К-19. Рождающая мифы - Владимир Ильич Бондарчук

существуют Институт атомной энергии им. И.В. Курчатова, НИКИЭТ им. академика Н.А. Доллежаля, ОКБМ им. академика И.И. Африкантова, ФЭИ им. академика А.И. Лейпунского. Что мешало журналистам, прежде чем клеймить позором конструкторов реакторной установки за ее несовершенство, обратиться в эти научные заведения с просьбой прокомментировать аварию реактора на ПЛА К-19? Почему-то ученых проигнорировали. Перестали верить им, что ли. А ведь некоторые члены экипажа после аварии всю оставшуюся жизнь провели в научных организациях. Бывший КГДУ В.А. Ковальков продолжил службу в 1-м институте МО СССР, защитил кандидатскую диссертацию. Филин Ю.П. с 1965 года работал в Институте атомной энергии им. И.В. Курчатова. Неужели им не интересно было узнать мнение ученых, тех, кто создавал реакторные установки, о действиях личного состава по ликвидации аварии? Ю.П. Филин предложил смонтировать нештатный трубопровод для проливки реактора. Неужели ему не хотелось узнать мнение ученых по этому предложению? Странно все это — экипаж выдвигают на Нобелевскую премию за ликвидацию ядерной аварии и предотвращение ядерного взрыва, а насколько его предотвратили — наука безмолвствует.

В Севастопольском национальном университете ядерной энергии и промышленности, созданном на базе Севастопольского ВВМИУ, продолжают трудиться многие преподаватели, занимавшиеся ранее подготовкой специалистов для атомного подводного флота. Авария реактора на К-19 им близка и понятна. Я обращался ко многим с просьбой в какой-то мере оценить состояние активной зоны реактора после прекращения циркуляции теплоносителя в первом контуре.

Аварией реактора на ПЛА К-19 заинтересовался заведующий кафедрой ядерных реакторов и парогенераторов Севастопольского национального университета ядерной энергии и промышленности В.М. Зенов. Валерий Михайлович с азартом исследователя отнесся к идее произвести анализ развития аварии с помощью кода RELAP5/MOD3.2.

Достоинства кода RELAP5 специалистам хорошо известны. Этот код нашел широкое применение, как для проверки конструкторских решений, так и для анализа безопасности энергоблоков АЭС с ВВЭР Украины и России наравне с программными средствами ОКБ Гидропресс. Подобный анализ, несмотря на кажущуюся простоту, позволяет оценить характер и примерный диапазон изменения основных параметров, определяющих направление развития процесса.

Для анализа аварийной ситуации на К-19 была разработана упрощенная модель реакторной установки, в которой выдержано соотношение высотных отметок основного оборудования, а также соблюден общий объем теплоносителя системы первого контура.

Расчетная схема модели представлена на рис. 3.

Рис. 3. Расчетная схема реакторной установки

В модели приняты следующие допущения и начальные условия:

— подкритичность реактора обеспечивается опущенными в активную зону поглотителями после сброса аварийной защиты реактора;

— парогенераторы в модели объединены в группу контрольных объемов: 107, 110, 111, 112;

— реактор представлен группой симметрично расположенных объемов: 102, 103, 113, 114. Собственно активная зона моделируется компонентой 103, имеющей две тепловые структуры, обозначенные: 10301 — тепловыделяющие элементы, 10302 — объединенный компонент стальных экранных сборок и стального корпуса реактора;

— кольцевой зазор между корпусом реактора и обечайками экранных сборок моделируется гидрозатвором 104, 202, 204 (1, 2, 3);

— холодная нитка циркуляционной трассы первого контура от ГЦН до холодных патрубков реактора показана в виде подъемного участка: 106, 206, 204 (6, 5,4);

— горячие нитки трубопроводов к парогенераторам моделируются объединенным участком: 117, 118, 119;

— участок течи теплоносителя изображен в районе холодной нитки элементами: 108, 802, 801, 800. Условный диаметр места течи принят 10 мм, как у фактической импульсной трубки;

— подача воды аварийного охлаждения моделируется в сборную камеру реактора (над активной зоной) через компоненты 701, 702, 704. Производительность насоса плунжерного типа принята 1 т/ч;

— неравномерность энерговыделения по высоте активной зоны не учитывается;

— работа главного и вспомогательного насосов 1-го контура не моделируется, так как при достаточно быстром снижении давления в контуре происходит вскипание перегретого теплоносителя, что неизбежно ведет к срыву насосов;

— парогенераторы в модели не имеют тепловых структур, так как в этой ситуации не могут являться эффективными теплообменниками — закрытие питательных клапанов на ПГ происходит автоматически при срабатывании АЗ реактора, далее возможно только выпаривание оставшейся в них воды с очень низким коэффициентом теплопередачи от пара к пару;

— при разогреве активной зоны до высоких температур и заметном повышении температуры корпуса реактора консервативно учитывается теплообмен излучения от корпуса ядерного реактора к баку железоводной защиты;

— для расчета мощности остаточных тепловыделений принят средний уровень мощности 30 % от номинального, т. е. 21 МВт;

— за базовую зависимость, отражающую характер спада мощности радиоактивного распада в остановленном ядерном реакторе (остаточное тепловыделение) принята применяемая в RELAP-расчетах зависимость ASME — американского общества инженер-механиков;

— средняя температура теплоносителя на момент начала расчетов принята равной 300 °C;

— начало расчета соответствует моменту ввода в активную зону поглотителей нейтронов — КР и стержней АР и АЗ;

— завершение расчета происходит при достижении условий плавления стальных оболочек тепловыделяющих элементов, т. е. при температуре около 1400 °C;

— цель расчета — определить возможности штатной системы подпитки по борьбе с открывшейся течью 1-го контура.

Анализ полученных расчетных данных

Конечной целью борьбы с течью 1-го контура является недопущение оголения активной зоны реактора, в результате чего произойдет повышение температуры до значений, при которых происходит плавление оболочек твэлов и ядерного горючего.

Расход теплоносителя в течь зависит от площади выходного сечения и скорости истечения, которая зависит от давления в 1 — м контуре. В процессе истечения теплоносителя давление в 1-м контуре будет понижаться, следовательно, будет понижаться и скорость истечения теплоносителя. Истечение теплоносителя приводит, естественно, к понижению уровню в реакторе и в ПГ.

Снижение давления приводит к созданию критических условий кипения теплоносителя. Снижение уровня в реакторе приведет к образованию свободной поверхности теплоносителя и начнется интенсивное выпаривание теплоносителя. Парообразование ухудшает теплоотвод от твэлов, температура ядерного горючего будет повышаться.

На ПЛА К-19 единственной системой, предназначенной для восполнения потерь теплоносителя, была система подпитки с подпиточным насосом Т-4А.

Первой задачей исследования было определение эффективности системы подпитки при данной течи — сможет ли штатная система подпитки восполнить потерю теплоносителя. Иными словами, решить школьную задачу про бассейн с двумя трубами, по одной из них вода выливается из бассейна, а по другой вливается. Требуется определить, наполнится ли бассейн водой и, если наполнится, то через какое время.

Для удобства анализа происходящих процессов в реакторной установке при течи 1-го контура графики изменения давления, расхода в течь, уровней в реакторе и ПГ совмещены на рис. 4.

Процесс истечения теплоносителя в течь во временном интервале делится на три фазы.

1-я фаза определяется временем падения давления примерно до 100 кгс/см2 за время около 120 секунд. Эта фаза характеризуется истечением теплоносителя в виде жидкости. Место течи находится на горячей нитке трубопровода 1-го контура, и истечение теплоносителя будет происходить со стороны реактора, а