намного меньше” 20 сек, что можно рассматривать началом третьего процесса – процесса разгона на мгновенных нейтронах. Постоянная времени второго процесса определяется в диапазоне от тепловой постоянной наиболее выгоревших ТВЭЛ (около 33 сек) до времени жизни тепловых нейтронов в активной зоне, оцениваемой на уровне 0.01 сек. Математическое ожидание постоянной времени второго процесса с диапазоном 0.01-33 сек. для логарифмически равномерного распределения оценивается на уровне 4.1 сек. Паровой эффект реактивности для обоих процессов с ожидаемыми мощностями и объемным паросодержанием по результатам моделирования нестационарных процессов начала 70-х гг. был оценен в диапазоне 0.2-3β. Экспериментальные данные 80-х гг. дают оценку 0.03-5.2β [10]. Обе оценки дают математическое ожидание для логарифмически равномерного распределения на уровне “δK”=1, т.е. равной эффективной доле запаздывающих нейтронов β. Поэтому изменение мощности во времени для обоих процессов можно описать соотношением W(t)=Wo * exp(t/τ). Именно это соотношение было использовано при анализе аварии в 1986 г. и создании записки “Чернобыль в 2009 г.”[23]. Приведенные выше результаты соответствуют экспериментально установленным фактам и подтверждают справедливость выводов, приведенных в записке “Чернобыль в 2009 г.”[23], полученных с использованием упрощенных подходов к моделированию динамических процессов в реакторах типа РБМК. Основным был и остается вывод о том, что именно укорачивание графитовых вытеснителей на стержнях СУЗ предопределило беспрецедентный масштаб аварии на ЧАЭС. Без укорачивания вытеснителей на стержнях СУЗ масштаб аварии был бы соизмерим с аварией на 1-м блоке ЛАЭС в декабре 1975 г., о которой сегодня уже и не вспоминают. 7. Послесловие 14 июня 1986 г. Николай Иванович Рыжков (тогда Пред.Сов.Мина СССР) обобщил результаты аварии на ЧАЭС, сказав: “Мне кажется, что эта авария на Чернобыльской АЭС была не случайной, что атомная энергетика с некоторой неизбежностью шла к такому тяжелому событию” [25]. С тех пор прошло 30 лет. Атомная энергетика жива и продолжает развиваться. Оставшиеся реакторы РБМК продолжают успешно эксплуатироваться, хотя обоснование их безопасности пока не может быть признано завершенным. Об экономической эффективности этого направления атомной энергетики говорить уже не приходится. Экономики в нем не осталось. К счастью, у соотечественников хватило ума отказаться от завершения строительства 5-го блока Курской АЭС с РБМК-1000, который, благодаря обрезанным графитовым блокам и не исследованной новой нейтронной физике, мог оказаться очередным “черным ящиком”, которыми были реакторы РБМК до аварии на ЧАЭС.  К сожалению, судьба канальных реакторов типа РБМК напоминает судьбу дирижаблей в начале-середине 20-го века – оптимистичное начало и бесславный конец. Громадный потенциал канальных реакторов в части обеспечения гибкости топливного цикла и наработки любых изотопов, в которых нуждается и промышленность, и медицина, оказался нереализованным. Видимо прав уважаемый член-корреспондент РАН Виктор Алексеевич Сидоренко, один из создателей реакторов типа ВВЭР, который в 2008 г. на семинаре в Курчатовском институте в своем прогнозе развития атомной энергетики на обозримую перспективу заявил, что атомная энергетика может базироваться только на реакторах типа ВВЭР. Атомная энергетика является одной из немногих областей человеческой деятельности, к участникам которой предъявляются особые требования, сформулированные в концепции “культуры безопасности”. Основное требование – наличие у всех участников программы атомной энергетики особого менталитета “безопасности” с чувством личной ответственности за каждое деяние. Для этого необходимы и общая культура, и специальное образование, и личная мотивация. С момента Чернобыльской аварии прошло 30 лет. Новым поколениям “атомщиков” достались не только документированные уникальные знания и опыт создателей атомной энергетики, но и ядерные “могильники”, включая Чернобыль и Фукусиму. Незабвенный профессор Савелий Моисеевич Фейнберг (1910-1973), автор проекта РБМК, лауреат Ленинской и многочисленных Государственных премий СССР, оказался прав, сказав своим коллегам в начале 70-х гг. прошлого века: “Атомная энергия – не для этих поколений людей”. С тех пор поколения “атомщиков” неоднократно сменялись. Будем надеяться, что для нынешних и грядущих поколений “атомщиков”, обладающих культурой безопасности, атомная энергия окажется интересным, экономически эффективным, экологически приемлемым и безопасным источником энергии на столетия вперед. 28 марта – 18 апреля 2016 г. Авторы: Румянцев Александр Николаевич, Федуленко Валентин Михайлович. Список литературы: 1) Сборник “А.П.Александров. Документы и воспоминания” под ред. Академика РАН Н.С.Хлопкина. – М., РНЦ Курчатовский институт, ИздАТ, 2003, стр. 215. 2) С.М.Фейнберг. Отчет о 3-й Женевской конференции по мирному использованию атомной энергии. – М., Препринт ИАЭ им. И.В.Курчатова, 1964. 3) www.world-nuclear-news.org/WR-Winfrith-realities 4) en.wikipedia.org/wiki/Gentilly_Nuclear_Generating_Station 5) en.wikipedia.org/wiki/List_of_disasters_by_cost 6) Janette D. Sherman, Alexey V. Yablokov “Chernobyl: Consequences of the catastrophe 25 years later”, San Francisco Bay View, April 27, 2011 7) www.mfa.gov.by/ (“Chernobyl disaster”, Belarus Foreign Ministry) 8) www.who.int/news/item/05-09-2005-chernobyl-the-true-scale-of-the-accident (“Chernobyl: the True Scale of the Accident”) 9) tass.ru/ekonomika/261189825, янв. 2016 г. - МОСКВА, 25 января. /ТАСС/. 10) В.П. Борщев, Е.В.Бурлаков, А.Д. Жирнов, А.В. Краюшкин, В.Д. Никитин, В.С. Романенко, А.П. Сироткин, И.А. Стенбок, Ю.А. Тишкин, Ю.М. Черкашов. Нейтронно-физические характеристики реакторов РБМК до аварии и после выполнения мероприятий по повышению безопасности. М., РНЦ “Курчатовский институт”, Вопросы атомной науки и техники. Серия “Физика реакторов”, вып. 1, 1992, стр. 20-26. 11) М.Н. Бабайцев, Е.В. Бурлаков, А.В. Краюшкин. Анализ аварии на 4-м энергоблоке Чернобыльской АЭС. – М. Российский научный центр “Курчатовский институт”, Препринт № ИЭА-6416/4, 2006, 34 стр.12) Черкашов Ю.М., Новосельский О.Ю.(НИКИЭТ), Чечеров К.Р. (РНЦ «Курчатовский институт”) Исследование развития процессов аварии на Чернобыльской АЭС в 1986 г. - Атомная энергия. Том 100, вып. 4, апрель 2006, с.243-258. 12) Канальный ядерный энергетический реактор типа РБМК. Глава 13. Технические аспекты аварии на 4-м блоке Чернобыльской АЭС. - М., “ГУП НИКИЭТ”, 2006 г. 13) В.М.Федуленко. Четверть века Чернобыльской катастрофе. – М., НИЦ “Курчатовский институт”, Препринт ИАЭ-6686/3 (2011). 14) Платонов П.А. О процессе разрушения активной зоны реактора IV блока ЧАЭС (ретроспективный анализ экспериментов и фактов) – Препринт ИАЭ № 6486/11 (2007 г.). 15) A. Hitchckock, Nuclear Reactor Stability, - Nucl.Engng.Monograph, Temple Press, London, 1960, 61 pp. 16) M.M.R. Williams. Random Processes In Nuclear Reactors.- Pergamon Press, 1974. 17) Румянцев А.Н. Численный метод расчета трехмерных гетерогенных реакторов. Препринт ИАЭ № 2260 (1973 г.). 18) Румянцев А.Н. Численный метод теплогидравлического расчета канальных кипящих реакторов. Препринт ИАЭ № 2261 (1973 г.). 19) Румянцев А.