Состояния и условия взрывобезопасности в проектных режимах АЭС с ВВЭР
Рассмотрены вопросы современного состояния взрывобезопасности АЭС с ВВЭР в режимах нормальной эксплуатации и при возможных проектных авариях. Показана необходимость совершенствования методического обеспечения при моделировании и анализе условий детонации и дефлаграции водорода в проектных режимах с...
Saved in:
| Published in: | Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля |
|---|---|
| Date: | 2012 |
| Main Authors: | , , , |
| Format: | Article |
| Language: | Russian |
| Published: |
Інститут проблем безпеки атомних електростанцій НАН України
2012
|
| Subjects: | |
| Online Access: | https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/113295 |
| Tags: |
Add Tag
No Tags, Be the first to tag this record!
|
| Journal Title: | Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| Cite this: | Состояния и условия взрывобезопасности в проектных режимах АЭС с ВВЭР / В.И. Скалозубов, Ю.А. Комаров, В.Н. Ващенко, С.С. Яровой // Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля: наук.-техн. зб. — 2012. — Вип. 18. — С. 31–38. — Бібліогр.: 6 назв. — рос. |
Institution
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine| _version_ | 1859710439848411136 |
|---|---|
| author | Скалозубов, В.И. Комаров, Ю.А. Ващенко, В.Н. Яровой, С.С. |
| author_facet | Скалозубов, В.И. Комаров, Ю.А. Ващенко, В.Н. Яровой, С.С. |
| citation_txt | Состояния и условия взрывобезопасности в проектных режимах АЭС с ВВЭР / В.И. Скалозубов, Ю.А. Комаров, В.Н. Ващенко, С.С. Яровой // Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля: наук.-техн. зб. — 2012. — Вип. 18. — С. 31–38. — Бібліогр.: 6 назв. — рос. |
| collection | DSpace DC |
| container_title | Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля |
| description | Рассмотрены вопросы современного состояния взрывобезопасности АЭС с ВВЭР в режимах нормальной эксплуатации и при возможных проектных авариях. Показана необходимость совершенствования методического обеспечения при моделировании и анализе условий детонации и дефлаграции водорода в проектных режимах с разгерметизацией реакторного контура.
Розглянуто питання сучасного стану вибухобезпеки АЕС із ВВЕР у режимах нормальної експлуатації та при можливих проектних аваріях. Показано необхідність удосконалення методичного
забезпечення при моделюванні та аналізі умов детонації й дефлаграції водню в проектних режимах із
розгерметизацією реакторного контуру.
Matters of a current state of explosion safety of NPPs with WWER at normal operation modes and at
possible design basis accidents are considered in this paper. It is demonstrated necessity to improve methods
for modelling and analysing of conditions of a hydrogen detonation and deflagration at design basis modes
with a reactor contour depressurization.
|
| first_indexed | 2025-12-01T05:08:26Z |
| format | Article |
| fulltext |
ISSN 1813-3584 ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ 2012 ВИП. 18 31
УДК 621.039
В. И. Скалозубов1, Ю. А. Комаров1, В. Н. Ващенко2, С. С. Яровой2
1
Институт проблем безопасности АЭС НАН Украины, Киев
2
Государственная экологическая академия последипломного образования и управления, Киев
СОСТОЯНИЯ И УСЛОВИЯ ВЗРЫВОБЕЗОПАСНОСТИ
В ПРОЕКТНЫХ РЕЖИМАХ АЭС С ВВЭР
Рассмотрены вопросы современного состояния взрывобезопасности АЭС с ВВЭР в режимах
нормальной эксплуатации и при возможных проектных авариях. Показана необходимость совершен-
ствования методического обеспечения при моделировании и анализе условий детонации и дефлагра-
ции водорода в проектных режимах с разгерметизацией реакторного контура.
Ключевые слова: защитный барьер безопасности (ЗББ), система безопасности, барботажный
бак (ББ), компенсатор давления (КД), импульсно-предохранительное устройство (ИПУ), гермообъем
(ГО), реакторная установка (РУ), линия постоянного удаления водорода (ЛПУВ), водородсодержа-
щая паровоздушная смесь (ВПВС).
Обеспечение безопасности при возможных детонациях взрывоопасных смесей (взры-
вобезопасность) является неотъемлемой частью общих вопросов обеспечения безопасности
АЭС. Проектами энергоблоков с ВВЭР предусмотрена взрывозащита, под которой понима-
ются меры предотвращения воздействия на персонал и население, а также ослабляющие воз-
действия на системы и оборудование АЭС опасных и вредных последствий детонации и де-
флаграции.
