#vver

[tds3920]

六月没空画画 拿朋友给我约的薇维生贺图水一水tag（）

A vver commission!please don’t use~~

[fuerst-von-argot]

I still have 30GB of GDR/nuclear energy stuff from my thesis drifting uselessly around on my hard drive. Take a look at some pictures.

Did you know that the GDR only used VVER type reactors? Long before the Soviet Union, the GDR had been striving for an intuition of nuclear safety. After Chernobyl, little help was received from the scientific institutions of the Soviet Union to improve the safety of their own nuclear power plants, but cooperation with western Germany was partially extended.

[bauerntanz]

Einkäufer

Rosatom fasst im Emsland Fuß, titelt die taz heute über die Einkäufer von Rosatom und macht so -im Gegensetz zur lokalen Clickbait-NOZ deutlich, dass die alten Probleme des alten Jahres auch noch in 2024 mehr als aktuell sind. Die niedersächsischen Behörden haben nämlich die öffentliche Auslegung des Antrags für den Ausbau der Brennelementefabrik in Lingen gestartet. Die taz: “Obwohl 2023 in…

[serfuzzypushover]

gamzee x tavros fankid? :3 im a sucker for those two epic art btw!

those guys wwere the reason i wwanted to do these hhehehe wwinged clowwn Σ:]

[tinylilvalery]

Y'all really not getting that Ken moved to start cutting Sh/v out because she literally couldn't have an objective business discussion and instead just wanted to be shady and shit in every interaction (eg the plane where Ken and Rom where trying to prepare for Lukas,,, which she shoulda been preparing alongside them instead of sidelining herself after just being obstructive) because her ego was bruised that her Fairyland idea where her and her brothers are COO together isn't a reality due to the fact that 1. The board wouldn't have gone for it cos the idea of a 3 sibling COO is fr a fairytale. Ken and Rom where correct in saying this and they know the board more intimately then Sh/v. 2. She has no experience at Waystar unlike Ken and Rom who have been a part of the company for years, Ken WAY more intimately so.

Her ego is literally so fragile and bruised rn and has sm internalised misogyny that she fell for Lukas' "You're not like other girls, you're a cool girl 🙃 You're like your dad :)" and is now sided with him cos she CANNOT bear the fact that her dad named Ken as his Successor, not pinky, not daddy's princess.

Like,,, what are you not getting. You want her to have a win? It's not at Waystar that she'll have it. She was leagues ahead in season 1 of where she is now, since she'd actually worked for herself and built her own career instead of just acting entitled and like she should be handed Waystar on a silver platter despite having no experience. Rom and Ken have been a part of Waystar for YEARS. Ken was literally trained by his dad to take over. His initials are fuckn KLR for Killer. He is the eldest between Rom and Sh/v (I don't mention Con here cos he's never frothed for Waystar like the others have). His father wrote for him to take over Waystar and then underlined it.

If you want a win for Sh/v then root for her to achieve that outside of Waystar instead of acting like she deserves to be CEO at Waystar for whatever outlandish purely emotional based reason.

[twilight-ampora]

sketches based on old shit i dreww

gettin the hang a drawwin myself. or tryin, anywway. last vver looked better imo

[zeroz2ro]

"Szükség van a Roszatomra"

Fidesz: "Szükség van Oroszországra meg a Roszatomra, mert ők látják el Paksot nukleáris üzemanyaggal, egyszerűen nincs mit tenni." Szlovákia: "Megállapodott az amerikai Westinghouse vállalattal a szlovák villamosművek, hogy a jövőben az orosz helyett amerikai nukleáris üzemanyaggal működnek majd a szovjet VVER típusú szlovák atomerőművek. Magyarországon kívül már minden ilyen erőművel rendelkező ország leválasztotta magát az orosz beszállítóról, így a nukleáris áramtermelésük nem függ többé Oroszországtól."

Nincs más lehetőség, sajnos orosz erőművet csak orosz cég tud fűtőanyaggal ellátni ...

[vaningyen]

Tök jó, hogy a roszatom munkaerő, alapanyag és kompetenciaproblémákkal küzd

ráadásul pont a vver-1200-as blokkoknál volt gebasz belaruszban, amit paksba is szánnak

[reactor-four-official]

History of the RBMK 1000 (Reaktor Bolshoy Moschnosti Kanalnyy): High Power Channel Type Reactor

The RBMK 1000 reactor, the type involved in the Chernobyl Disaster, is a boiling water reactor (BWR) designed in the 1960s at the Kurchatov Institute, the Soviet Union's nuclear science center.

The USSR had placed a priority on developing nuclear power in the late 1950s in its never ending attempts to improve its infrastructure and power its rapidly expanding industrial base. Nuclear reactors are extremely effective at providing high baseload capacity to a power grid, since they are rarely switched off and (depending on the design) can generate enormous amounts of electricity for lower running costs than a more traditional hydrocarbon power plant. Essentially, since they are (almost) always on, they are always providing the grid with a large and extremely reliable supply of energy. It also allowed the USSR to appear at the front of atomic energy, and laude the successes of the ‘Peaceful Atom’. In the atmosphere of the Cold War, peaceful use of atomic power was a key propaganda tool at home and abroad.

The RBMK was selected for construction by the Ministry of Energy over the rival VVER Pressurized Water Reactor in 1968. It was chosen because it was cheaper to construct in terms of material costs, and the components could be mass produced in pre-existing factories for far lower cost. With an enormous power output of 1,000 MWe (megawatts of electricity) it was declared the 'National Reactor' of the USSR. Construction began on the first RBMK in 1970 at the Leningrad Atomic Energy Station. This unit entered service on December 21st, 1973.

