Стартовая >> Архив >> Генерация >> Физические основы эксплуатации ядерных паропроизводящих установок

Средства обеспечения безопасной эксплуатации ЯППУ - Физические основы эксплуатации ядерных паропроизводящих установок

Оглавление
Физические основы эксплуатации ядерных паропроизводящих установок
Классификация и основы устройства ЯППУ
Системы ЯППУ с водо-водяными реакторами
Механизмы и устройства, обеспечивающие работу ЯППУ
Устройство водо-водяных реакторов
Корпус и крышка водо-водяного реактора
Технологические каналы водо-водяного реактора
Органы управления и защиты водо-водяного реактора
Принципиальные схемы парогенераторов
Конструкционные схемы парогенераторов
Нейтронное поле в реакторе
Кинетика «холодного» реактора без учета запаздывающих нейтронов
Виды коррозии конструкционных материалов ЯППУ
Факторы, влияющие на скорость коррозии
Требования к воде контуров ЯППУ
Контроль за качеством воды
Технические средства обеспечения водного режима ЯЭУ
Физический пуск реактора
Экспериментальное определение характеристик реактора при физическом пуске
Теплотехнические проверки реактора
Эксплуатационные режимы ЯППУ
Эксплуатационный пуск реактора и разогрев ЯППУ
Работа ЯППУ в нормальных условиях эксплуатации
Выключение реактора и расхолаживание ЯППУ
Аварийные режимы, обусловленные высвобождением реактивности
Аварии со снижением циркуляции теплоносителя и рабочего тела
Средства обеспечения безопасной эксплуатации ЯППУ
Реактор ИР-100
Уран-водные экспериментальные сборки
Аппаратура для исследований
Нейтронно-физические характеристики подкритического реактора

Общие требования безопасности ЯППУ. Безопасность ЯППУ— это качество, исключающее техническими средствами и организационными мероприятиями превышение установленных доз облучения обслуживающего персонала и населения прилегающей территории, а также радиоактивное загрязнение (превышение нормативных уровней выбросов) окружающей среды.

Вопросам безопасности ядерной энергетики придается первостепенное значение вследствие того, что работа реакторов сопровождается мощным радиационным излучением и накоплением в твэлах большого количества радиоактивных продуктов деления. Оба эти фактора представляют серьезную потенциальную опасность для людей и окружающей среды. Поэтому конструкция ЯППУ, квалификация обслуживающего персонала и действующие организационные мероприятия должны надежно исключать пагубное воздействие радиоактивности как в нормальных режимах эксплуатации установок, так и при возникновении аварийных ситуаций.              

Защита от радиационных излучений в нормальных условиях эксплуатации реактора обеспечивается применением биологической защиты, за пределами которой создаются безопасные условия для жизнедеятельности обслуживающего персонала. В целях предотвращения аварий реактор оснащается надежной системой АЗ, а в состав ЯППУ вводятся различные противоаварийные устройства и системы (типа системы автономного расхолаживания). Для минимизации последствий аварии, если таковая все же произойдет невзирая на применение средств АЗ, используются различные локализующие устройства.
Специфика ядерной энергетики предопределила необходимость расчленения понятия «безопасность» на две основные составляющие— ядерную безопасность и радиационную.
Под ядерной безопасностью понимают качество ЯППУ (обеспечиваемое совокупностью свойств реактора, состояния технических средств установки, организационных мер и квалификации обслуживающего персонала) исключающее возможность ядерной аварии. При этом ядерной называют аварию, связанную с повреждением твэлов или с потенциальной опасностью облучения людей. Такая авария может произойти вследствие потери управления цепной реакцией деления ядер топлива или в результате несанкционированного возникновения цепной реакции при перезарядке реактора, транспортировке и хранении ядерного топлива, а также при выполнении монтажных и ремонтных работ.
Радиационная безопасность — это качество установки, обеспечиваемое совокупностью технических средств и организационных мероприятий, исключающее возможность выхода радиоактивных продуктов или ионизирующих излучений за предусмотренные границы в количествах, превышающих установленные для нормальной эксплуатации.
В случае возникновения ядерной аварии радиационная безопасность, как правило, нарушается, так как при этом обычно повреждаются барьеры, локализующие продукты деления, или снижается эффективность этих барьеров. Примером повреждения барьеров является пережог оболочек твэлов или разгерметизация первого контура. Зависимости ядерной безопасности от степени обеспечения радиационной безопасности не существует.
На стадии проектирования и в процессе эксплуатации ЯППУ должны быть предприняты все необходимые меры по безусловному обеспечению их ядерной и радиационной безопасности. В общем случае все мероприятия по обеспечения безопасности могут быть разделены на две группы: предотвращения аварий и локализации последствий аварий.               

