Известия вузов. Ядерная энергетика

Рецензируемый научно-технический журнал. ISSN: 0204-3327

«Пороговые эффекты» при обосновании безопасности и эксплуатации энергоблоков

20.03.2022 2022 - №01 Безопасность, надежность и диагностика ЯЭУ

В.М. Махин А.К. Подшибякин

DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2022.1.08

УДК: 621.039.58

Рассматриваются явления, обладающие признаками «порогового эффекта» согласно определениям по МАГАТЭ и НП-001-15: деградация защитного барьера – оболочек твэлов в режиме поверхностного кипения с осаждением примесей и боратов на ее поверхности и нагревом оболочек и режим кризиса теплообмена на поверхности твэлов. Несмотря на то, что первое явление было ранее неизвестно, принятыми в проекте решениями безопасность энергоблока обеспечена. Режим с кризисом теплообмена изучен, и в проекте приняты меры, не допускающие кризис при нормальной эксплуатации и при эксплуатации с отклонениями. Очевидна и защита от кризиса теплообмена снижением мощности реактора в результате работы систем регулирования и срабатыванием аварийной защиты. Явления не реализуются до состояния «порогового эффекта» (по терминологии МАГАТЭ и федеральных НП РФ) и предотвращаются на начальных этапах. Для реактора малых размеров c дисперсионным топливом возможна самозащита реактора от развития кризиса – частичное вымывание топлива с введением отрицательной реактивности с последующим снижением мощности и прекращением кризиса.

Ссылки

  1. Безопасность атомных электростанций: проектирование. – Вена: МАГАТЭ, 2016, STI/PUB/1715.
  2. НП-001-15. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций. - М.: Федеральная служба по экологическому, технологическому и атомному надзору, 2015. – 74 с.
  3. Решетников Ф.Г., Бибилашвили Ю.К., Головнин И.С. и др. Разработка, производство и эксплуатация тепловыделяющих элементов энергетических реакторов. Кн. 1. – М.: Энергоатомиздат, 1995. – 320 с.
  4. Крицкий В.Г., Родионов Ю.А., Березина И.Г., Гаврилов А.В. Влияние эксплуатационных и водно-химических параметров на отложения продуктов коррозии на поверхностях твэлов. / Труды МНТК «Безопасность ВВЭР» г. Подольск, 2011. Электронный ресурс: http://www.gidropress.podolsk.ru/files/proceedings/mntk2011/documents/mntk2011-068.pdf (дата доступа 24.12.2021).
  5. Optimization of Water Chemistry to Ensure Reliable Water Reactor Fuel Performance at High Burnup and in Ageing Plant (FUWAC) – Vienna: IAEA, 2011. 8.7. AOA and CIPS. – PP. 93-97.
  6. Крицкий В.Г., Родионов Ю.А., Березина И.Г., Гаврилов А.В. Проблемы массопереноса и формирования отложений продуктов коррозии на твэлах ВВЭР-1200. / Труды VIII МНТК «Водно-химический режим АЭС». 23-25 октября 2012 г., Москва, ОАО «ВНИИАЭС».
  7. Bennett P., Beverskog B., Suther R. Halden In-Reactor Test to Exhibit PWR Axial Offset Anomaly. Электронный ресурс: https://www.osti.gov/servlets/purl/837201 (дата доступа 24.12.2021). DOI: https://doi.org/10.2172/837201 .
  8. Henshaw Jim, McGuire John C., Sims Howard E. et al. The Chemistry of Fuel Crud Deposits and Its Effect on AOA in PWR Plants, BNFL, AEA Technology, + EPRI , 2006 (рисунок из работы Byers A. and Deshon J. Structure and Chemistry of PWR CRUD, paper 7.5. / Proc. of the Int. Conf. on Water Chemistry of Nuclear Reactor Systems, San Francisco, October 2004). Электронный ресурс: https://pdfs.semanticscholar.org (дата доступа 24.12.2021).
  9. Забелин А.И., Гордиенко Н.И., Святышева Т.С. Влияние борной кислоты на жесткость теплоносителя кипящего реактора. / Симпозимум СЭВ «Водные режимы водо-водяных реакторов, радиационный контроль теплоносителей и средства снижения радиационной опасности теплоносителей». – ГДР, Гера, 10-16 ноября 1968. – С. 90-94.
  10. Зенкевич Б.А., Козлов В.Я, Кочетков Л.А., Песков О.Л. Кризис теплоотдачи в реакторе. // Атомная энергия. – 1969. – Т. 27. – Вып. 5. – С. 39-396.
  11. Бобров С.Н. Методики и результаты реакторных исследований твэлов для обоснования безопасности эксплуатации исследовательского реактора СМ-2. – Автореферат дисс. канд. техн. наук. – Нижний Новгород, 2004. – С. 24.
  12. Бобров С.Н., Грачев А.Ф., Махин В.М., Спиридонов Ю.Г. и др. Опыт эксплуатации и работоспособность твэлов высокопоточного реактора СМ-2. / Труды V Межотраслевой конференции по реакторному материаловедению, Димитровград, 8-12 сентября 1997 г. Т. 1, ч. 2. Топливо, твэлы и поглощающие материалы. – Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 1998. – С. 10-19.
  13. Бобров С.Н., Грачев А.Ф., Махин В.М., Спиридонов Ю.Г. Изучение поведения твэлов реактора СМ в режиме кризиса теплоотдачи. // Труды Международной конференции «Теплофизические аспекты безопасности ВВЭР (Теплофизика-98)». – Обнинск: ФЭИ, 1998. – Т. 1. – С. 411-417.
  14. Бобров С.Н., Алексеев А.В., Махин В.М., Святкин М.Н. О характеристиках твэла исследовательского реактора СМ в режимах с кризисом теплообмена. / Труды ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР». – Димитровград, 2004. – Вып. 2. – С. 22-26.
  15. Кириллов П.Л. Современные пути развития теории кризиса теплообмена при кипении в каналах. / Труды Физико-энергетического института. – М.: Атомиздат, 1974. – С. 242-262.
  16. Исаченко В.П., Осипова В.А., Сукомел А.С. Теплопередача. – М.: Энергия, 1975. – С. 322-328.
  17. Аверьянов С.В., Кутьин Л.Н., Трусов Б.А., Щербаков А.П. Особенности закризисного теплообмена в многостержневых пучках. / Труды Межотраслевой конференции «Теплофизика-89», 21-23 ноября 1989 г. – Обнинск: ФЭИ, 1992. – С. 90-94.
  18. Guidance for the Application of an Assessment Methodology for innovative Nuclear Energy Systems. IAEA-TECDOC-1575, Rev. 1, 2008.
  19. Кочетков Л.А. Первые белоярские. ATOMINFO.RU, 22.04.2014. Электронный ресурс: http://www.atominfo.ru/newsh/o0800.htm (дата доступа 24.12.2021).
  20. Кочетков Л.А. К истории первой очереди Белоярской АЭС. / История атомной энергетики Советского Союза и России. Вып. 1. – М.: ИздАт, 2001. – С.117-133
  21. IAEA-TECDOC-1791 Considerations on the Application of the iAEA Safety Requirements for the Design of Nuclear Power Plants/ Vienna , 2016. Электронный ресурс: https://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/TE-1791_web.pdf (дата доступа 24.12.2021).

пороговый эффект безопасность