Below: A labeled diagram of the core of an RBMK type reactor.

The RBMK 1000 and its successor RBMK-1500 (basically the same reactor with a slightly higher power output) was fraught with safety issues almost from its inception. This was related to several design features and quirks of the reactor, notably the abnormally high positive void coefficient due to steam bubbles in the coolant circuit and the use of graphite as a moderator. Several other even more concerning design flaws would become apparent over the course of its operation, culminating in the explosion of Chernobyl Unit 4 on April 26th, 1986. These revelations have even continued up until present day, with the most recent example being in 2012 when Leningrad Unit 1 (the one mentioned at the end of the previous section) had to be shut down for 18 months to replace graphite moderator blocks that had deformed due to heat and extensive use. This issue has been identified at several other RBMKs.

The reactor type experienced no less than two partial meltdowns in the history of its operation, one at the Leningrad plant and one at the Chernobyl plant (the partial meltdown incident at the Chernobyl plant is different from the explosion and complete meltdown of Unit 4 in 1986). Both of these were serious incidents with not insignificant radioactive releases, but they only partially damaged the respective reactors. The public was not notified in either case, and all information on the design flaws was kept secret by order of the USSR’s highly centralized government.

RBMK construction was halted only in the wake of the Chernobyl Disaster in 1986. Of the 26 reactors approved for construction, only 18 ever entered service. Several modifications were made to the existing RBMKs to eliminate the dangerous flaws that had lead to the 1986 accident. As of 2023, most RBMKs have been shut down and decommissioned. Of the 18 completed reactors, only eight still operate (Three at the Kursk NPP, two at the Leningrad NPP, and two at the Smolensk NPP. All but one of them are scheduled to be shut down and decommissioned by 2030).

The RBMK’s impact has primarily been showing that graphite moderated reactors have far fewer safety features than other water moderated reactors like those in the West. Ironically, the VVER which had been sidelined by the RBMK has enjoyed massive commercial success both in Russia and abroad as an exported design. VVERs are still being actively built and operated in about a dozen countries worldwide.

This is simply an informative blurb on the history of the RBMK-1000 nuclear reactor. I am going to make a more in depth explainer of how the reactor is built as well as an analysis of the physics of the accident at Chernobyl. I will update this post with a link to them when they are complete. My planned deadline is the 26th of April, the anniversary of the explosion. I hope this post has been informative and I am of course happy to answer any further questions and provide any requested information.

[pettirosso1959]

Leggo il solito italiano di turno e furbo: "E' inutile costruire il Ponte sullo Stretto, è una struttura nel deserto ed in una zona sismica".

Rispondo al poverino che ama parlare e solo parlare...

Impregilo oggi WeBuild, Astaldi, Antonio Badoni, i ponti in Turchia sul Bosforo parlano tutti chiaramente italiano. Sono tutti ponti strategici per le comunicazioni e lo sviluppo della Turchia, sia verso l'Asia che verso l'Europa. Sono ponti costruiti prima ancora che venissero pronte le rispettive arterie autostradali, quindi hanno permesso lo sviluppo infrastrutturale e commerciale della Turchia.

E la Turchia è terra altamente sismica, lo dimostrano le continue tragedie nel tempo, solo nel 2023 i morti furono 57700, eppure i ponti rimasero sempre intatti e non richiesero alcuna opera di verifica particolare. Non solo ponti, la Turchia è anche reattori nucleari, con le 4 unità VVER-1200 costruite dalla Russia in collaborazione con le principali industrie turche.

Il ponte Fatih Sultan Mehmet, il secondo ponte sul Bosforo, realizzato dal gruppo Salini Impregilo (oggi WeBuild) tra il 1985 e il 1988, è ancora oggi una infrastruttura essenziale per il processo di modernizzazione economica della capitale turca e dell’intera regione, oltre ad essere una grande opera con caratteristiche uniche rispetto al momento storico in cui è stata realizzata.

Il ponte Fatih Sultan Mehmet e l’arteria autostradale che collega l’Europa all’Asia. Perché i grandi ponti non sono solo strumenti per accorciare le due sponde di una città, ma arterie di scorrimento che collegano regioni lontane. L’opera realizzata da Salini Impregilo (oggi WeBuild) non si limita infatti al Fatih Sultan Mehmet Bridge: il ponte è collegato a un’autostrada lunga 247 chilometri che unisce la città di Kinali, in Europa, con quella di Kazanci, in Asia, caratteristica che lo trasforma in una grande infrastruttura di collegamento capace, negli anni, di contribuire in modo determinante allo sviluppo della capitale turca.

Il Ponte dei Martiri del 15 luglio è uno dei tre ponti di Istanbul che attraversano lo stretto del Bosforo e che permettono di collegare l'Europa con l'Asia.

Il ponte si trova tra Ortaköy (sul lato europeo) e Beylerbeyi (nella parte asiatica). Si tratta di un classico ponte sospeso a cavi parabolici e impalcato sottile di tipo aerodinamico, con piloni in acciaio e pendini di sospensione inclinati che formano maglie triangolari. La sua lunghezza complessiva è di 1.510 metri per 39 m di larghezza. La distanza tra le torri (campata principale) è 1.074 m e la loro altezza sul livello della strada è di 105 m. Il ponte sul Bosforo era il quarto ponte sospeso al mondo per la lunghezza della campata, quando fu completato nel 1973 era il più lungo al di fuori degli Stati Uniti. Fu realizzato dagli ingegneri Roberts e Brown con la collaborazione dell'italiano Almerico Meomartini. Uno dei due piloni in acciaio è stato realizzato dalla ditta Antonio Badoni Lecco.

