Стартовая >> Архив >> Генерация >> Реакторы-размножители на быстрых нейтронах

Общие вопросы безопасности реакторов БН - Реакторы-размножители на быстрых нейтронах

Оглавление
Реакторы-размножители на быстрых нейтронах
Воспроизводство и роль быстрых реакторов-размножителей
Физические принципы воспроизводства
Роль воспроизводства в оценках энергетических ресурсов
Программы исследования быстрых реакторов
Принципы конструирования
Механическая конструкция и система теплопередачи
Выбор материалов и параметров активной зоны
Экономический анализ
Обращение с топливом
Выгорание топлива
Уравнения выгорания
Время удвоения
Численные результаты анализа топливного цикла реактора с жидкометаллическим теплоносителем
Конструкции твэла и сборки
Перестройка топлива
Выделение газа из топлива и длина газовой полости
Критерий повреждаемости и анализ прочности твэла
Конструкция тепловыделяющей сборки
Другие сборки
Поведение совокупности сборок
Факторы перегрева
Материалы активной зоны
Топливо на основе урана
Топливо, содержащее торий
Общее сравнение топлива
Оболочка и чехол
Материалы оболочки
Теплоноситель
Совместимость с оболочкой
Сравнение различных теплоносителей
Органы управления
Основное оборудование теплоотводящих контуров реакторов
Регулирование параметров технологической схемы АЭС
Основное оборудование натриевых контуров
Натриевые насосы
Парогенераторы
Нейтронная защита
Защита оборудования теплоотводящих контуров в реакторе петлевого типа
Система транспортировки тепловыделяющих сборок
Измерительные системы
Контроль герметичности оболочек твэлов, течей
Вспомогательные системы
Общие вопросы безопасности реакторов БН
Многоступенчатая защита как концепция безопасности
Развитие методов исследования аварийных режимов
Оценка риска и методы исследования аварийных режимов
Контролируемые переходные процессы
ффективность системы аварийной защиты АЭС
Некоторые параметры, характеризующие состояние реактора в аварийных режимах
Вопросы надежности
Надежность системы аварийного расхолаживания реактора
Распространение локальных повреждений твэлов
Переходные процессы в объеме активной зоны
Другие аварийные режимы
Неконтролируемые аварийные режимы
Уравнения сохранения
Аварийные режимы с повышением мощности реактора
Разрушение твэлов
Прочие факторы
Аварийный режим с ухудшением условий теплоотвода
Неконтролируемый аварийный режим, связанный с прекращением циркуляции теплоносителя
Нарушение герметичности трубопроводов
Переходная стадия
Переходная стадия - расчет
Разрушение активной зоны
Защитная оболочка
Процесс расширения топлива
Взаимодействие расплавленного топлива с теплоносителем
Взрыв паров
Деформация элементов конструкции реактора
Охлаждение реактора после аварии
Аварийная разгерметизация бака реактора
Натриевые пожары
Конструкции защитных оболочек и локализующих систем
Конструкция быстрых реакторов с газовым охлаждением
Системы реактора
Конструкция активной зоны
Конструкция твэла
Безопасность газоохлаждаемых быстрых реакторов
Контролируемые аварии
Неконтролируемые аварии
Защитное окружение быстрых реакторов с газовым охлаждением
Сравнение гомогенного и гетерогенного проектных вариантов быстрого реактора CRBRP
Ядерная энергетика и быстрые реакторы

БЕЗОПАСНОСТЬ
Анализ безопасности является неотъемлемой частью проекта быстрого реактора, так же как реакторов других типов и промышленных установок. При рассмотрении вопросов безопасности в данном разделе целесообразно выделить две темы: переходные процессы, контролируемые системой защиты АЭС, и аварийные режимы, сопровождаемые отказом системы защиты (неконтролируемые аварии).
В нормативных документах, действующих в США, аварии на атомных станциях подразделяются на девять категорий. Первые восемь категорий объединяют аварийные режимы, вызывающие нормальное срабатывание системы защиты, а в девятую категорию включены неконтролируемые аварии. В соответствии с этим изложен материал в разделе по безопасности: критерии безопасности, система аварийной защиты и первые восемь категорий аварийных режимов обсуждаются в гл. 13 и 14; неконтролируемые аварии (девятая категория) составляют тему гл. 15 и 16.