Основные принципы обеспечения взрывозащиты АЭС с ВВЭР соответствуют обще-
принятым требованиям и рекомендациям МАГАТЭ по безопасности и заключаются в сле-
дующем:
1) взрывозащита обеспечена, если исключены достаточные условия детонации при
проектных режимах эксплуатации (включая проектные аварии) и при запроектных авариях.
При запроектных авариях допускается дефлаграция парогазовых смесей при условии выпол-
нения локализующими системами безопасности проектных функций;
2) контролировать и поддерживать концентрацию взрывоопасных смесей менее ниж-
него концентрационного предела дефлаграции;
3) предотвращение дефлаграции и детонации должно достигаться в основном приме-
нением пассивных элементов (например, пассивных каталитических рекомбинаторов), регу-
лирующих параметры и состав взрывоопасных смесей.
Разработанная/разрабатываемая в настоящее время в Украине эксплуатационная до-
кументация по управлению и ликвидации последствий аварий определяет действия персона-
ла при возникновении процессов детонации/дефлаграции.
Катастрофические события на АЭС Фукусима-1 показали значительную актуальность
вопросов взрывобезопасности и взрывозащиты для обеспечения безопасности АЭС: произо-
шедшие взрывы на энергоблоках № 1 – 4 послужили одной из основных причин разрушения
ЗББ РУ и недопустимых выбросов радиоактивных продуктов. Эти события заставляют более
глубоко пересмотреть состояние и условия взрывобезопасности на действующих и проекти-
руемых энергоблоках с ВВЭР.
Анализ безопасности АЭС с ВВЭР показывает, что наиболее вероятными и опасными
для ЗББ являются взрывы ВПВС и паровые (энергетические) взрывы, имеющие разную фи-
зическую природу. Кроме того, формирование условий детонации/дефлаграции в проектных
режимах (нормальные условия эксплуатации и проектные аварии) и при запроектных (в том
числе тяжелых) авариях имеют, в общем случае, различные доминантные источники, меха-
низмы и условия возникновения взрывоопасных ситуаций. Поэтому далее будут отдельно
рассмотрены вопросы состояния и условий взрывобезопасности при проектных режимах и
тяжелых авариях.
© В. И. Скалозубов, Ю. А. Комаров, В. Н. Ващенко, С. С. Яровой, 2012
В. И. СКАЛОЗУБОВ, Ю. А. КОМАРОВ, В. Н. ВАЩЕНКО, С. С. ЯРОВОЙ
________________________________________________________________________________________________________________________
ISSN 1813-3584 ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ 2012 ВИП. 18 32
В проектных режимах (в режимах нормальной эксплуатации и при проектных авари-
ях) основным процессом взрывобезопасности является возможная при определенных усло-
виях детонация ВПВС, имеющая термохимическую природу, в реакторном контуре и кон-
тайнменте.
Необходимыми условиями такой детонации и дефлаграции ВПВС является наличие
газообразного водорода и кислорода (окислителя).
Достаточными условиями детонации/дефлаграции ВПВС является критическое соот-
ношение концентраций водорода – кислорода – нейтрализующих газов/рекомбинаторов во-
дорода (пар, азот, инертные газы и др.) при определенном теплогидродинамическом состоя-
нии среды.
Основными источниками водорода и кислорода являются рекомбинационные процес-
сы радиолиза воды (Н2О) теплоносителя под воздействием реакторного излучения; реакции
распада аммиака (NН3) и гидразингидрата (N2Н4), которые добавляются в водно-химический
режим теплоносителя для подавления образования кислорода в результате радиолиза:
Н2О → Н2 + О,
2Н2О → 2Н2 + О2,
2NН3 → N2 + 3Н2,
N2Н4 → N2 + 2Н2.
Дополнительными источниками водорода и кислорода в проектных режимах могут
быть также интенсивные пульсации теплогидродинамических параметров в переходных и
аварийных процессах («паровые шипы»), приводящие к термодинамическому распаду моле-
кул воды [1].
Основными технологическими системами ВВЭР-1000, в которых происходит удале-
ние и устранение водорода, являются: система спецводоочистки (СВО-2); система дожигания
водорода (TS10); система очистки технологических сдувок (ТS20).
При выводе теплоносителя 1-го контура на спецводоочистку, деаэрацию или через ор-
ганизованные протечки (в том числе из объема газового объема ББ КД) происходит сброс
давления среды, выход водорода в газовый объем и последующее его удаление и уничтоже-
ние в системе дожигания водорода (TS10).
Обычно в стационарных режимах эксплуатации устанавливается равновесная концен-
трация водорода и других газов в теплоносителе 1-го контура, которая соответствующим об-
разом контролируется и нормируется.