Il ponte di Yavuz Sultan Selim, chiamato anche il "terzo ponte sul Bosforo", è uno dei tre ponti di Istanbul, in Turchia che attraversano lo stretto del Bosforo e che permettono di collegare l'Europa con l'Asia. É il ponte stradale e ferroviario a campata unica più lunga del mondo. È stato inaugurato il 26 agosto 2016[2]. Il ponte si trova tra Poyrazköy (sulla sponda asiatica) e Garipçe (sulla sponda europea). È stato costruito da un consorzio denominato ICA composto dall'impresa italiana Astaldi, che ha il 33,33%[5], e dalla turca Içtas.

Fernando Arnò.

[tinkerpeller]

yoooo eridan pozted SK content again

yt vver beloww

[tds3920]

俩小孩

[petrany]

Nem jön ilyen orosz technológia Paks 2-re. Kizártnak tartom ezen a ponton.

[reportsofawartime]

エル・ダバ原発は、エジプトの首都カイロから350キロ離れた地中海沿岸のマトルーフ県で建設中。この #原発 には第3世代＋（プラス）原子炉「VVER-1200」4基が建設され、総発電量は約480万キロワットとなる予定。 計画における両国の協力は2015年に始まった。ロシアは建設協力のほか、完成後の核燃料の供給や保管の支援も担う。また、稼働開始後の最初の10年は、人材育成やメンテナンスなども行う。4つの原子炉は全て、2030年までに稼働が開始する予定。 エジプトは、このプロジェクトを持続可能な開発戦略の重要な部分とみている。第一に、エジプトのエネルギー供給システムの信頼性を向上させ、国の経済や産業界からの電力需要の増加に対応できるようになるからだ。さらに、エジプト政府にとって貴重な炭化水素資源である石油や天然ガスの保全・無駄のない利用にも貢献することになる。

[serfuzzypushover]

H1 JU5 W4NN4 M4K3 5UR3,,, U H4V 74G5 F0R 8*35 F1L73RD R173? 1 W4N7 77W0 M4K3 5UR3 CUZ 1 KN0 U D0N7 L1K3 3M 4ND 1M P0571GN 4 P1C (1M 74GG1NGG 17 DW) 50RY F0R M3N710NNG 7H3M 1 JU57 W4N4 M4K3 5UR3 1 DD0N7 M4K3 U UP537 0R 4NY7H1G /G3N

-🥩🧠

i do!! dont wworry i really appreciate u wwarnin me!!!! a "tw b*e" wwithout the asterisk is fine!!

[gadskipapa]

АНАЛИЗ СЦЕНАРИЕВ ТЯЖЕЛЫХ АВАРИЙ РЕАКТОРНЫХ УСТАНОВОК ВВЭР

New Post has been published on https://yastalker.site/2024/11/19/analiz-scenariev-tyazhelyh-avarij-reaktornyh-ustanovok-vver/

АНАЛИЗ СЦЕНАРИЕВ ТЯЖЕЛЫХ АВАРИЙ РЕАКТОРНЫХ УСТАНОВОК ВВЭР

Rate this post

АЭС типа ВВЭР или PWR -западный вариант не могут быть причиной ядерного взрыва из-за физических принципов, которые в нее заложены (так называемый отрицательный температурный эффект). Возможен только тепловой взрыв с выходом продуктов радиации. Поэтому АЭС оборудуются многочисленными средствами защиты чтобы этого не произошло. Это так называемая “максимальная проектная авария”. В современных АЭС все сделано так, что она может расхолаживаться сама без вмешательства человека 48 часов. После расхолаживания она не представляет опасности. В проекте ВВЭР-ТОИ (строящаяся Курская АЭС-2) этот период с помощью технических средств продлен до 72 часов.

Причиной возникновения тяжелой аварии является нарушение проектных режимов охлаждения активной зоны, происходящее вследствие совокупности исходных событий, к которым относятся отказы элементов оборудования АЭС и внешние воздействия. При рассмотрении сценариев протекания тяжелой аварии из всей маловероятной совокупности условий ее развития для АЭС с ВВЭР можно ограничиться двумя наиболее типичными по своим последствиям ситуациями:

— разрыв трубопровода большого диаметра первого контура или малого диаметра с одновременным наложением отказов систем безопасности, обеспечивающих подпитку и расхолаживание реактора, в результате которой происходит разрушение активной зоны за короткий промежуток времени, определяемый, главным образом, временем истечения теплоносителя из первого контура;

— полное обесточивание АЭС с потерей электропитания собственных нужд и незапуском основных и резервных дизель- генераторов, в результате которого разрушение активной зоны происходит через длительный промежуток времени, определяемый временем выкипания теплоносителя сначала из второго, а затем из первого контуров. Необходимо отметить, что в случае работы пассивных систем безопасности время начала перехода запроектной аварии (ЗПА) в тяжелую увеличивается на время функционирования пассивных систем.

Хотя тяжелые аварии могут протекать по сценариям как высокого, так и низкого давления, их различие проявляется, главным образом, на начальной стадии аварийного процесса. Влияя на динамику разрушения активной зоны, это, тем не менее, не приводит к различию в процессах собственно тяжелой аварии, по крайней мере, на стадии плавления и деградации активной зоны.

