#

Обратная связь |

ФИО:
Email:
Сообщение:
Код:
Межведомственная информационная система по вопросам обеспечения радиационной безопасности населения и проблемам преодоления последствий радиационных аварий
Федеральная целевая программа «Преодоление последствий радиационных аварий на период до 2015 года»

Инцидент на АЭС «San Onofre» США, связанный с захолаживанием корпуса реактора типа PWR

Нарушения штатного режима работы корпусных реакторов типа PWR, приводящие к подаче в корпус реактора относительно холодной воды из системы аварийного охлаждения, создают условия для достаточно быстрого понижения температуры корпуса с возникновением термических напряжений в материале корпуса. В зависимости от длительности переходного процесса, изменения давления в корпусе и скорости изменения (снижения) его температуры термические напряжения потенциально могут оказаться опасными для целостности корпуса, разрушение которого означало бы тяжелейшую аварию.

Проектные решения гарантируют недопустимость разрушения корпуса тем, что температура корпуса, находящегося под давлением ТН всегда должна быть выше критической температуры хрупкости (Тк) материала корпуса. В этом случае материал корпуса сохраняет достаточный запас вязкости, препятствующей хрупкому развитию трещин. И, наоборот, если температура корпуса опустится ниже Тк, то материал корпуса характеризуется малой ударной вязкостью, появляется возможность его хрупкого разрушения под действием внешнего давления и термических напряжений.

Учитывая, что в процессе работы Тк материала корпуса неизбежно смещается в область более высоких температур, главным образом, в результате облучения корпуса быстрыми нейтронами, опасность хрупкого разрушения корпуса возрастает. Поэтому можно говорить о предельно допустимом флюенсе нейтронов, при котором Тк увеличится до минимально допустимой температуры корпуса в переходных режимах работы реактора.

В 1983 г. в США был проведен анализ событий, связанных с захолаживанием корпуса. Было установлено 99 таких событий на 47 реакторах с суммарным сроком работы 329 реакторолет. Из них 34 события были классифицированы как достаточно серьезные.

9 ноября 1982 г. на новом блоке №2 АЭС «San Onofre» (PWR 1070 МВт), находящемся в стадии последовательного вывода на энергетический режим, при работе на уровне мощности 20% от номинальной персонал непреднамеренно обесточил систему контроля ПВ контроля байпасной линии пара. Попытка вручную открыть регулирующие клапаны основной и байпасной систем ПВ не удалась, в результате чего реактор был остановлен из-за падения уровня в ПГ. После восстановления электропитания систем быстрое поступление ПВ привело к охлаждению ТН, снижению давления в 1-м контуре и включению системы аварийного расхолаживания, которая в течение 49 мин. подала в 1-й контур 19 м3 холодной воды. При этом давление контуре опускалось до 6.3 МПа.

В связи с проблемой захолаживания корпуса было проведено моделирование событий на основе механики разрушения в предположении, что в корпусе уже имеется продольная трещина глубиной до 0,15 толщины сварного шва, что в материале шва имеется 0,35% Cu, которая сильно влияет на охрупчивание материала, и что температура в системе охлаждения скачком уменьшается на 1660С. В результате расчета были определены значения критического флюенса нейтронов, который приводит к такому охрупчиванию материала, что исходная трещина распространяется на всю толщину стенки корпуса.

Для этих условий критический флюенс нейтронов оказался равным 4,4*1019 н/см2. И хотя в реакторах указанных выше АЭС фактический флюенс был меньше этого значения, а содержание Си в материале сварных швов было 0,31%, т.е. не было опасности разрушения корпуса е при наличии трещин, за исключением условий, аналогичных условиям аварии на ТМА-2 (см.3.2.2.) применительно к некоторым корпусам, NRC в 1982 г. приняла решение о необходимости тщательной оценки состояния корпусов PWR за 3 года до достижения критических флюенсов.

Исходя из приведенных выше представлений, сохранение работоспособности корпусов и продление ресурса их безопасной работы может быть достигнуто отжигом материала корпуса при температурах 400-4500С в течение нескольких суток, в результате чего Тк материала понижается почти до исходного значения. Возможность продления таким путем ресурса облученного корпуса подтверждается успешным отжигом корпусов ВВЭР-440 на Кольской и Нововоронежской АЭС в СССР, а также на АЭС «Graifswald» в ГДР.