Уроки ядерной аварии на АЭС Фукусима-I

Подождите немного. Документ загружается.

В. М. ЗЕНОВ

УРОКИ ЯДЕРНОЙ АВАРИИ НА АЭС ФУКУСИМА-I

Севастополь

2011

Уроки ядерной аварии на АЭС Фукусима-I

В. М. Зенов

11 марта около 15.00 по местному времени в Японии произошло земле-

трясение силой до 9 баллов по шкале Рихтера – самое мощное и разрушительное

за весь период наблюдений на территории Японии. Эпицентр находился в

океане, северо-восточнее острова Хонсю, поэтому основной удар стихии

(ударной волны а также 10-метровой волны цунами) пришелся на жилые и

промышленные районы именно на северо-восточном побережье острова.

Кроме огромных разрушений и большого числа жертв стихия явилась

причиной крупной ядерной аварии на атомной электростанции Фукусима-I.

Подземные толчки привели к автоматической остановке более десятка энерго-

блоков 4-х АЭС, расположенных в относительной близости друг от друга: это

Фукусима-I, Фукусима-II, Онагава и Токай. Однако, дальнейшее развитие собы-

тий имело катастрофический характер только на АЭС Фукусима-I.

АЭС принадлежит японской корпорации ТЕРСО – «Tokyo Electric Power

Corporation». Все шесть ядерных реакторов станции – кипящие реакторы

корпусного типа, построенные либо американской фирмой «Дженерал

электрик», либо компаниями с ее участием, совместно с «Hitachi» и «Toshiba».

АЭС "Фукусима" (префектура Фукусима)

----------------------------------------------------------------------------------------------------------------

BWR – Boiling Water Reactor – кипящий реактор (одноконтурная ЯЭУ)

-----------------------------------------------------------------------------------------------------------------

Fukushima I 1 (реактор типа BWR компании TEPCO, полезная мощность 439 МВт,

запущен в марте 1971 г.)

Fukushima I 2 (реактор типа BWR компании TEPCO, полезная мощность 760 МВт,

запущен в июле 1974 г.)

Fukushima I 3 (реактор типа BWR компании TEPCO, полезная мощность 760 МВт,

запущен в марте 1976 г.)

Fukushima I 4 (реактор типа BWR компании TEPCO, полезная мощность 760 МВт,

запущен в октябре 1978 г.)

Fukushima I 5 (реактор типа BWR компании TEPCO, полезная мощность 760 МВт,

запущен в апреле 1978 г.)

Fukushima I 6 (реактор типа BWR компании TEPCO, полезная мощность 1067 МВт,

запущен в октябре 1979 г.)

На момент начала землетрясения на АЭС Фукусима-I в работе находились

энергоблоки № 1, 2, 3. Энергоблоки № 4, 5, 6 были выведены на плановый

ремонт, т.е. находились в режиме «холодный останов» (давление в корпусе

реакторов незначительно отличается от атмосферного, а температура в активной

зоне для теплоносителя не превышает 100

С). Поэтому с приходом фронта

ударной волны автоматически сработала аварийная защита реакторов: стержни-

поглотители нейтронов были введены в активные зоны ректоров для «гашения»

цепной реакции деления ядерного топлива. Одновременно с этим

автоматически, в соответствии с Регламентом произошел запуск резервных

дизельных электростанций (РДЭС), на случай возможного обесточивания

собственных нужд из-за отключения от основной энергосистемы. Таким

образом, первая реакция имеемых противоаварийных средств и систем безо-

пасности энергоблоков была полностью штатной, именно той которая и

ожидалась.

Однако через несколько минут, вслед за подземными толчками, на восточ-

ное побережье Хонсю обрушилась 10-метровая волна цунами, которая снесла и

разрушила все легкие наземные постройки на территории АЭС вместе с

оборудованием. При этом были затоплены и прекратили работу РДЭС.

Оказались сорванными с мест и разрушенными цистерны с запасом дизельного

топлива. Электроснабжение потребителей переменного тока при этом было

полностью потеряно. Лишь только аккумуляторные батареи энергоблоков

продолжали еще некоторое время снабжать маломощные потребители

постоянного тока (аварийное освещение, связь, приборы контроля). Начиная с

этого момента ситуация на АЭС перестала развиваться в штатном режиме и

перешла на сценарий запроектной аварии. Это произошло потому, что

практически все системы безопасности энергоблоков АЭС Фукусима-I требуют

для своей работы наличия электроэнергии, в соответствии с проектом.

Проект энергоблоков АЭС Фукусима разрабатывался компанией «Дженерэл

Электрик» в середине 60-х годов, когда еще остро не ставился вопрос о широ-

ком использовании на АЭС систем безопасности пассивного типа, способных

выполнять свои функции только за счет естественных, природных явлений и

сил.