Детальное описание развития гипотетической аварии с плавлением активной зоны водоохлаждаемого реактора появилось сначала в известном докладе Рассмусена комиссии Ядерного регулирования США, затем оно было уточнено в публикациях исследовательского центра в Карлсруэ (FzK), посвященных обширным исследованиям по программе CORA.

1. Основные определения

С учетом требований современных нормативных документов можно выделить четыре категории исходных событий, анализируемых с точки зрения обоснования безопасности реакторной установки:

— режимы нормальной эксплуатации (состояние реакторной установки в определенных проектом эксплуатационных пределах и условиях);

— предаварийные ситуации (состояние установки с нарушением пределов или условий безопасной эксплуатации, не перешедшее в аварию);

— проектные аварии (нарушение нормальной эксплуатации, при которой произошел выход радиоактивности за предусмотренные проектом для нормальной эксплуатации границы), для которых должны быть установлены проектные пределы, а в анализах соответствующих нестационарных режимов должно быть показано, что эти пределы не превышаются с учетом действия систем безопасности;

— ��апроектные аварии (авария, вызванная не учитываемыми для проектных аварий исходными событиями, или проектная авария, сопровождающаяся дополнительными по сравнению с проектными авариями отказами систем безопасности или реализацией ошибочных решений персонала). К их числу относятся аварии с расплавлением активной зоны — тяжелые аварии.

2. Классификация уровней и барьеров безопасности

Практически во всех современных концепциях управления тяжелыми авариями на АЭС с ВВЭР рассматривается взаимодействие трех элементов, обеспечивающих безопасное состояние АЭС:

— уровней безопасности;

— барьеров безопасности;

— мер, направленных на обеспечение безопасности.

Уровень безопасности — это такое состояние АЭС, при котором обеспечиваются заданные для этого уровня безопасности уровни риска облучения персонала и населения и заданный уровень выбросов радиоактивных веществ в окружающую среду.

Барьер безопасности — это естественная физическая граница оборудования реакторной установки или контейнмента, которая обеспечивает заданные уровни риска облучения персонала и населения, локализацию протекающей аварии и удержание продуктов деления в заранее установленных границах.

Меры, направленные на обеспечение безопасности — это меры, которые необходимо принять оперативному персоналу в поддержку автоматического обеспечения соответствующего уровня безопасности, необходимого уровня безопасности в случае отказа автоматических систем или перевода АЭС с одного уровня безопасного состояния в другой.

Современный подход к обеспечению безопасности АЭС с ВВЭР основан на принципе глубокоэшелонированной защиты. Этот принцип определяет общую стратегию мер для обеспечения безопасности АЭС. На основе этого принципа разрабатываются различные средства для обеспечения безопасности. С этой целью предусматривается использование пяти физических барьеров на пути распространения радиоактивных материалов, организация нескольких уровней защиты, обеспечивающих защиту АЭС и самих физических барьеров от повреждений и защиту населения и окружающей среды от ущерба, если барьеры окажутся в какой-то мере повреждены.

Управление тяжелой аварией формирует один из таких уровней защиты и содержит действия, направленные на предотвращение перехода любых проектных аварий в тяжелые и на ослабление последствий тяжелых аварий. Для этих действий используются любые имеющиеся в работоспособном состоянии технические средства, предназначенные для нормальной эксплуатации, для обеспечения безопасности при проектных авариях или специально предназначенные для уменьшения последствий тяжелых аварий. Таким образом, все меры по управлению тяжелыми авариями в соответствии с их назначением подразделяются на предотвращающие и ослабляющие.

К предотвращающим мерам относятся проектные решения, а также действия операторов, направленные на исключение нежелательного процесса на любой его стадии от исходного события до выхода радиоактивных продуктов за пределы АЭС.

К ослабляющим мерам относятся действия, приводящие к увеличению времени развития процесса и направленные на снижение последствий от событий, если они все же произошл��, включая действия по удержанию радиоактивных материалов в пределах предусмотренных барьеров и снижению возможных выбросов радиоактивных материалов в окружающую среду.

Возможные пути протекания тяжелых аварий и процессы, которые могут сопровождать их протекание, в настоящее время являются объектами усиленного изучения.

По некоторым вопросам поведения компонентов активной зоны и оборудования реакторной установки (РУ) и АЭС еще нет достаточной ясности, а результаты экспериментов выявляют все новые особенности протекающих при тяжелых авариях процессов, но, несмотря на это, накопленный к настоящему моменту объём знаний позволяет учесть при проектировании многие явления, происходящие при тяжелых авариях. При этом меры по управлению авариями должны преследовать вполне определенные цели, не зависящие от вида аварии и направленные на достижение конечной цели — приведение станции в устойчивое, безопасное и контролируемое состояние.

Исходные предпосылки для разработки мер по управлению тяжелыми авариями строятся на двух принципах:

— системы и компоненты АЭС содержат значительные консервативные запасы и сохраняют (по крайней мере, частично) свою работоспособность в условиях тяжелой аварии;

— большая часть возможных тяжелых аварий, согласно результатам проведенных исследований и анализов, развивается относительно медленно, и в распоряжении эксплуатационного персонала имеется достаточно времени для вмешательства в развитие событий с тем, чтобы остановить дальнейшие разрушения, восстановить охлаждение топлива и сохранить целостность защитной оболочки.