Средства предотвращения аварий.

Поскольку для обеспечения безопасной эксплуатации ЯППУ должна быть исключена возможность облучения людей и радиоактивного загрязнения окружающей среды, можно заключить, что наибольшую опасность представляют:
ядерная авария, следствием которой, как правило, является нарушение радиационной безопасности;
пережог оболочек твэлов (а значит, вынос радиоактивных продуктов деления в первый контур) вследствие превышения тепловыделения в активной зоне над-теплоотводом из нее;
разгерметизация первого контура в результате его переопрессовки (т. е. утечка радиоактивного теплоносителя) при несоответствии теплоотвода из активной зоны и теплосъема в ПГ.
Предотвращение перечисленных аварийных режимов возможно при условии быстрого прекращения цепной реакции деления ядер топлива в случае недопустимого отклонения значений параметров от расчетных уровней и при обеспечении надежного теплоотвода из реактора и ПГ.                         
Для выполнения названных условий предусматриваются соответствующие меры:
дублируются равноценные по эффективности каналы защиты, срабатывающие независимо друг от друга, вследствие чего, обеспечивается безопасность системы в целом;
при конструировании систем защиты и монтаже их на объекте принимаются меры, исключающие передачу отказа из одной системы в другую или одновременный выход их из строя вследствие механического разрушения оборудования в каком-либо из помещений ЯППУ;
применяются многопетлевые схемы компоновки ЯППУ с резервированием питания приводов ЦНПК в петлях от независимых источников;
дублируются механизмы и устройства, обеспечивающие подачу рабочего тела в ПГ, предусматривается надежное резервирование питания соответствующих электропотребителей;
в состав ППУ включается система автономного расхолаживания, в которой реализуется принцип естественной циркуляции теплообменивающихся сред.
Ко всем средствам предотвращения аварий ЯППУ предъявляются жесткие требования по надежности и живучести, но наиболее высокие требования в этом отношении предъявляются к системам АЗ реакторов, являющимся последним рубежом защиты.
На заре развития ядерной энергетики господствовало мнение о необходимости экстренного выключения реактора при любых сколько-нибудь существенных отклонениях параметров от расчетных значений. По мере накопления опыта проектирования и эксплуатации ядерных энергетических установок от этой концепции начали отказываться, так как неоправданные* срабатывания АЗ нарушают режим работы всей системы. Например, аварийное выключение судового реактора ведет к временному ограничению скорости хода судна или даже к полной потере хода. Кроме того, частые сбросы АЗ снижают долговечность оборудования ЯППУ вследствие воздействия термоциклических нагрузок, сопровождающих экстренные выключения реактора.

* Неоправданными, или ложными, называют такие срабатывания АЗ, при отсутствии которых аварийная ситуация могла быть устранена  

В настоящее время системы АЗ строятся по иерархическому принципу для приведения в соответствие степени опасности аварийной ситуации и интенсивности защитного воздействия [40].
В этих целях наряду с экстренной аварийной остановкой реактора используются различные режимы экстренного снижения мощности или даже просто режим запрета на подъем поглотителей, т, е. блокировка средств увеличения мощности.
Параметры, при отклонении которых срабатывает АЗ (сигналы ЛЗ), и значения этих отклонений {уставки АЗ) обосновываются расчетно-экспериментальными исследованиями и в общем

