Стартовая >> Архив >> Генерация >> Кинетика и регулирование ядерных реакторов

Безопасность работы ядерных реакторов - Кинетика и регулирование ядерных реакторов

Оглавление
Кинетика и регулирование ядерных реакторов
Физические основы регулирования
Ядерное топливо и воспроизводящие материалы
Цепная реакция деления
Энергия деления
Кинетика ядерного реактора
Кинетика реактора при линейном изменении реактивности
Изменение изотопного состава топлива и температурный эффект
Температурный коэффициент реактивности
Факторы, вызывающие изменение реактивности
Саморегулирование ядерных реакторов
Режимы перегрузок ядерного топлива
Реальные способы перегрузки ядерного топлива
Перегрузка топлива в реакторах на быстрых нейтронах
Расчет органов регулирования
Материалы и форма поглощающих стержней
Жидкостное борное регулирование
Регулирование отражателем
Компенсация реактивности выгорающими поглотителями
Система управления и защиты ядерных реакторов
Органы управления и защиты канальных реакторов
Органы компенсации реактивности реакторов на быстрых нейтронах
Тепловыделение в поглощающих стержнях
Контроль за положением стержней управления и защиты
Калибровка поглощающих стержней
Реакторные измерения
Эффекты реактивности при выводе реактора на рабочую мощность
Безопасность работы ядерных реакторов
Моделирование нестационарных процессов
Исследование моделей динамики реактора на ЭВМ

Вопросы безопасности занимают одно из центральных мест при конструировании и эксплуатации ядерных реакторов. 

Это обусловлено двумя факторами: возможностью чрезвычайно быстрого развития цепной реакции деления с вытекающими отсюда весьма опасными последствиями и образованием в процессе работы ядерного реактора высокой радиоактивности за счет накопления как радиоактивных продуктов деления, так и наведенной активности. Таким образом, четко можно выделить две проблемы: обеспечение ядерной безопасности, связанной с управлением цепной реакцией деления, и обеспечение радиационной безопасности (предотвращение выхода радиоактивных продуктов за пределы соответствующих барьеров).
В основе обеспечения безопасной работы лежит решение первой проблемы — надежное управление цепной реакцией деления не только при нормальных режимах эксплуатации, но и при любых отклонениях от него. Решение второй проблемы — обеспечение радиационной безопасности обусловлено многими факторами. Оно, во-первых, тесно связано с обеспечением ядерной безопасности. Очевидно, что если произойдет потеря управления и реактор выйдет в неуправляемый режим разгона, то выход радиоактивности за пределы соответствующих барьеров практически неизбежен. Во-вторых, выход радиоактивности возможен при нарушении целостности барьеров по ряду других причин, не связанных с потерей управления. К ним прежде всего следует отнести возможное превышение предельно допустимых значений теплофизических параметров, определяющих надежность работы ядерного реактора и установки в целом.
В качестве указанных выше барьеров, удерживающих радиоактивность, являются: оболочка твэлов, контур циркуляции теплоносителя и рабочее помещение, в котором размещается первый контур. Основная радиоактивность накапливается под оболочкой твэлов в виде продуктов деления. На много порядков ниже, зависящая от вида теплоносителя и примесей в нем, является наведенная активность циркулирующего теплоносителя. В рабочих помещениях радиоактивность обусловлена протечками из первого контура и аэрозолями и при нормальных условиях эксплуатации удерживается на уровне естественного фона или близкого к нему.
Обеспечение ядерной безопасности. Средством ядерной безопасности является надежная работа СУЗ. Непременным условием ее является возможность компенсации реактивности при любых отклонениях. Цепная реакция должна быть контролируемой на всех режимах работы, включая подкритическое состояние, скорость изменения цепной реакции деления не должна превышать предельно допустимых значений.
Надежная работа органов управления обеспечивается высокими требованиями к изготовлению, монтажу и наладке оборудования. В соответствии с общими положениями по безопасности СУЗ как минимум дублируется.
Работа органов управления тщательно проверяется перед вводом реактора в эксплуатацию. Во время физического пуска на нулевой мощности производится определение критической загрузки топлива, градуировка нейтронных детекторов, калибровка стержней регулирования и других систем управления и средств контроля и защиты реактора. Последующим этапом является энергетический пуск, во время которого определяются эффекты реактивности (температурный, мощностной и др.).
Важной функцией СУЗ является аварийная защита — возможность прекращения цепной реакции деления при любых аварийных ситуациях. Основными средствами аварийного выключения во всех типах реакторов являются стержни АЗ. Они по аварийному сигналу вводятся в активную зону либо принудительно на повышенных скоростях, либо при падении их под собственным весом. Во втором случае стержни АЗ оснащаются электромагнитным приводом, который по аварийному сигналу обесточивается, в результате чего стержни свободно падают в активную зону.
Аварийными сигналами по допустимой плотности нейтронов являются предельно допустимые скорости изменения (периода реактора) или абсолютное значение плотности нейтронов. В пусковых режимах и режимах разгона тщательно контролируется период реактора, так как защиты по уровню плотности нейтронов практически нет. Особенно ответственным является пусковой режим, когда плотность нейтронов минимальна и статистическая точность нейтронных детекторов мала. Поэтому для избежания так называемой пусковой аварии допустимый период в этом режиме выбирается достаточно большим (порядка 100 с). Защита по уровню плотности нейтронов достаточно надежно работает в энергетическом режиме. Аварийный сигнал по предельно допустимой плотности выбирается обычно на уровне 120 %. плотности нейтронов, соответствующей номинальной мощности.
Обеспечение радиационной безопасности. Основной задачей при эксплуатации реактора является обеспечение герметичности оболочек твэлов, в которой накапливается основная радиоактивность. Разгерметизация твэлов влечет за собой выход продуктов деления в контур теплоносителя, радиоактивность которого резко начинает возрастать. Радиоактивность теплоносителя тщательно контролируется, и повышение ее выше наведенной говорит о разгерметизации твэлов. Резкое непрерывное возрастание радиоактивности свидетельствует о значительной разгерметизации и может служить сигналом аварийного выключения реактора.
Помимо дефектных твэлов, количество которых практически сводится к нулю в процессе тщательного контроля при изготовлении ТВС, выход из строя их с заметной разгерметизацией возможен при недопустимых отклонениях теплогидравлического режима. Особенностью ядерного реактора является то, что тепловыделение в нем не зависит от теплоотвода. Тепловыделение в критическом реакторе определяется уровнем плотности нейтронов, который при неизменном теплоотводе можно изменять в любых пределах. И наоборот, тепловыделение будет неизменным, если изменять теплоотвод от номинального значения до нуля1.  Все это свидетельствует о том, что в процессе работы реактора необходимо поддерживать соответствие теплоотвода тепловыделению. Основным критерием этого соответствия является допустимый температурный уровень твэлов, а в водоохлаждаемых реакторах еще и запас по критическим тепловым нагрузкам. Кроме того, в водо-водяных реакторах без кипения должен быть обеспечен запас по температуре насыщения теплоносителя.
При нормальных режимах эксплуатации ведется тщательный контроль за энерговыделением, температурным режимом твэлов и других материалов, а также теплогидравлическими параметрами теплоносителя. Однако существует вероятность выхода из строя того или иного оборудования, в результате которого нарушается соответствие теплоотвода и тепловыделения. Выход из строя того или иного оборудования должен быть обязательно проанализирован не только с точки зрения вероятности этого события, но и последствий, к которым оно приведет.
Примером внезапного ухудшения теплоотвода при неизменной мощности является выход из строя циркуляционных насосов (газодувок) в результате, например, обесточивания их или других причин. В зависимости от последствий подобной аварии в систему защиты поступает сигнал либо па полное выключение реактора, либо на частичное снижение мощности. Подобной аварийной ситуации лишены реакторы, в которых используется принцип естественной циркуляции теплоносителя. Этот принцип используется, например, в реакторах для ACT, к которым предъявляются повышенные требования с точки зрения безопасности.