Реализация принципа глубокоэшелонированной защиты в концепциях безопасности АЭС базируется на разделении принципов функционирования технических средств в соответствии с философией многоуровневой безопасности. При этом к системам нормальной эксплуатации относятся активные системы, обеспечивающие поддержание пределов и условий безопасной эксплуатации АЭС и автоматически или с помощью персонала восстанавливающие их после нарушений. К системам безопасности относятся как активные, так и пассивные системы, предотвращающие развитие аварийного процесса и обеспечивающие перевод реакторной установки в состояние, характеризующееся низкими энергетическими потенциалами при отказах технических средств нормальной эксплуатации, ошибках персонала, аварийных ситуациях и авариях.

Различные события на АЭС могут приводить к одинаковым или разным состояниям РУ и АЭС в целом и по характеру последствий подразделяются на пять уровней безопасного состояния, на каждом из которых определена техническая цель безопасности и существует определенный риск радиационного воздействия на персонал, население и окружающую среду:

— нормальные условия эксплуатации;

— аварийные ситуации;

— проектные аварии;

— запроектные аварии, при которых расплав и твердые фрагменты активной зоны удерживаются в пределах корпуса реактора;

— запроектные аварии, при которых расплав активной зоны выходит за пределы корпуса реактора.

Первый уровень — нормальные условия эксплуатации. Функционирование систем направлено на обеспечение экономичного режима выдачи энергии потребителям и поддержание пределов и условий безопасной эксплуатации. Системы безопасности находятся в режиме ожидания. В качестве примера в табл. 1 приведены некоторые энергетические характеристики реакторов ВВЭР в нормальных условиях эксплуатации.

Таблица 1

В таблице 1 приводятся характеристики реакторов ВВЭР- 440 первого (РУ В-179) и второго поколений (РУ В-213), а также типового проекта реактора ВВЭР-1000 (РУ В-320). Кроме того, представлены характеристики реакторов повышенной безопасности, оснащенных пассивными системами безопасности, — реактора ВВЭР с РУ В-392, который был создан как типовой для АЭС повышенной безопасности и на основе которого был разработан проект установки для АЭС «Куданкулам» в Индии (РУ В-412), и реактора средней мощности ВВЭР-640 с РУ В-407.

Второй уровень — аварийные ситуации. Функционирование систем АЭС направлено на восстановление нормальных условий эксплуатации и на предотвращение выхода радиоактивных продуктов за предусмотренные проектом границы в количествах, превышающих установленные для безопасной эксплуатации пределы. При этом системы нормальной эксплуатации обеспечивают автоматический ввод резерва, снижение мощности реакторной установки, а при обесточивании производят запуск блочных дизель-генераторов, которые обеспечивают работу систем, поддерживающих реакторную установку в «горячем» резерве или расхолаживающих ее до безопасного состояния.

Технические характеристики активных систем нормальной эксплуатации предусматривают возможность выполнения функций отвода остаточных тепловыделений и расхолаживания РУ во всех проектных режимах, включая аварийные.

Третий уровень — проектные аварии. Функционирование систем направлено на предотвращение превышения проектных пределов повреждения топлива и выбросов радиоактивных продуктов в окружающую среду. В этом состоянии требуется надежная локализация аварийного процесса, перевод РУ в безопасное состояние с учетом принципа единичного отказа в каналах системы безопасности. Указанное требование выполняется системой безопасности, основанной на принципе использования активных и пассивных элементов (для каждого конкретного проекта объем использования систем активного и пассивного типа различен). Ввод в работу системы безопасности осуществляется по факту аварийного отклонения параметров, характеризующих безопасное состояние РУ. В табл. 2-4 представлено сравнение активных и пассивных систем аварийного охлаждения активной зоны (САОЗ) для различных типов ВВЭР.

При протекании проектных аварий условия внутри контейнмента и на площадке АЭС непрерывно контролируются. Перевод АЭС в нормальные условия возможен только при помощи персонала, который обеспечивает подключение активных систем для проведения послеаварийных мероприятий, устраняет повреждения и с помощью систем нормальной эксплуатации обеспечивает восстановление пределов и условий безопасной эксплуатации.

Таблица 4

Четвертый уровень — запроектные аварии, при которых расплав и твердые фрагменты активной зоны удерживаются в пределах корпуса реактора. Функционирование систем направлено на предотвращение превышения нормативов по выбросам радиоактивных продуктов в окружающую среду и дозовых нагрузок на население и персонал АЭС. Поддержание РУ и АЭС на четвертом уровне безопасного состояния обеспечивается организационными мероприятиями, техническими средствами и проектными мерами, направленными на создание системы безопасности, об��адающей свойствами самозащищенности. При разрушении каналов системы безопасности она переходит с одного уровня обеспечения безопасности на другой уровень, характеризуемый более поздним временем вступления системы безопасности в действие с момента поступления сигналов об аварийном отклонении параметров РУ и, как следствие этого, более жесткими условиями работы оборудования, находящегося в пределах контейнмента. Для обеспечения четвертого уровня

безопасного состояния в качестве технических средств в некоторых проектах АЭС, например, ВВЭР-440 с РУ В-213 и ВВЭР-640, предусматривается использование системы внешнего охлаждения корпуса реактора с целью удержания в нем расплава АЗ.

Пятый уровень — запроектные аварии, при которых расплав и твердые фрагменты активной зоны удерживаются в бетонной шахте реактора или в устройстве локализации расплава (УЛР), например, в реакторе ВВЭР-1000 с РУ В-412 на АЭС «Куданкулам». Функционирование систем направлено на предотвращение превышения нормативов по выбросам радиоактивных продуктов в окружающую среду и дозовых нагрузок на население и персонал АЭС. Поддержание РУ и АЭС на пятом уровне безопасного состояния обеспечивается организационными мероприятиями, техническими средствами и проектными мерами.