Глава 13
ОБЩИЕ ВОПРОСЫ БЕЗОПАСНОСТИ РЕАКТОРОВ БН

13.1. ВВОДНЫЕ ЗАМЕЧАНИЯ

Известно, что существует вероятность аварийного выброса радиоактивных веществ из ядерного реактора в окружающую среду. В связи с этим вопросам безопасности АЭС придается большое значение. По сравнению с другими промышленными объектами ядерные реакторы требуют наиболее серьезного подхода к вопросам безопасности на всех этапах проектирования, сооружения и эксплуатации.
Большое внимание уделяется рассмотрению так называемых гипотетических, т. е. чрезвычайно маловероятных аварийных режимов. Поскольку расчеты показывают, что последствия гипотетических аварий могут быть крайне опасными, проводились многочисленные количественные оценки вероятности таких аварий (см. работы Фармера [1], Старра [21, Расмуссена [31 и Льюиса [4]) в сравнении с другими опасными ситуациями, возникающими в повседневной жизни и угрожающими здоровью и жизни людей.
В табл. 13.1 представлены результаты проведенных в 1977 г. в США статистических исследований несчастных случаев, связанных с человеческими жертвами [5]. Как видно из таблицы, в течение исследуемого периода не зарегистрировано случаев гибели людей в результате радиоактивного облучения. Более того, среди населения не было несчастных случаев со смертельным исходом, связанных с промышленным использованием ядерных реакторов.

Таблица 13.1. Результаты статистических исследований случаев гибели людей в США за 1977 г.


Причины несчастных случаев

Количество человеческих жертв в 1977 г.

Вероятность гибели человека в течение года

Относительная вероятность гибели в результате данной причины

Автомобильные аварии

49 510

0,48

Обвалы, лавины

13 773

0,13

Пожары

6357

0,06

Несчастные случаи на воде

5961

0,06

Отравления

4970

0,05

Попадание предметов о дыхательные пути и в пищевод

3037

0,03

Применение огнестрельного оружия

1982

0,02

Аварии на воздушном транспорте

1643

0,02

Аварии на водном транспорте

1357

0,01

Поражение электрическим током

1183

0,01

Падение предметов

1096

0,01

Аварии на железной дороге

576

0,006

Стихийные бедствия (ураганы, наводнения и др.)

202

0,002

Поражение молнией

116

0,001

Укусы ядовитых животных

55

0,0005

Радиоактивное облучение

0

 

Другие несчастные случаи

11 384

0,11

Итого

103 202

1,00

Однако необходимо учитывать особенности психологического восприятия информации о несчастных случаях. Например, сообщение об аварии, приведшей к гибели многих людей, воспринимаются более остро, чем информация об отдельных случаях, которые в сумме дали такое же число человеческих жертв. В этом свете интересно сравнить вероятности аварии ядерного реактора и крупных аварий другого рода (например, авиакатастроф, прорывов плотин и т. п.).
Наиболее полное исследование вероятности несчастных случаев на АЭС проведено Расмуссеном [3]. Основные результаты представлены на рис. 13.1 в виде зависимости, связывающей вероятность различных аварий с последствиями, которые выражаются количеством жертв.
Проведение исследований затруднялось из-за отсутствия данных по авариям, вероятность которых чрезвычайно мала.

Рис. 13.1. Результаты исследований вероятности несчастных случаев, связанных с различными областями человеческой деятельности [3, 4]:
а — аварии на АЭС с легководным реактором электрической мощностью 1000 МВт; б — то же в пересчете на 100 реакторов; в — вероятность гибели людей на земле в результате авиакатастрофы; г — вероятность авиакатастроф; д — прорывы плотин; е — вероятность несчастных случаев, связанных с любыми видами человеческой деятельности

В связи с этим применялись экстраполяционные методы. По результатам, представленным на рисунке, можно оценить степень опасности аварий на АЭС по сравнению с тяжелыми авариями в других областях человеческой деятельности. На рисунке видно, что аварии на АЭС (рассматриваемые применительно к конструкциям и схемам ЛВР) представляют гораздо меньшую опасность по сравнению с такими как авиакатастрофы или прорывы плотин. Расчетные исследования, проводимые применительно к реакторам БН 16], показывают, что степень опасности аварий на АЭС с быстрыми реакторами не выше, чем с тепловыми.
Данная глава посвящена методам анализа безопасности реакторов БН. Показано, как менялся со временем подход к вопросам безопасности быстрых реакторов, в чем основные отличия этого подхода от используемого для ЛВР. Глава начинается с описания концепции многоступенчатой защиты, которая положена в основу анализа контролируемых и неконтролируемых аварийных режимов. Под контролируемым аварийным режимом подразумевается авария, сопровождаемая нормальным срабатыванием системы защиты. Если в процессе аварии произошел отказ системы защиты, аварийный режим становится неконтролируемым. Поскольку развитие аварийного процесса в том и другом случае будет различным, каждому виду аварий посвящена отдельная глава. Следует подчеркнуть, что отказ системы аварийной защиты реактора, характеризующий неконтролируемую аварию, ни в коей мере не означает ухудшения дозиметрической защиты людей от облучения. Эта защита гарантируется специальными мерами, предусмотренными в проекте установки (например, защитной оболочкой, о которой пойдет речь в гл. 16).
Мы рассмотрим также различия характеристик безопасности тепловых и быстрых реакторов, а в конце главы остановимся на новых методах исследований гипотетических аварий (детерминистическом, вероятностном и феноменологическом).



 
« Расчетная обеспеченность работы гидроэлектростанции   Режим системы охлаждения генераторов на теплофикационных энергоблоках 250 МВт »
электрические сети