В нормальных условиях эксплуатации концентрация водорода поддерживается в диа-
пазоне 2,7 – 5,4 мг/дм3 (п. 5.1.2.6 ТОБ ЗАЭС-5). По другим данным – в диапазоне 2,2 –
4,5 мг/дм3 (ИЭ РУ 1-6 ЗАЭС). При отклонении концентрации водорода предусмотрены дей-
ствия по ее корректировке и/или снижению мощности РУ. Максимальным эксплуатаци-
онным пределом, превышение которого требует немедленной разгрузки и перевода РУ в ре-
жим «горячий останов», является концентрация водорода более 9,0 мг/дм3 (п. 5.1.2.6 ТОБ
ЗАЭС-5). При значениях концентрации водорода в диапазоне 5,4 – 9,0 мг/дм3 допустима экс-
плуатация РУ на номинальной мощности в течение 24 ч, далее следует снизить мощность до
50 % от номинальной, и допустима эксплуатация еще 24 ч. За это время необходимо устра-
нить причину отклонения параметра и вернуть его в допустимый диапазон значений. В слу-
чае, если параметр остается за пределами допустимого значения в диапазоне 5,4 – 9,0 мг/дм3
– предписывается перевести РУ в режим «горячий останов» (п. 5.1.2.6 ТОБ ЗАЭС-5). Таким
образом, проектными документами разрешается работа реактора в течение двух суток с мак-
симальной концентрацией водорода в теплоносителе 1-го контура до 9,0 мг/дм3.
В реакторном контуре ВВЭР выделение газообразного водорода и кислорода проис-
ходит главным образом в парогазовом объеме системы КД. В КД происходит парообразова-
ние теплоносителя, при котором часть растворенного в теплоносителе водорода переходит в
парогазовый объем (КД), а из него – в подводящие трубопроводы ИПУ КД. В подводящих
трубопроводах ИПУ КД происходит конденсация водяного пара, конденсат самотеком с
подъемных участков (а с отпускных – через специальную дренажную линию) сливается об-
СОСТОЯНИЯ И УСЛОВИЯ ВЗРЫВОБЕЗОПАСНОСТИ
________________________________________________________________________________________________________________________
ISSN 1813-3584 ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ 2012 ВИП. 18 33
ратно в компенсатор, а в трубопроводах ИПУ КД, расположенных выше КД, накапливаются
неконденсирующиеся газы. При постоянном давлении устанавливается равновесное состоя-
ние по массообмену между парогазовым объемом и теплоносителем. С увеличением давле-
ния увеличивается масса растворенных в теплоносителе газов, а при понижении давления в
контуре – увеличивается концентрация газообразной фазы.
В нормальных режимах эксплуатации при обеспечении и контроле установленных
норм по концентрации водорода и полном подавлении радиолитического кислорода взрыво-
опасность отсутствует. Это подтверждается многолетним опытом эксплуатации ВВЭР.
При плановых испытаниях с открытием ИПУ КД на номинальных режимах или при
проектных авариях с открытием ИПУ КД водородсодержащий парогазовый объем КД по-
ступает в ББ, а в случае увеличения давления в нем выше 0,8 МПа (разрыв мембраны ББ) –
далее в ГО РУ. В этом случае взрывоопасность водорода при прочих равных условиях уве-
личивается в основном из-за:
дополнительного выделения газообразного водорода из теплоносителя, вызванного
резким падением давления;
смешения ВПВС с воздухом гермооболочки, содержащей кислород (катализатор де-
тонации и дефлаграции водорода).
Актуальность вопросов повышения водородной взрывозащиты особенно обострилась
после недавних событий на АЭС Фукусима-1, так как именно парогазовые взрывы явились
одной из основных причин разрушения ЗББ и катастрофических радиоактивных выбросов в
окружающую среду.
В качестве дополнительного мероприятия по повышению водородной взрывозащиты
были разработаны решения о монтаже ЛПУВ из объема ИПУ КД для снижения вероятности
образования критической массы газообразного водорода [2, 3].
Анализ конструкторской документации РУ ВВЭР-1000, разработанной ОКБ «Гидро-
пресс», показал, что в этой документации не предусмотрены требования относительно нали-
чия на подводных трубопроводах ИПУ КД системы удаления водорода. Это в значительной
степени связано с типом водно-химического режима 1-го контура на ВВЭР-1000, который
является мягко регулируемым в части концентрации водорода в теплоносителе 1-го контура.