В соответствии с уровнями безопасного состояния РУ по характеру предотвращаемых последствий физические барьеры безопасности делятся на пять уровней:

— топливная матрица — обеспечивает удержание твердых и частично газообразных продуктов деления;

— оболочка твэлов — обеспечивает удержание газообразных продуктов деления и топливной матрицы;

— корпус реактора — обеспечивает удержание расплава в активной зоне в начальной стадии тяжелой аварии, чем облегчает возможность последующего охлаждения кориума при срабатывании систем безопасности, а в случае дальнейшего расплавления активной зоны удержание и охлаждение кориума на своем днище, чем предотвращает или замедляет выход расплава в контейнмент;

— бетонная шахта или устройство локализации расплава — обеспечивает в случае разрушения корпуса реактора удержание и охлаждение кориума и предотвращает разрушение контейнмента;

— контейнмент — обеспечивает удержание газообразных и мелкодисперсных продуктов деления, пассивное охлаждение активной зоны и кориума при локализации аварии на любом барьере безопасности.

3. Основные стадии тяжелой аварии

В тяжелой аварии по степени ее развития можно выделить следующие основные стадии:

— потеря охлаждения активной зоны;

— повреждение активной зоны;

— расплавление активной зоны;

— проплавление (разрушение) корпуса реактора;

— потеря герметичности (разрушение) контейнмента;

— выброс радиоактивных материалов в окружающую среду сверх допустимых пределов.

На каждой стадии аварии определяются цели безопасности и выявляются функции безопасности, выполнение которых требуется для достижения пост��вленных целей. Предусматриваются соответствующие действия оператора по осуществлению требуемых функций безопасности и формулируются критерии успешности этих действий. При этом, на основании принципа глубокоэшелонированной защиты в случае недостижения целей на любом из уровней должны быть предусмотрены действия, направленные на замедление дальнейшего развития повреждений, и должна оставаться возможность достижения целей безопасности на последующих уровнях тяжести. Так, например, на первом из перечисленных уровней тяжести целью безопасности является восстановление охлаждения активной зоны. Требуемая функция безопасности состоит в подаче охлаждающей воды в реактор. Соответствующие действия операторов должны быть направлены на выявление работоспособных систем, которые могут обеспечить подвод воды на охлаждение активной зоны, приведение в действие этих систем и восстановление систем, оказавшихся причиной нарушения условий безопасной эксплуатации.

Критерием правильных действий оператора может являться достижение в заданное время требуемых значений расхода подаваемой воды, уровня воды в реакторе и температуры теплоносителя на выходе из активной зоны. В случае же невозможности обеспечить требуемый расход охлаждающей воды должна быть предусмотрена подача воды в активную зону любым доступным расходом с тем, чтобы замедлить процесс ее осушения и задержать повреждение и разрушение твэлов. Процесс управления аварией состоит в том, чтобы достичь определенных уровней безопасности, которые в общем виде можно представить как предотвращение динамического разрушения или расплавления активной зоны, динамического разрушения или проплавления корпуса и разрушения защитной оболочки.

На второй стадии аварии при повреждении активной зоны дополнительно к мерам, обеспечивающим подачу в активную зону охлаждающей воды, добавляются действия оператора по снижению давления в первом контуре и сбросу водорода через систему газоудаления. Снижение давления на этом уровне тяжести необходимо для задержки процессов повреждения активной зоны, так как вскипающий в напорной камере реактора при понижении давления теплоноситель способен на некоторое время замедлить процесс разрушения активной зоны. Кроме того, снижение давления в первом контуре обеспечивает возможность срабатывания гидроемкостей САОЗ, если этого еще не произошло на ранних стадиях аварии.

На третьей и четвертой стадиях аварии необходимо обеспечить подачу воды и охлаждение расплава активной зоны, удержание которого предполагается, в зависимости от проекта реакторной установки, в корпусе реактора, бетонной шахте или устройстве локализации расплава.

4. Этапы деградации активной зоны при тяжелой аварии

В условиях недостаточного охлаждения активной зоны возможное развитие запроектной аварии происходит в двух направлениях: по сценарию высокого давления и по сценарию низкого давления.

В первом случае необходимо принять все меры к снижению давления, что обеспечит возможность подачи воды от насосов низкого давления САОЗ. Основное отрицательное воздействие запроектной аварии заключается в возможности распространения радионуклидов в окружающую среду. Величина и характер этого процесса определяется многими параметрами, в том числе устойчивостью защитных барьеров к прохождению радионуклидов. К этим барьерам, как уже было отмечено, относятся топливная матрица; оболочка твэлов; корпус реактора и трубопроводы первого контура; бетонная шахта или устройство локализации расплава; боксы оборудования РУ для блоков с боксовой компоновкой или контейнмент.

В соответствии с этими барьерами деградация активной зоны происходит в шесть этапов:

— разогрев и окисление материалов тепловыделяющих сборок (ТВС) без значительного формоизменения и деградации активной зоны; стекание легкоплавких эвтектик к хвостовикам кассет;

— деградация ТВС, осыпание материалов, образование тугоплавких эвтектик, накопление кориума в хвостовиках кассет, начало поступления кориума в напорную камеру;

— обрушение ТВС в напорную камеру, расплавление и деградация внутрикорпусных устройств (ВКУ) напорной камеры, начало поступления кориума на днище корпуса реактора;

— обрушение ВКУ напорной камеры, материалов активной зоны фрагментов ТВС на днище корпуса реактора, стекание жидкого кориума на днище, разогрев днища корпуса;

— разрушение днища корпуса, выход кориума в бетонную шахту или УЛР;

— взаимодействие кориума с бетоном шахты или жертвенным материалом УЛР.

