Авария на блоке №1 АЭС “Atucha” (Аргентина), связанная с повреждением активной зоны [56]
Краткая характеристика энергоблока
Энергоблок на базе реактора PHWR тепловой мощностью 1179 мВт и электрической мощностью 367 МВт был введен в эксплуатацию в 1974 г. Особенностью конструкции блока является использование тяжелой воды (D2O) в качестве замедлителя и ТН 1-го контура. При этом внутри корпуса высокого давления предусмотрен бак для замедлителя, который циркулирует по автономному контуру охлаждения.
Через бак с замедлителем насквозь проходят каналы для 253 ТВС, а также трубы для датчиков контроля параметров активной зоны. Каналы ТВС выходят также вверх через корпус реактора, откуда может производиться непрерывная перегрузка ТВС. Тяжелая вода 1-го контура поступает в верхнюю часть корпуса, оттуда в опускную кольцевую зону между корпусом и баком замедлителя, а затем – снизу вверх через каналы с ТВС.
Через отверстия в верхней крышке бака замедлителя предусмотрена связь 1-го контура с контуром замедлителя для выравнивания давления, в результате чего каналы ТВС и бак для замедлителя не рассчитаны на большой перепад давления в обоих контурах.
На блоке предусмотрены 2 петли 1-го контура с расходом 3080 кг/с на петлю и 2 петли замедлителя с расходом 222 кг/с на петлю. При номинальном давлении 113 бар температура на входе и выходе петель ТН составляет 262 и 296°С, а в петлях замедлителя – 140 и 210°С соответственно.
Тепло от системы охлаждения замедлителя используется для подогрева ПВ 2-го контура с целью повышения КПД блока и, кроме того, эта система может использоваться для снятия остаточного тепловыделения, поэтому блок может длительное время находиться в режиме горячего останова.
В качестве топлива используется необогащенный UO2 в виде спеченных таблеток. Каждая ТВС содержит 37 твэлов и имеет длину рабочего участка 5.3 т. Оболочки твэлов сделаны из Zircaloy-4, а теплообменные трубки ПГ и теплообменников для замедлителя – из сплава Incoloy-800.
Содержание и причины аварии
11 августа 1988 г..когда блок работал на полной мощности, произошло уменьшение тепловой мощности, реактора и, в связи с падением давления пара, автоматическое отключение турбины и блока от сети. Одновременно частично сместились стержни СУЗ, еще больше уменьшив мощность реактора; по инструкции оператор ввел их полностью в активную зону, и реактор был переведен в состояние горячего останова.
Проведенное в этом состоянии обследование не обнаружило появления каких-либо дополнительных поглотителей нейтронов и изменения эффективности СУЗ, поэтому 13 августа было решено снова вывести реактор на уровень мощности 70% от номинального.
Однако как только реактор достиг критичности, было зарегистрировано падение давления, а также возрастание температуры и активности воды 1-го контура. Одновременно появились колебания нейтронного потока в области одного из топливных каналов, что в совокупности указывало на повреждение этого канала. Поэтому к 15 августа блок был расхоложен для определения характера и масштабов повреждения.
Так как доступ к возможному месту повреждения можно было обеспечить только через отверстия канальных труб диаметром 120 мм в верхней части корпуса высокого давления, находящиеся на 11 м выше повреждения, то потребовалась разработка специальных средств для дистанционного осмотра и последующего ремонта. С помощью этих средств через 5 месяцев удалось осмотреть 95% нижней поверхности бака для замедлителя и всю его боковую поверхность.
Оказалось, что произошел разрыв одного топливного канала с повреждением топлива, пробой (перфорация) соседнего канала, а также разрыв и частичная потеря фольги из “Циркалоя-4”, используемой в качестве теплоизоляции каналов. А первопричиной этих повреждений был разрыв направляющей трубы датчика измерения уровня. Кроме того концами и обломками разорванных труб, а также истекающей из них D2O были повреждены нижний тороидальный распределительный трубопровод замедлителя, около 10% теплоизоляции бака замедлителя, крепления трубопровода системы инжекции бора и деформированы соседние направляющие трубы других датчиков.
В результате аварии на дне бака замедлителя в зоне повреждения образовался завал, состоящий из обломков каналов и оболочек твэлов, топливных таблеток и деталей их крепления, обломков теплозащитных экранов и деталей их крепления, а также кусков теплозащитной фольги. При этом часть обломков теплозащитных экранов и фольги оказались вдали от места повреждения и даже на нижней крышке корпуса.
Ликвидация последствий аварии и восстановление реактора потребовали длительных усилий, связанных с разработкой специальных технических средств, с удалением обломков и поврежденных труб, с очисткой, дезактивацией и ремонтом циркуляционных контуров, с обеспечением радиационной безопасности персонала и т.д.
Хотя и в меньших масштабах, но весь комплекс этих работ напоминает ситуацию с ликвидацией последствий аварии на АЭС “Три-Майл-Айленд” в 1979 г. К началу 1990 г., т.е. через 16 месяцев была выполнена только первая часть намеченной программы восстановительных работ, предусматривающих и модернизацию ряда систем реактора.