Рис. 9.20. Иллюстрация принципов задания S-области при построении систем АЗ
случае зависят от типа реактора. В качестве сигналов АЗ наибольшую ценность представляют такие параметры, которые несут максимальную и достоверную информацию о состоянии реактора и могут быть непосредственно измерены.
Однако параметры, определяющие близость аварийного состояния, не всегда можно измерить в действующем реакторе. Так не измеряются локальные тепловые потоки от твэлов к теплоносителю, скорости теплоносителя в ТВС, температуры ядерного топлива и оболочек твэлов и т. д. В этом случае допустимые области изменения параметров, характеризующих состояние активной зоны, определяются расчетным путем и АЗ срабатывает при превышении этих расчетных значений уставок.
Например, в водо-водяных реакторах, где единственной причиной пережога оболочек твэлов может быть кризис теплоотдачи, о близости аварийного состояния можно достоверно судить лишь по запасу до кризиса теплоотдачи. Поскольку этот параметр не измеряется, область допустимых (в отношении кризиса) состояний активной зоны находится косвенным путем — посредством измерения (или оценки) параметров, определяющих запас до кризиса теплоотдачи. Таковыми являются расход G, давление р и. температура теплоносителя Гвх на входе в активную зону, а также мощность Wp реактора.
Применяемый в настоящее время на большинстве энергетических установок способ задания области допустимых состояний реактора (так называемой S-области) заключается в фиксации рассчитанных по предельной методике пороговых значений (уставок) перечисленных автономных параметров, как показано на рис.9.20, где координатами (G*)b Т*вх и W*p определены границы трехмерной-S-области. Такой метод организации АЗ приводит к тому, что в реальной области допустимых состояний psht выделяется некая усеченная область abdceghf, соответствующая выбранным уставкам.
Очевидно, что разность &V=VpSht—Vabdceghf определяет избыточность области аварийных состояний, обусловленную несовершенством принятого способа распознавания. Наличие указанной избыточности влечет за собой неоправданные аварийные остановки реактора в тех случаях, когда траектория его фазового вектора (G, Гвх, Wp) располагается между полной и усеченной областями рис, 9.20, Вероятность таких неоправданных выключений реактора тем выше, чем больше разность ДК
Как показано на рис, 9,20, существует возможность минимизации указанной избыточности за счет использования дискретно изменяющихся уставок АЗ. Тем не менее подобный подход нельзя считать перспективным. Заметного уменьшения избыточности аварийной области можно достичь только при большом числе дискретно изменяющихся уставок, что усложняет алгоритм АЗ и  снижает его надежность.
Другие пути увеличения достоверности распознавания аварийных состояний реактора при использовании автономных сигналов АЗ также не могут дать заметного положительного эффекта, поскольку об изменении запаса до кризиса теплоотдачи в принципе нельзя судить по отклонению того или иного параметра. Лишь одновременный учет отклонений всех перечисленных выше определяющих параметров позволит корректно оценить фактический запас до кризиса. Для этих целей в составе системы АЗ должна использоваться ЭВМ.
Наряду с рассмотренной защитой от пережога твэлов система АЗ должна обеспечить экстренную остановку реактора в случае переопрессовки первого контура и при недопустимом по скорости или по уровню увеличении нейтронной мощности.
О    скорости увеличения мощности обычно судят по периоду разгона. Для энергетических ядерных реакторов уставка АЗ по периоду обычно составляет 7е=10- -20 с.
Защита по уровню нейтронной мощности может быть выполнена либо с использованием сигнала о максимальном уровне мощности, либо по относительному превышению мощности над заданным уровнем. Наряду с выбором сигналов и уставок АЗ эффективность системы определяется также качеством работы каналов защиты *. Для увеличения надежности каналы защиты резервируются, а чтобы это не привело к увеличению числа неоправданных аварийных остановок реактора (из-за неисправностей самих каналов), сигналы АЗ поступают к исполнительным органам только при срабатывании т из п параллельно включенных каналов.