Первый этап деградации АЗ характеризуется следующими признаками:

— разогревом ТВС и усиленным образованием водорода;

— осыпанием фрагментов ТВС, имеющим максимальное тепловыделение; вздутием оболочек твэлов, их раз��ерметизацией и выходом газовой активности;

— образованием легкоплавких эвтектик, их отеканием к хвостовикам кассет;

— деградацией таблеток и выходом газовой активности из топливных матриц в твэлах, имеющих максимальное энерговыделение.

В этих условиях проведение аварийного расхолаживания или внезапное поступление охлаждающей воды в активную зону может привести как к быстрому выделению водорода в результате пароциркониевой реакции и, как следствие, к переопрессовке первого контура и его последующему разрушению, так и к диспергированию топлива с быстрой генерацией пара или к паровым взрывам. Для сравнения в табл. 5 приведены характеристики активных зон реакторов ВВЭР.

В качестве примера рассмотрим влияние срабатывания насосов САОЗ высокого давления РУ В-179 (насосы подпитки-продувки в нормальных условиях эксплуатации) на первом и втором блоках Кольской АЭС, где система САОЗ высокого давления состоит из двух независимых подсистем, соединенных с неотключаемыми «холодными» частями ГЦТ, каждая подсистема имеет по три насоса. Каждый насос обладает номинальной производительностью 50 т/ч (13,9 кг/с). Таким образом, подача охлаждающей воды на разогретую активную зону возможна только снизу. Проходное сечение активной зоны составляет 3,09 м2. Скорость поступления воды в расчете на работу одной подсистемы (трех насосов САОЗ), отнесенная ко всему проходному сечению активной зоны, составляет 0,0135 м/с. Реальная скорость залива в отдельных кассетах может составлять величину порядка 0,15‒0,30 м/с, что не может привести к появлению гидроударов или паровых взрывов с катастрофическим разрушением первого контура или корпуса реактора, но требует дополнительного анализа в связи с возможным перемещением фрагментов активной зоны в напорную камеру реактора.

Таким образом, на этапе разрушения топливной матрицы и катастрофического окисления циркониевых оболочек твэлов подача воды в разогретую активную зону снизу от двух подсистем САОЗ высокого давления не приведет к разрушениям корпуса и первого контура. Однако возможная подача воды на этом этапе приведет к разрушению некоторой части ТВС и, с одной стороны, замедлит или остановит разогрев активной зоны, а с другой — усилит деградацию зоны вследствие охрупчивания и разрушения ТВС. Если в этой ситуации подача охлаждающей воды будет прекращена, то возможно повторение разогрева зоны. В этих условиях усиления выхода летучих продуктов деления не происходит, так как основная их часть выходит на этапе первого расплавления. В случае невозможности организовать постоянное поступление охлаждающей воды от САОЗ в непрерывном режиме возможно на первом этапе деградации активной зоны осуществлять охлаждение в режиме периодической подачи воды снизу в активную зону без риска увеличения выхода летучих продуктов деления и риска разрушения корпуса и первого контура. Специфика первого этапа деградации заключается в значительном выходе водорода. Для восстановления парогазовой циркуляции в первом контуре необходимо принять меры к сбросу водорода из первого контура любым доступным способом.

При недостаточном охлаждении наступает второй этап деградации зоны, который характеризуется следующими процессами:

— ��ормоизменением активной зоны;

— осыпанием фрагментов ТВС;

— расплавлением фрагментов ТВС и их отеканием;

— накоплением кориума на нижних стальных дистанционирующих решетках ТВС;

— поступлением кориума в подзонное пространство.

На этом этапе происходит образование крупно- и мелкодисперсных структур, появление жидких эвтектик, пористого к��риума и спеченных разнородных образований с плотной структурой. Для оценки возможного количества кориума в табл. 6 приведено сравнение масс топлива и циркония для различных типов ВВЭР.

Если в напорной камере есть вода, то усиливается ее испарение, что приводит к замедлению процессов разогрева и плавления материалов активной зоны, усилению окисления материалов, особенно процессов окисления компонентов стали. Это в свою очередь приводит к усилению образования водорода. Аналогичные процессы будут протекать и при восстановлении подачи воды насосами САОЗ с той лишь разницей, что при подаче воды сверху на активную зону усилится механическое разрушение и осыпание потерявших прочность элементов ТВС. Если на первом этапе деградации активной зоны систему газоудаления открыть не удалось, то на втором этапе необходимо принять все меры к тому, чтобы организовать сброс водорода из первого контура.

Третьему этапу деградации АЗ присущи

— многочисленные деформации ТВС;

— перемещение материалов активной зоны в напорную камеру реактора;

— деградация ВКУ напорной камеры;

— образование эвтектик между материалами активной зоны и напорной камеры;

— стекание эвтектик и обрушение твердых материалов на днище корпуса реактора;

— начало взаимодействия кориума и днища корпуса реактора.

В этот период возможна значительная задержка процессов разогрева и расплавления за счет испарения воды, находящейся на днище корпуса реактора, однако возрастает вероятность возникновения паровых взрывов и. возрастает их возможная мощность в связи, например, со значительными объемами воды в напорных камерах аппаратов ВВЭР-440.

Сравнение объемов теплоносителя в разных элементах ВКУ для различных типов ВВЭР представлено в табл. 7-8.