Н. Уравнения динамики трехмерного гетерогенного реактора; Препринт ИАЭ № 2299 (1973 г.). 20) Roumintsev A.N. Equations of Dinamics of Three-Dimensional Geterogeneous Reactors; Proc. of Int.Conf. On Advanced Reactors: Physics, Design and Economics, Sept. 1974. – USA, Atlanta, Proc. of ANS, Pergamon Press, 1974. – pp. 224-235. 21) Авария на Чернобыльской АЭС и ее последствия. Информация, подготовленная для совещания экспертов МАГАТЭ (25-29 августа 1986 г., Вена). Часть 1. Обобщенный материал. – М., ГКАЭ СССР, 1986. 22) А.Н.Румянцев. Чернобыль в 2009 году. – сайт “Proatom.ru”, архив от февраля 2011 г. 23) А.Н.Румянцев А.Н. Метод квантильных оценок неопределенностей. – М., Атомная энергия, 2007, т. 102, вып. 4, с. 208-215. 24) Николай Рыжков. Трагедия великой страны - М.: Вече, 2007. – 656 стр. Источник: www.proatom.ru/modules.php?name=News&file=article&sid=6700 О причинах и развитии аварии на 4-м блоке ЧАЭС. Часть 2. Примечание: Параграф "Кратко о развитии аварии" местами содержит размытое описание того, что происходило на БЩУ-4 в ночь катастрофы. А в последующих параграфах в основном приведены большие объемы чисто технического текста. Кратко о развитии аварии Вот как развивались события 26 апреля 1986 года. Во время эксперимента с отключением турбин и выбегом насосов мощность реактора с трудом поддерживалась на низком уровне (~20% от номинальной электрической). Температура воды на входе в реактор была близка к температуре насыщения. Запас реактивности падал из-за «отравления» ксеноном. Чтобы поддержать мощность и довести эксперимент до логического конца, операторы практически все стержни СУЗ вывели из активной зоны (осталось в соответствии с записями на лентах ДРЕГ всего 2 стержня). Тем самым было нарушено важное для безопасности положение Регламента. Эксперимент почти закончили, реактор работал неустойчиво. Слышен был шум в насосном помещении (кавитационный грохот, с которым хорошо знаком эксплуатационный персонал, при нарушении оптимальных условий работы насосов; например, при расходе, превышающем оптимальный, и повышенной температуре воды на входе ГЦН). В насосную был послан оператор, чтобы выяснить, что там происходит. В этот момент, видимо, оператор реактора заметил небольшой рост мощности реактора, связанный с ростом количества пара в каналах (на входе в каналы вода практически с температурой насыщения; питательная, холодная вода в реактор не поступает, расходы выше номинальных). Ситуация напряженная, стержни автоматического регулирования мощности бездействуют. Принято вполне разумное решение остановить реактор «кнопкой» аварийной защиты. Все стержни защиты пошли вниз, в активную зону. Через две-три секунды вода снизу была вытеснена из всех каналов СУЗ, введена положительная реактивность, достаточная для роста мощности нижней части активной зоны. Верхняя часть активной зоны снижает свою мощность, так как в нее вводятся поглощающие стержни (Во всем реакторе в целом в первые 2-3 сек мощность могла снижаться. На ленте самописца мощности с малой скоростью протяжки был виден небольшой «клевок» мощности вниз, а дальше подъем мощности вертикально вверх практически до «зашкала»). Однако нижняя часть а.з. продолжает разгоняться, так как реактор в какой-то степени разделён на две мало связанные друг с другом части вследствие двугорбости кривой распределения энерговыделения по высоте активной зоны. Практически уже к концу второй-третьей секунды ввода стержней СУЗ нейтронный «горб» в нижней части а.