Поэтому в отчетах ЮУАЭС и ЗАЭС [4, 5] был проведен дополнительный анализ целесооб-
разности монтажа ЛПУВ ИПУ КД, основанный на опыте эксплуатации ВВЭР и конструкци-
онных особенностях ИПУ КД, а также необходимых и достаточных условий взрывоопасно-
сти водорода. Обоснование нецелесообразности монтажа ЛПУВ ИПУ КД базируется на сле-
дующих основных положениях [4, 5].
1. Из многолетнего опыта эксплуатации в нормальных режимах и при испытаниях
ИПУ КД на номинальных параметрах реактора (соответствующих фактически условиям
проектных аварий) обеспечена взрывобезопасность водорода.
2. Техническими условиями ИПУ КД «Sempell» допускается степень неплотности
10-3 тopp⋅дм3/с и протечки до 250 кг/ч, что является достаточными условиями непрерывного
удаления из парогазового объема КД водорода, обладающего высокими параметрами текуче-
сти и диффузии даже через мельчайшие неплотности. Кроме того, в нормальных условиях
эксплуатации удаление водорода из реакторного контура осуществляется системами спецво-
доочистки, дожигания водорода и очистки технологических сдувок.
3. Любая дополнительная трубопроводная система, подключаемая к системе 1-го кон-
тура, увеличивает вероятность возникновения течи 1-го контура и, тем самым, при прочих
равных условиях уменьшает достигнутый уровень безопасности.
4. Анализ необходимых условий взрывоопасности водорода (без учета радиолиза воды
теплоносителя), проведенный в [4, 5], показал:
максимальная масса образующегося водорода при нормальных условиях эксплуата-
ции в объеме теплоносителя, находящегося в КД, составляет 0,45 кг при концентрации водо-
рода 0,0255 мг/дм3, а с учетом подводящих трубопроводов к ИПУ КД – 1,4 кг [4];
В. И. СКАЛОЗУБОВ, Ю. А. КОМАРОВ, В. Н. ВАЩЕНКО, С. С. ЯРОВОЙ
________________________________________________________________________________________________________________________
ISSN 1813-3584 ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ 2012 ВИП. 18 34
при максимально допустимой концентрации водорода 5 мг/кг масса водорода из всего
объема теплоносителя реакторного контура (245 т) составляет 1,23 кг [5];
свободный кислород (необходимое условие детонации и дефлаграции водорода) пол-
ностью подавляется продуктами распада аммиака и гидразина.
В качестве достаточных условий взрывоопасности водорода в ГО при возможном
срабатывании ИПУ КД в [4, 5] фактически использовались критические соотношения кон-
центраций водорода – воздуха – водяного пара (диаграмма Шапиро - Моффетте), а также ре-
зультаты расчетного моделирования ВАБ 2-го уровня энергоблока № 1 ЮУАЭС, согласно
которым мгновенная детонация водорода, приводящая к разрушению ГО, возможна при ма-
ловероятных событиях сконцентрированности водорода массой не менее 22,8 кг в локальном
объеме.
На основе анализа полученных необходимых условий и принятых достаточных усло-
вий детонации/дефлаграции ВПВС в [4, 5] обоснована взрывобезопасность при нормальных
режимах эксплуатации и при открытии ИПУ КД (проектные режимы).
Однако обоснования выполнения условий взрывобезопасности водорода в [4, 5] (даже
в пренебрежении отдельными противоречивыми результатами) являются недостаточно ар-
гументированными по следующим основным причинам.
1. В общем случае диаграмма Шапиро - Моффетте как основной критерий достаточ-
ных условий детонации/дефлаграции водорода обоснована для квазиравновесных процессов
(при относительно «медленном» изменении теплогидродинамических параметров среды) и
начальных давлений, близких к атмосферному. При открытии ИПУ КД теплогидродинами-
ческие процессы являются априори неравновесными: давление среды в парогазовом объеме
системы КД за относительно короткие промежутки времени падает от 18 – 19 МПа (условия
открытия ИПУ КД) до уровня давления в ГО, а градиенты давления (температур) достигают
сотен атмосфер (градусов) в секунду. Поэтому применение критериев диаграммы Шапиро -
Моффетте к таким условиям требует дополнительного обоснования и экспериментального
подтверждения.
2. Возникновение и развитие дефлаграционных/детонационных процессов, имеющих
термохимическую природу, зависит в основном от:
концентрации и теплофизических свойств компонентов среды;
начального термодинамического состояния;
внешних условий, определяющих развитие механизмов горения и детонации.
Процессы дефлаграции и детонации отличаются по максимальному (пиковому) зна-
чению и продолжительности импульса возмущения давления, по направлению фронта воз-
мущения давления и отраженной волны возмущения, а также по другим определяющим па-
раметрам. Характерный пример детонационной и дефлаграционной волны возмущения при-
веден на рис. 1 [6].