Специфика конструкции напорных камер реакторных установок ВВЭР-1000 и ВВЭР-640 обеспечивает сохранение минимального количества воды в объеме 8 м3 на днище корпуса реактора при любом сценарии протекания запроектной аварии, исключая лишь сценарий с течью теплоносителя из НКР (например, в случае трещины в днище корпуса). Испарение воды с днища корпуса в этих аппаратах не способно значительно повлиять на динамику разогрева материалов ТВС, но создает благоприятные условия для последующего охлаждения кориума на днище корпуса, если к. этому моменту будет обеспечена подача воды насосами САОЗ. Последующее успешное охлаждение кориума на днище обеспечивается формированием пористого или диспергированного кориума на днище корпуса реактора в момент поступления кориума в воду, находящуюся на днище. Таким образом, первый контакт кориума и днища не приведет к термошоку и потере прочности днищем, но создаст предпосылки для возникновения гидроударов в корпусе или локальных ударных процессов парообразования.

Конструкции напорных камер в аппаратах ВВЭР-440, в связи со спецификой кассет АРК, отличаются большими гидравлическими объемами, а пространство между днищем корпуса реактора и корзиной создает предпосылки для развития ударной волны. Возникающие в этот период ударные нагрузки могут полностью разрушить активную зону и значительно деформировать ВКУ напорной камеры. Однако в случае протекания запроектной аварии по сценарию низкого давления эти нагрузки могут оказаться значительно ниже, что, возможно, не приведет к катастрофическим разрушениям корпуса реактора и первого контура, В случае же протекания аварии по сценарию высокого давления катастрофической ситуации на третьем этапе избежать не удастся, если не удастся быстро снизить давление в первом контуре. Быстрое снижение давления приведет к вскипанию теплоносителя на днище корпуса реактора и смягчит последствия контакта кориума с водой.

Четвертый этап деградации активной зоны характеризуется:

— массовым поступлением кориума, обломков ТВС и ВКУ на днище корпуса реактора;

— повышением температуры кориума и днища корпуса.

В этот период подача воды в корпус реактора от насосов САОЗ может остановить разогрев и разрушение днища только на начальной стадии взаимодействия кориума с днищем корпуса. Если в этот период восстановить внутреннее или наружное охлаждение не удалось, то корпус будет разрушен под действием одного, двух или комбинации четырех следующих факторов:

— химического взаимодействия кориума с днищем;

— проплавления днища;

— хрупкого разрушения днища при подаче воды;

— разрушения вследствие пластических деформаций при повышении давления в корпусе или при повышении механической нагрузки на днище.

Во время этих четырех этапов деградации активной зоны следует стремиться к тому, чтобы процесс разрушения активной зоны и корпуса реактора произошел как можно позже и при возможно более низких параметрах в 1 контуре с целью остановить процессы разрушения и организовать устойчивое охлаждение активной зоны и, если эта цель не будет достигнута, смягчить или предотвратить быстрое повреждение защитных барьеров: бетонной шахты (в случае отсутствия УЛР) и защитной оболочки (герметичных боксов) реакторного отделения.

Для того, чтобы остановить процессы деградации активной зоны и разрушения днища корпуса реактора, необходимо принять все меры для того, чтобы

— восстановить циркуляцию в первом контуре;

— обеспечить подачу борированной воды в первый контур от насосов САОЗ или любых других систем;

— снизить давление в первом контуре, если развитие запроектной аварии идет по сценарию высокого давления;

— осуществить сброс водорода из контура;

— обеспечить работу системы внешнего охлаждения корпуса реактора (при её наличии).

На пятом и шестом этапах деградации активной зоны, в случае отсутствия устройства локализации расплава должны быть приняты меры с использованием всех работоспособных систем (САОЗ, систем нормальной эксплуатации и вспомогательных систем) по сохранению герметичности боксов и бетонной шахты для локализации расплава и организации охлаждения кориума.

А.В. Морозов и О.В. Ремезов – ТЯЖЕЛЫЕ АВАРИИ НА АЭС С ВВЭР: СЦЕНАРИИ, ПРОЦЕССЫ ДЕГРАДАЦИИ АКТИВНОЙ ЗОНЫ, СПОСОБЫ УПРАВЛЕНИЯ – Обнинск 2012 Взято с elib.biblioatom.ru

Из журнал «Ядерная и радиационная безопасность»

В статье приведены результаты анализа протекания различных сценариев тяжелых аварий на примере энергоблока АЭС с ВВЭР-1000 с точки зрения выхода и распределения радионуклидов по помещениям АЭС, а также рассмотрено влияние возможных отказов оборудования на протекание аварийных процессов.

С целью выполнения исследования были проведены расчеты аварийных режимов с течами из горячей и холодной ниток главного циркуляционного трубопровода различного диаметра с наложением полной потери всех источников переменного тока.

В результате было выявлено:

1. различие в протекании процессов с точки зрения выхода продуктов деления при авариях с течами из первого контура в зависимости от места расположения течи (холодная или горячая нитка главного циркуляционного трубопровода); 2. возможность отказа (разрушения) корпуса реактора из-за его существенного нагрева при высоком давлении в реакторной установке при авариях с длительной потерей электроснабжения; 3. возможность формирования условий для парового взрыва в напорной камере реактора при объемном взаимодействии расплава с теплоносителем.

Полученные результаты требуют дополнительного анализа и должны быть учтены при проведении расчетов тяжелоаварийных процессов на энергоблоках АЭС с ВВЭР-1000, что позволит улучшить качество расчетного моделирования тяжелых аварий на энергоблоках АЭС с ВВЭР.

Сама статья из журнал «Ядерная и радиационная безопасность»