Общий вид реакторного отделения (РО) энергоблока с BWR-3, 4 представлен

на рис.1. Его особенностью являются относительно компактные размеры здания

РО. Это объясняется отсутствием парогенераторов в составе реакторной устано-

вки. Пар производится прямо в активной зоне реактора, благодаря кипению

теплоносителя, движется восходящим потоком в верхнюю часть корпуса

реактора, последовательно проходя через сепаратор пароводяной смеси (сборка

стальных жалюзи) а затем через пароосушитель (сборка цилиндрических

циклонов). Далее сухой насыщенный пар по главным паропроводам подается на

турбогенератор и на другие потребители пара паротурбинной установки.

В отсутствие парогенераторов прочная сухая железобетонная шахта для

реактора (гермооболочка, она же – «контейнмент») имеет небольшие размеры и

по форме напоминает бутылку. Гермооболочка рассчитана на давление пара в

случае разрыва паропроводов до 4 кг/см

. В нижней части гермооболочка сооб-

щается широкими патрубками большого диаметра с барботажным баком, имею-

щим тороидальную форму. Последний предназначен для приема и конденсации

пара при аварийном повышении давления в гермооболочке. Для барботажа пар

подается по опускным патрубкам, заглубленным на несколько метров под слой

РАЗРЕЗ РЕАКТОРНОГО ОТДЕЛЕНИЯ АЭС ФУКУСИМА

Рис. 1 Общий вид реакторного отделения энергоблока с BWR-3, 4

УСТРОЙСТВО РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ АЭС ФУКУСИМА

Рис.2 Основные элементы конструкции РУ энергоблока с BWR-3, 4

ОБОЗНАЧЕНИЯ ЭЛЕМЕНТОВ КОНСТРУКЦИИ РУ

воды в баке-барботере. Более подробно схема реакторного отделения и гермо-

оболочки показана на Рис. 2. Здесь же указано и функциональное назначение

основных элементов конструкции реакторной установки. В частности, как ока-

залось важным в ходе развития аварийного процесса – не совсем удачное место

расположения бассейна выдержки отработавшего ядерного топлива.

Проектом реакторной установки предусмотрены системы для организации

отвода тепла радиоактивного распада продуктов деления ядерного топлива,

накопившихся во время работы реактора в тепловыделяющих сборках (ТВС) –

так называемых «остаточных тепловыделений». Так, на рисунке 3 с

функциональной схемой ЯЭУ показана основная система отвода остаточных

тепловыделений со своим электронасосом и теплообменником, охлаждаемым

технической водой. Условием ее использования является наличие напряжения

переменного тока для обеспечения им циркуляционного насоса и насоса

перекачки технической воды.

На Рис. 4 представлена автономная система отвода остаточных тепловы-

делений от ядерного топлива, использующая генерируемый в активной зоне пар

для работы турбопривода насоса, предназначенного для подпитки реактора

чистой водой из бака барботера. То есть, данная противоаварийная система

безопасности – не нуждается в электроснабжении. Подобный метод довольно

часто применяется в промышленных установках для утилизации энергии

рабочих жидкостей. По пока неизвестной причине, в ходе развития событий на

АЭС Фукусима-I на блоках №1, 2, 3 попытки запустить указанную систему в

работу не увенчались успехом.

На Рис. 5 показана система очистки теплоносителя, которая принципиально

позволяет отводить остаточные тепловыделения от ТВС при относительно

невысокой их мощности, соответственно тепловой мощности теплообменника

системы очистки. Обязательным условием использования системы является

наличие напряжения переменного тока для обеспечения им циркуляционного

насоса системы очистки и насоса перекачки технической воды.

На Рис. 6 представлена еще одна система безопасности – система аварийного

ввода бора при обнаружении отказов в работе подвижных поглотителей нейт-

ронов (стержней регулирования и аварийной защиты). Однако емкость с

запасом борного концентрата может быть использована для подпитки реактора

в случае аварийного снижения уровня в нем. Непременным условием

использования этой системы также является наличие напряжения переменного

тока для обеспечения им циркуляционного насоса аварийного ввода бора.

Таким образом, главным препятствием для организации нормального отвода

остаточных тепловыделений из активных зон реакторов и бассейнов выдержки

отработавших ТВС на протяжении первых десяти дней с начала аварии на АЭС

Фукусима-I было отсутствие источников электроснабжения энергоблоков

достаточной мощности для обеспечения им штатных систем безопасности. Дело

в том, что мобильные дизель-генераторы небольшой мощности появились на

площадке АЭС еще в первый день аварии 11 марта, однако с их помощью

нельзя было решить проблему ввода в действие достаточно мощных насосов

штатных систем отвода остаточных тепловыделений.

Рис. 3 Основная (с электронасосами) система отвода остаточных тепловыделений BWR-3, 4

Рис. 4 Автономная (с турбонасосами) система отвода остаточных тепловыделений BWR-3, 4

Рис. 5 Система очистки теплоносителя BWR-3, 4