а б
Рис. 1. Характерная форма давления в течение детонационной, шоковой волны (а)
и дефлаграционной волны (б): р0 – начальное давление; PS – пик давления;
tP – продолжительность положительной фазы.
СОСТОЯНИЯ И УСЛОВИЯ ВЗРЫВОБЕЗОПАСНОСТИ
________________________________________________________________________________________________________________________
ISSN 1813-3584 ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ 2012 ВИП. 18 35
Для взрывобезопасности ВПВС наиболее значимыми механизмами горения являются
FА-механизм (“Flame Acceleration”) и DDT-механизм (“Deflagration-to-detonation transition”),
имеющие разные условия возникновения и последствия.
Пиковые значения давления Рmax и температур Тmax в процессах детонации/горения
ВПВС обычно определяются по полуэмпирическим зависимостям вида [6]
Tmax = f1(Ck, T0, Qk); Pmax = f2(P0, T0, Tmax),
где Ck, Qk – концентрация и удельные внутренние теплоэнергетические характеристики ком-
понентов ВПВС; P0, T0 – начальные значения давления и температуры среды.
При этом для оценки Pmax обычно (не вполне корректно) используется уравнение со-
стояния идеального газа, которое обосновано только для условий относительно низких зна-
чений давления и температур (нехарактерных для пиковых значений детонационных/деф-
лаграционных волн).
Таким образом, приведенные факторы определяют химические критерии диаграммы
Шапиро - Моффетте как необходимые, но недостаточные условия дефлаграции/детонации
ВПВС. При проектных авариях с течами 1-го контура (доминантными для безопасности
ВВЭР) критерии Шапиро - Моффетте в общем случае необоснованны для начальных стадий
выброса теплоносителя, характеризующихся значительными градиентами теплогидродина-
мических параметров и локальной неравновесностью среды. Вместе с тем именно начальные
стадии проектных аварий являются доминантными для взрывобезопасности ВПВС, так как в
этих условиях возможна относительно высокая локальная концентрация водорода и кисло-
рода. На более поздних стадиях газообразный водород быстро заполняет весь объем контай-
нмента (в силу повышенной летучести и диффузионности) и локальная концентрация водо-
рода резко уменьшается.
По опыту большой аварии на АЭС Фукусима-1 взрывы ВПВС произошли на блоках
№ 1 и 3 именно после сброса давления в контайнменте.
Положения [4, 5] о том, что максимально возможная масса водорода в теплоносителе
при нормальных условиях значительно меньше «критической» для локальной взрывоопасно-
сти (22,8 кг – по результатам обоснований ВАБ 2-го уровня малосерийного энергоблока
ВВЭР-1000), являются недостаточно аргументированными, так как для взрывоопасности во-
дорода определяющим является не его общая масса, а локальная концентрация, которая на
начальных стадиях проектных аварий (см. выше) может быть значимой и при более низких
значениях массы водорода.
3. В обоснованиях [4, 5] фактически не рассмотрен консервативный анализ всех воз-
можных неблагоприятных для взрывобезопасности (ВПВС) сценариев развития процессов.
Ссылки на «фантастичность» или нереальность таких сценариев основываются на их относи-
тельно малой вероятности возникновения. Однако последние катастрофические события на
АЭС Фукусима-1 показали недопустимость такого традиционного подхода исключения из
рассмотрения маловероятных событий. Так, согласно отчетам по анализу безопасности се-
рийных энергоблоков АЭС с ВВЭР-1000 вероятность исходного события аварии с полной
потерей электроснабжения (аналогичных ситуации на АЭС Фукусима-1) составляет порядка
10-7 1/(реактор⋅год), что на несколько порядков меньше оценок суммарной частоты повре-
ждения активной зоны как одного из основных вероятностных показателей безопасности.
Однако необходимость дополнительного глубокого анализа подобных сценариев развития
аварийных последовательностей и обоснования организационно-технических мероприятий
по управлению и ликвидации последствий таких маловероятных аварий для отечественных
энергоблоков с ВВЭР уже ни у кого не вызывает сомнений.
Ниже приведен пример маловероятного, но неблагоприятного для взрывобезопасно-
сти водорода сценария при открытии ИПУ КД и отказе на закрытие клапана1. Такое исход-
ное событие квалифицируется как малая компенсируемая течь 1-го контура (S3 в ВАБ 1-го
1 Аналогичное исходное событие произошло на энергоблоке № 3 Ровенской АЭС в 2009 г.