* Каналом защиты называется комплекс устройств, вырабатывающих сигнал аварийного воздействия в случаях выхода контролируемого данным каналом параметра за допустимые пределы.

Система АЗ должна иметь не менее двух независимых групп исполнительных органов, каждая из которых при появлении аварийного. сигнала должна приводиться в действие из любого исходного положения независимо от наличия питания в электросети.

Средства локализации последствий аварий.

Важнейшими средствами локализации последствий аварий являются защитные оболочки или герметичные контейнеры, оснащенные системами снижения давления в них (или без таковых), а также системами улавливания радиоактивных газов и аэрозолей.
Системы локализации рассчитываются обычно на максимально возможную аварию (максимальную проектную аварию), определяемую для каждой конкретной установки. Для ЯППУ с ВВР в качестве максимальной проектной аварии - обычно выбирают внезапный разрыв трубопровода первого контура на участке, где диаметр трубопровода максимален.
Потеря теплоносителя при разрыве первого контура сопровождается резким ухудшением теплоотвода в активной зоне. Вводо-водяных реакторах, где исходное давление теплоносителя велико, вследствие несжимаемости воды-давление практически мгновенно снижается до уровня насыщения. После этого в первом контуре образуется паровая подушка и дальнейшее уменьшение давления происходит существенно медленнее.
Для локализации истекающей из первого контура пароводяной смеси, удельная активность которой в общем случае может быть достаточно высока, большинство зарубежных Классификационных обществ (Ллойд, Веритас и др.) в правилах на строительство судовых ЯЭУ сформулировали требование размещения всего оборудования первого контура в герметичном контейнере, рассчитанном на давление, которое может возникнуть в нем при мгновенном испарении всего   теплоносителя. Например, в установке BPWR реактор с биологической защитой, КО, а также системы расхолаживания и вентиляции размещены в контейнере, рассчитанном на внутреннее давление 2,7 МПа. Чтобы избежать разрушения контейнера и радиоактивного загрязнения воды в случае аварийного затопления судна, контейнер снабжен предохранительным клапаном, который должен открыться при погружении судна на 20—30 м. После выравнивания давления внутри контейнера и снаружи клапан под действием пружины должен автоматически закрыться.
Для уменьшения размеров контейнеров и толщины их стенок используются системы снижения давления в контейнерах и защитных оболочках при истечении туда теплоносителя. Особенно широко такие системы, содержащие различного рода барботеры и спринклерные установки, используются на АЭС. В последние годы повысился интерес к этим системам и в транспортной, энергетике.
Среди различных технических решений названной проблемы есть и вариант сброса давления в атмосферу на первоначальном этапе аварии с разгерметизацией первого контура. Идея в данном случае состоит в том, что на первоначальном этапе осколочная радиоактивность в теплоносителе отсутствует н сброс пара в этот период не представляет большой опасности. Зато потом, при обезвоживании активной зоны н разгерметизации твэлов, появляется возможность надежной герметизации контейнера, исключающей выход радиоактивных осколков деления ядер топлива в окружающую среду.
Опыт эксплуатации стационарных и транспортных энергоустановок с водо-водяными реакторами показал, что вероятность полного разрыва главного трубопровода первого контура ничтожно мала и авария такая до сих пор нигде не наблюдалась. В связи с этим правилами некоторых Классификационных обществ, в том числе правилами Регистра СССР, допускается размещение ЯППУ не в высокопрочном контейнере, а в специальном герметизированном отсеке судна или в легком контейнере, рассчитанном на избыточное давление 0,15—0,25 МПа. Предполагают, что это позволит предотвратить распространение газов и аэрозолей за пределы реакторного отсека в процессе эксплуатации установки при минимальных затратах средств и приемлемых массогабаритных показателях. В соответствии с этими правилами выполнено размещение оборудования ЯЭУ на отечественных ледоколах.



 
« Федеральная программа США по ветроэнергетике   Экологические аспекты внедрения газотурбинных технологий в Башкирэнерго »
электрические сети