Стартовая >> Архив >> Генерация >> Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических реакторов

Оценка возможного выделения энергии при аварии - Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических реакторов

Оглавление
Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических реакторов
Введение
Деление тяжелых ядер
Нейтронно-физические характеристики активной зоны ВВЭР-1000
Пусковые режимы работы реактора
Требования к системе управления и защиты ВВЭР
Пуск реактора
Нейтронно-физические характеристики активной зоны при работе
Регулирование и маневренность ВВЭР
Отвод тепла от реактора в нормальных и переходных режимах
Ограничения допустимой мощности реактора, связанные со схемой электроснабжения ГЦН
Останов реактора
Обеспечение отвода тепла после останова реактора
Комплектация тепловыделяющих сборок в активной зоне
Расчет нейтронно-физических характеристик реактора
Расчет распределения энерговыделения в тепловыделяющих сборках
Оптимизация нейтронно-физических характеристик реактора
Свойства двуокиси урана и оболочек твэлов из циркониевого сплава
Контроль герметичности оболочек твэлов на остановленном реакторе
Изучение отработавшего ядерного топлива в защитной камере
Требования к материалам 1-го контура реактора
Особенности водно-химического режима и способы регулирования качества воды 1-го контура
Очистка воды 1-го контура
Переработка и захоронение жидких радиоактивных отходов
Контроль за состоянием материалов оборудования реакторных установок
Безопасность ВВЭР
Радиационная безопасность при нормальной эксплуатации реактора
Обеспечение ядерной безопасности при работах с тепловыделяющими сборками
Наиболее вероятные аварии на реакторе
Оценка возможного выделения энергии при аварии
Предохранительные и защитные устройства
Эксплуатация энергетического блока с ВВЭР-1000
Паротурбинная установка ВВЭР-1000
Система контроля, управления и защиты ВВЭР-1000
Себестоимость электроэнергии, вырабатываемой на АЭС
Режим и показатели работы АЭС в энергосистеме
Способы увеличения глубины выгорания ядерного топлива и длительности кампании реактора
Режим продления кампании реактора
Снижение потерь нейтронов в реакторе
Заключение
Список литературы

Характер протекания аварии реактора определяется количеством выделяемой энергии и конструктивными особенностями реактора и его систем. Правильная оценка количества энергии, высвобождаемой при аварии, особенно при аварии с разрывом (обрывом) главного трубопровода 1-го контура, важна также для проектирования систем обеспечения безопасности.
В ВВЭР потенциальными источниками аварийного выделения энергии могут быть: 1) всплеск мощности; 2) энергия радиоактивного распада продуктов деления; 3) тепло, запасенное водой и конструкционными материалами реакторной установки; 4) химические реакции между материалами активной зоны. Вклад этих источников и их влияние на развитие аварии в первую очередь зависят от скорости
выделения энергии. Так, всплеск мощности при аварийном разгоне может произойти за несколько миллисекунд, а для выделения такого же количества энергии при распаде продуктов деления требуются сутки.
В реакторах ВВЭР катастрофические ядерные разгоны практически невероятны, а наибольшую практическую опасность при аварии представляет энергия, запасенная в воде 1-го контура.
Приблизительные данные об основных источниках энергии для реакторов типа ВВЭР и соотношение между ними могут быть проиллюстрированы на примере реактора с водой под давлением АЭС «Янки» США (тепловая мощность 485 МВт, рабочая температура воды 268 °С, рабочее давление воды 140 кгс/см2, топливо 23,7 т ) (табл. 10.2).
В реакторах ВВЭР условия, необходимые для реакций металл —вода, могут возникнуть только при развитии аварий, связанных с крупными утечками воды из 1-го контура и отказом систем аварийного охлаждения, приводящим к расплавлению части твэлов.
В табл. 10.3, составленной по данным [75], приведены некоторые возможные химические реакции типа
Ме+n Н2О-»Ме Оn+n Н2.                            (10.1)
Даже при сравнительно невысокой скорости протекания реакции циркония с паром количество выделяющегося тепла соизмеримо с остаточным энерговыделением в подкритическом остановленном реакторе [156].
Водород, выделяющийся при взаимодействии металла с водой, может создавать потенциальную опасность водородного взрыва. Анализ безопасности реактора АЭС «Шиппингпорт» (США) показал, что при аварийной утечке теплоносителя 1-го контура наружный слой циркониевой оболочки толщиной 0,127 мм (общая толщина оболочки 0,762 мм) реагирует с водой в течение 11 мин до начала плавления оболочки [75]. Ввиду того, что реакция металл — вода рассматривается как вторичная опасность, возникающая только после расплавления части твэлов, при проектировании реакторов предусматривают все необходимые меры, исключающие большие утечки теплоносителя из активной зоны и недопустимый перегрев твэлов.

Таблица 10.2. Теоретические аварийные источники энергии в реакторе АЭС «Янки» [75]


Источник энергии

Энергия, кДж

Примечание

Всплеск мощности при разгоне

2,НО1

Испарение 20% топлива

Химическая реакция

1,05-107

Реакция всего циркапоя-2 и нержавеющей стали, находящихся в активной зоне, с водой 1-го контура

Остаточное тепловыделение

3,2· 107

Суммарное тепловыделение в течение суток после остановки реактора, проработавшего длительное время

Энергия, запасенная теплоносителем (водой)

1,05-10®

Учитывается вся вода 1-го контура

Таблица 10.3. Термодинамические параметры возможных химических реакций

* Приведено к нормальным условиям.

Энергия, запасенная водой и конструкционными материалами 1-го контура, определяется рабочими параметрами реакторной установки, в частности температурой, давлением и массой воды в контуре. Влияние этой энергии на развитие и последствия аварии во многом определяется эффективностью предохранительных и защитных устройств, служащих для обеспечения безопасности АЭС (см. § 10.6).



 
« Экспериментальные ВЭУ большой мощности управления ERDA-NASA   Эксплуатация генераторов »
электрические сети