В. И. СКАЛОЗУБОВ, Ю. А. КОМАРОВ, В. Н. ВАЩЕНКО, С. С. ЯРОВОЙ
________________________________________________________________________________________________________________________
ISSN 1813-3584 ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ 2012 ВИП. 18 36
уровня). В качестве условий детонации/дефлаграции водорода применяется нижняя допу-
стимая граница объемной концентрации водорода (4 %).
При малой течи 1-го контура в ГО будут наблюдаться следующие параметры (ТРБЭ
ЗАЭС-4): температура до 90 °С; давление абсолютное до 0,167 МПа; относительная влаж-
ность – парогазовая смесь; время существования режима не более 5 ч; послеаварийная тем-
пература 20 – 60 °С; послеаварийное давление абсолютное 0,049 – 0,118 МПа.
Основные консервативные допущения при анализе неблагоприятного сценария сле-
дующие:
1) в теплоносителе накоплена допустимая для работающего реактора концентрация
водорода в диапазоне 2,7 – 9 мг/дм3 (масса 0,916 от 3,052 кг) (таблица);
2) технологические системы удаления водорода находятся в отказе;
3) протечки водорода через ИПУ КД отсутствуют;
4) при срабатывании ИПУ КД, с разрывом мембраны ББ, водород попадает в помеще-
ния гермооболочки2;
5) работа спринклерной системы уменьшает объемную концентрацию пара в помеще-
ниях гермооболочки до значений менее 50 %;
6) весь выделившийся водород локализуется в помещении ББ;
7) ВПВС рассматривается как идеальный газ.
Оценочный расчет проводится при следующих исходных данных (условия в помеще-
ниях ГО соответствуют условиям малой течи 1-го контура):
свободный объем:
помещения ББ V = 250,7 м3;
помещения ББ и смежных помещений (ГА304, ГА502/1, ГА503, ГА504/2, ГА504/3,
ГА507/2, ГА603/1, ГА603/3, ГА604) V = 3081,0 м3;
всего ГО V = 61 645,9 м3;
температура атмосферы ГО T = 90 (363) °С (К);
давление в ГО РГО = 49 – 167 кПа;
масса водорода в ГО:
при концентрации водорода в теплоносителе 2,7 мг/дм3 mв = 0,916 кг;
при концентрации водорода в теплоносителе 5,4 мг/дм3 mв = 1,831 кг;
при концентрации водорода в теплоносителе 9,0 мг/дм3 mв = 3,052 кг;
газовая постоянная для водорода Rв = 4124,5 Дж/(кг⋅К).
Оценка массы водорода при различных концентрациях
в теплоносителе РУ с ВВЭР-1000/В-320
Концентрация
водорода,
мг/дм3
Масса
водорода,
кг
Примечание
Источник информации
по концентрации
водорода
2,7 0,916 Минимальная концентрация, при которой
допускается работа реактора на номинальной
мощности без ограничений
П. 5.1.2.6
ТОБ ЗАЭС-5
5 1,696 Максимальная концентрация в теплоносителе
1-го контура ЮУАЭС-3
Отчет
№ ОЧ.0.0039.0125Ц
5,4 1,831 Максимальная концентрация, при которой
допускается работа реактора на номинальной
мощности без ограничений
П. 5.1.2.6
ТОБ ЗАЭС-5
7 2,374 Максимальная концентрация, при которой
допускается работа реактора на номинальной
мощности в течение пяти суток
П. 5.1.2.6
ТОБ ЗАЭС-5
9 3,052 Максимальная концентрация, при которой до-
пускается работа реактора в течение двух суток
П. 5.1.2.6
ТОБ ЗАЭС-5
2 Событие с частотой порядка 10-4 1/год (ВАБ ЗАЭС-5).
СОСТОЯНИЯ И УСЛОВИЯ ВЗРЫВОБЕЗОПАСНОСТИ
________________________________________________________________________________________________________________________
ISSN 1813-3584 ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ 2012 ВИП. 18 37
Доля водорода в зависимости от парциального давления водорода Pв и давления в ГО
PГО, которое меняется в процессе работы спринклерной системы, составит
ψ = (Рв/РГО)⋅100 %.
Результаты расчетов приведены на рис. 2.
0,01
0,10
1,00
10,00
100,00
40000 60000 80000 100000 120000 140000 160000
Давление в ГО, Па
О
б
ъ
е
м
н
а
я
д
о
л
я
в
о
д
о
р
о
д
а
в
Г
О
, %
Рис. 2. Объемная доля водорода в помещениях ГО при изменении давления в ГО
и различных исходных концентрациях водорода в теплоносителе 1-го контура РУ
с ВВЭР-1000/В-320 (при 4 % и выше – взрывоопасная концентрация).
Из проведенных расчетов (с учетом консервативного сценария и принятых допуще-
ний) следует, что если весь накопленный водород локализуется в помещении ББ, то реали-
зуются условия для дефлаграции/детонации водорода.