з. стал расти, стало возрастать количество пара в рабочих каналах. Начался разгон мощности реактора вследствие вытеснения воды из нижней части каналов СУЗ и положительного эффекта реактивности из-за роста количества пара в нижней части рабочих каналов, загруженных тепловыделяющим сборками (ТВЭЛами). Появление пара в нижней и средней части рабочих каналов (для начала кипения большого роста мощности не требовалось, т.к. вода находилась практически при температуре насыщения) привело к быстрому и полному выталкиванию воды из технологических каналов и замещению ее паром (удельный объем пара примерно в 20 раз больше удельного объема воды, т.е. нужно испарить одну двадцатую часть воды, чтобы вытолкнуть из канала всю воду). Произошел быстрый дополнительный (главный) скачок реактивности, который вызвал разгон реактора на мгновенных нейтронах. Поглощающая часть стержней СУЗ к этому моменту вошла в активную зону всего на 2,5-3 метра и не препятствовала росту реактивности в нижней пятиметровой части активной зоны. Разгон мощности на мгновенных нейтронах в десятки, возможно, и сотню раз от номинала за первые 2-3 секунды после выталкивания воды из каналов «взорвал» ТВЭЛы нижней половины реактора. Например, нейтронно-физические расчеты [1] свидетельствуют о вероятном росте мощности реактора до 100 номиналов к 7 сек аварийного процесса, т.е. с начала ввода стержней СУЗ, причем до 4-й – 5-й сек мощность реактора в целом слегка снижается в течение 2-х сек (в основном снижается в верхней части активной зоны), затем сравнительно слабо возрастает до номинала к 5-й сек, а с 5-й до 7-й секунды мощность растет от одного до 100 номиналов. Причем рост мощности происходит в нижней половине реактора на участке активной зоны, в которую не вошли стержни СУЗ (номинальная тепловая мощность реактора составляет 3200 МВт, электрическая – 1000 МВт). По оценке, за эти 2 сек в ТВЭЛах на участке максимальных нагрузок в нижней половине реактора может выделиться тепла от 700 до 1000 калорий на грамм топлива и до 35-50 калорий, но на бóльшую примерно в 6 раз массу, в графите (масса топлива в активной зоне примерно 190 тонн, графита без отражателей 1140 тонн). Однако следует отметить, что нейтронно-физический расчет проведен с условием целостности ТВЭЛов в процессе роста мощности. Очевидно, что при таком темпе наброса нагрузки возможно разрушение ТВЭЛов еще до выхода на мощность 100 номиналов с соответствующими нейтронно-физическими последствиями. Вероятна остановка роста мощности реактора вследствие прекращения цепной реакции в разрушенном, диспергированном и распространившемся по кладке топливе. Как сказано в препринте, «…программа отказалась работать из-за ошибок в теплогидравлическом блоке (т.е. параметры вышли за пределы)». Если бы программа продолжала считать и с перегретым паром, то можно было бы получить и 200-300 номиналов? Вполне вероятно, если бы в программе были условия по влиянию на нейтронно-физические характеристики активной зоны возможного разрушения ТВЭЛов (и труб каналов), то темп роста мощности и её предельная величина были бы другими. Расчетный рост мощности остановился бы на меньшем значении. При фрагментации и диспергировании топлива осколки деления какое-то время остаются в гомогенной массе топлива с высокой температурой, а если и «вылетают» из топлива и активной зоны, то вылетят они вместе с «распылившемся» топливом и перегретым паром (вероятно, в графитовую кладку и в барабаны-сепараторы), т.е. в любом варианте рассмотрения ситуации должно произойти затухание цепной реакции. Одни осколки деления (как поглотители нейтронов, например, ксенон, которые могли бы вызвать дополнительный рост реактивности) вылететь из активной зоны не могут. |
|
|
Похожие материалы
| Всего комментариев: 0 | |