1 В данном случае мы пренебрегаем эффектами реактивности, влияние которых не оказывает существенного значения.

Второй причиной, связанной с ухудшением теплоотвода, является потеря теплоносителя в результате разгерметизации первого контура. Особенно к тяжелым и сложным последствиям подобная авария приводит в установках с водо-водяными реакторами под давлением. Для этого типа реакторов разрыв главного циркуляционного трубопровода квалифицируется как максимально-проектная авария. Протекание ее идет по следующей схеме. В момент разрыва резко падает давление теплоносителя, происходит вскипание воды и в реакторное помещение поступает пароводяная смесь. В результате этого активная зона «запаривается» с последующим ее обезвоживанием и резким ухудшением теплоотвода. Хотя реактор в этом случае по аварийному сигналу отключается, аккумулированное тепло в твэлах и остаточное тепловыделение настолько велики, что, если не предпринять аварийного расхолаживания зоны, температура твэлов превысит предельно допустимый уровень с последующей разгерметизацией и оплавлением твэлов. Это создает условия беспрепятственного выхода продуктов деления в теплоноситель, а вместе с ним и в рабочее помещение. Испарение воды повышает давление в рабочем помещении, и при нарушении его герметичности происходит радиоактивное загрязнение окружающей местности. Сигналом на срабатывание аварийного выключения реактора в подобной ситуации является резкое снижение давления в первом контуре.

Аварийные ситуации, связанные с внезапным повышением мощности выше предельно допустимого значения, возможны при неисправностях в СУЗ, в результате ошибок оператора, выброса поглощающих стержней под действием перепада давления теплоносителя и других причин. Подобная аварийная ситуация также может привести к повышению температурного уровня твэлов, к потере их прочности и разгерметизации оболочек.
Противоаварийные средства. Для каждой конкретной реакторной установки проводится тщательный анализ не только возможных аварийных ситуаций, но и их последствий и на этой основе определяются соответствующие противоаварийные средства. Противоаварийные средства можно разделить на предотвращающие и локализующие, уменьшающие последствия аварии.
Важными предотвращающими средствами являются качество изготовления и монтажа оборудования, совершенствование реакторных измерений, а также надежная система АЗ. К ним относится также доступность оборудования для профилактического осмотра и ремонта, что должно быть учтено на стадии проектирования.
К средствам локализации и уменьшения последствий аварий следует отнести систему аварийного охлаждения реактора (САОР), герметичные помещения (оболочки) радиоактивных контуров, системы конденсации пара в герметичных помещениях (спринклерные, барботажные и другие устройства), системы фильтрации и очистки газов, выбрасываемых за пределы герметичных помещений.
Многолетний опыт эксплуатации ядерных энергетических установок (а сегодня в мире работает более 370 ядерных реакторов) показал, что проблемы, связанные с обеспечением безопасности АЭС, требуют постоянного внимания. Широкое развитие ядерной энергетики заставляет ученых и конструкторов сконцентрировать свои усилия на дальнейшем совершенствовании существующих и создании принципиально новых систем безопасности, повышении их надежности.



 
« Исследования трубопроводов питательной воды энергоблоков 160-800МВт   Комплекс для электрической части системы регулирования и защит паровых турбин »
электрические сети