Рассмотренный сценарий является маловероятным событием и относится к запроект-
ным авариям (количество отказов превышает принцип единичного отказа для проектных
аварий).
Выводы
1. В проектных режимах (нормальные условия эксплуатации и возможные проектные
аварии) взрывобезопасность водорода достаточно обеспечена и отсутствует необходимость
дополнительных мероприятий (в том числе монтажа ЛПУВ из ИПУ КД).
2. Основным аргументом взрывобезопасности при квалификации ИПУ КД в проект-
ных авариях (без дополнительной модернизации) является многолетний опыт эксплуатации
и испытаний на номинальных параметрах (метод экспериментальной квалификации). Однако
для реализации расчетных методов квалификации необходимы дополнительные обоснования
достаточных условий детонации/дефлаграции водорода при проектных авариях с течами ре-
акторного контура.
3. Необходим дополнительный детерминистский и вероятностный анализ взрывобез-
опасности при запроектных авариях с течами реакторного контура (в том числе и относи-
тельно маловероятных сценариев развития аварийных процессов) для обоснований меропри-
ятий по управлению запроектными авариями.
СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ
1. Скалозубов В. И., Ключников А. А., Колыханов В. Н. Основы управления запроектными авариями
с потерей теплоносителя на АЭС с ВВЭР. – Чернобыль: ИПБ АЭС НАН Украины, 2010. – 400 с.
2. Референц-лист ИПУ КД типа VS99/66 на АЭС с ВВЭР.
3. Отчет о выполнении мероприятия № 30131 по повышению безопасности и надежности энерго-
блока № 2 ОП ХАЭС «Обеспечить отвод водорода из оборудования первого контура при расхо-
лаживании и «холодном останове».
c(H2)= 9,0 мг/дм3
c(H2)= 5,4 мг/дм3
c(H2)= 5,4 мг/дм3
c(H2)= 9,0 мг/дм3
Для помещения ББ
Для помещения ББ
и смежных с ним
Для всего свободного
объема ГО
c(H2)= 2,7 мг/дм3
c(H2)= 9,0 мг/дм3
c(H2)= 5,4 мг/дм3
В. И. СКАЛОЗУБОВ, Ю. А. КОМАРОВ, В. Н. ВАЩЕНКО, С. С. ЯРОВОЙ
________________________________________________________________________________________________________________________
ISSN 1813-3584 ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ 2012 ВИП. 18 38
4. Замена ИПУ КД на энергоблоках 5 и 6 Запорожской АЭС. – Проект TACIS U2.03/96. – Приложе-
ние Ж: Анализ возможности работы ИПУ КД на азоте, водороде и насыщенном паре.
5. Анализ безопасности линии постоянной сдувки из подводящих трубопроводов ИПК ИПУ КД
производства “Sempell”. – ОП ЮУАЭС, 2011.
6. Вероятностный анализ безопасности 2-го уровня энергоблока № 5 ЗАЭС. Итоговый отчет Запо-
рожской АЭС. – № 21.5.59.ОБ.04.5. – Энергодар, 2009.
В. І. Скалозубов, Ю. О. Комаров, В. М. Ващенко, С. С. Яровой
СТАНИ ТА УМОВИ ВИБУХОБЕЗПЕКИ В ПРОЕКТНИХ РЕЖИМАХ АЕС ІЗ ВВЕР
Розглянуто питання сучасного стану вибухобезпеки АЕС із ВВЕР у режимах нормальної екс-
плуатації та при можливих проектних аваріях. Показано необхідність удосконалення методичного
забезпечення при моделюванні та аналізі умов детонації й дефлаграції водню в проектних режимах із
розгерметизацією реакторного контуру.
Ключові слова: захисний бар'єр безпеки, система безпеки, барботажний бак, компенсатор тис-
ку, імпульсно-запобіжний пристрій, гермооб’єм, реакторна установка, лінія постійного видалення
водню, водневовмісна пароповітряна суміш.
V. I. Skalozubov, Ju. О. Komarov, V. М. Vashchenko, S. S. Yarovoy
EXPLOSION SAFETY CONDITIONS AT DESIGN MODES OF NPPS WITH WWER
Matters of a current state of explosion safety of NPPs with WWER at normal operation modes and at
possible design basis accidents are considered in this paper. It is demonstrated necessity to improve methods
for modelling and analysing of conditions of a hydrogen detonation and deflagration at design basis modes
with a reactor contour depressurization.
Keywords: safety protective barrier, safety system, bubbler, pressurizer, pulse-protective device, con-
tainment, reactor facility, line of continuous dehydrogenization, hydrogenous steam-air mixture.
Поступила в редакцию 29.09.11
|
| id | nasplib_isofts_kiev_ua-123456789-113295 |
| institution | Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| issn | 1813-3584 |
| language | Russian |
| last_indexed | 2025-12-01T05:08:26Z |
| publishDate | 2012 |
| publisher | Інститут проблем безпеки атомних електростанцій НАН України |
| record_format | dspace |
| spelling | Скалозубов, В.И. Комаров, Ю.А. Ващенко, В.Н. Яровой, С.С. 2017-02-05T16:15:31Z 2017-02-05T16:15:31Z 2012 Состояния и условия взрывобезопасности в проектных режимах АЭС с ВВЭР / В.И. Скалозубов, Ю.А. Комаров, В.Н. Ващенко, С.С. Яровой // Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля: наук.-техн. зб. — 2012. — Вип. 18. — С. 31–38. — Бібліогр.: 6 назв. — рос. 1813-3584 https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/113295 621.039 Рассмотрены вопросы современного состояния взрывобезопасности АЭС с ВВЭР в режимах нормальной эксплуатации и при возможных проектных авариях. Показана необходимость совершенствования методического обеспечения при моделировании и анализе условий детонации и дефлаграции водорода в проектных режимах с разгерметизацией реакторного контура. Розглянуто питання сучасного стану вибухобезпеки АЕС із ВВЕР у режимах нормальної експлуатації та при можливих проектних аваріях. Показано необхідність удосконалення методичного забезпечення при моделюванні та аналізі умов детонації й дефлаграції водню в проектних режимах із розгерметизацією реакторного контуру. Matters of a current state of explosion safety of NPPs with WWER at normal operation modes and at possible design basis accidents are considered in this paper. It is demonstrated necessity to improve methods for modelling and analysing of conditions of a hydrogen detonation and deflagration at design basis modes with a reactor contour depressurization. ru Інститут проблем безпеки атомних електростанцій НАН України Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля Проблеми безпеки атомних електростанцій Состояния и условия взрывобезопасности в проектных режимах АЭС с ВВЭР Стани та умови вибухобезпеки в проектних режимах АЕС із ВВЕР Explosion safety conditions at design modes of NPPS with WWER Article published earlier |
| spellingShingle | Состояния и условия взрывобезопасности в проектных режимах АЭС с ВВЭР Скалозубов, В.И. Комаров, Ю.А. Ващенко, В.Н. Яровой, С.С. Проблеми безпеки атомних електростанцій |
| title | Состояния и условия взрывобезопасности в проектных режимах АЭС с ВВЭР |
| title_alt | Стани та умови вибухобезпеки в проектних режимах АЕС із ВВЕР Explosion safety conditions at design modes of NPPS with WWER |
| title_full | Состояния и условия взрывобезопасности в проектных режимах АЭС с ВВЭР |
| title_fullStr | Состояния и условия взрывобезопасности в проектных режимах АЭС с ВВЭР |
| title_full_unstemmed | Состояния и условия взрывобезопасности в проектных режимах АЭС с ВВЭР |
| title_short | Состояния и условия взрывобезопасности в проектных режимах АЭС с ВВЭР |
| title_sort | состояния и условия взрывобезопасности в проектных режимах аэс с ввэр |
| topic | Проблеми безпеки атомних електростанцій |
| topic_facet | Проблеми безпеки атомних електростанцій |
| url | https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/113295 |
| work_keys_str_mv | AT skalozubovvi sostoâniâiusloviâvzryvobezopasnostivproektnyhrežimahaéssvvér AT komarovûa sostoâniâiusloviâvzryvobezopasnostivproektnyhrežimahaéssvvér AT vaŝenkovn sostoâniâiusloviâvzryvobezopasnostivproektnyhrežimahaéssvvér AT ârovoiss sostoâniâiusloviâvzryvobezopasnostivproektnyhrežimahaéssvvér AT skalozubovvi stanitaumovivibuhobezpekivproektnihrežimahaesízvver AT komarovûa stanitaumovivibuhobezpekivproektnihrežimahaesízvver AT vaŝenkovn stanitaumovivibuhobezpekivproektnihrežimahaesízvver AT ârovoiss stanitaumovivibuhobezpekivproektnihrežimahaesízvver AT skalozubovvi explosionsafetyconditionsatdesignmodesofnppswithwwer AT komarovûa explosionsafetyconditionsatdesignmodesofnppswithwwer AT vaŝenkovn explosionsafetyconditionsatdesignmodesofnppswithwwer AT ârovoiss explosionsafetyconditionsatdesignmodesofnppswithwwer |