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

Многоступенчатая защита как концепция безопасности - 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

Главной задачей, стоящей перед разработчиками быстрых реакторов, является создание надежных и безопасных установок. Опыт показывает реальную осуществимость этой задачи. Однако, поскольку невозможно полностью исключить вероятность аварийного выброса радиоактивных веществ в окружающую атмосферу, при проектировании быстрых реакторов предусматриваются специальные конструкционные меры, снижающие вероятность таких выбросов. Мы начнем с обсуждения существующих мер безопасности, затем перейдем к классификации аварий в соответствии с их вероятностью и тяжестью последствий и в заключение рассмотрим возможность создания единого подхода к оптимальному решению проблемы безопасности быстрых реакторов.

А. ОСНОВНЫЕ ЗАЩИТНЫЕ БАРЬЕРЫ

В пределах первого контура реактора существуют три основных барьера, предотвращающих выброс продуктов деления топлива в окружающую атмосферу (рис. 13.2).

К ним относятся: матрица тепловыделяющего стержня, оболочка твэла1 и наружные стенки оборудования и трубопроводов первого контура2*. В качестве четвертого барьера, специально предусмотренного на случай аварии реактора, служит наружная защитная оболочка.
Топливная матрица, выполненная, как правило, из керамического материала, хорошо удерживает твердые и газообразные продукты деления, если топливо не подверглось перестройке.
Основные барьеры, препятствующие выбросу радиоактивных веществ

Рис. 13.2. Основные барьеры, препятствующие выбросу радиоактивных веществ из быстрого реактора петлевого типа: 1 — топливная матрица; 2 — оболочка твэла, 3 — стенки оборудования и трубопроводов первого контура; 4 — наружная защитная оболочка (специально созданный барьер безопасности); АЗ — активная зона; ПТО — промежуточный теплообменник

Газ, выделяющийся в процессе облучения, скапливается в специальной полости внутри твэла (см. гл. 8). Обычно допускается возможность разгерметизации небольшой доли твэлов при работе реактора.
Удаление газообразных радиоактивных отходов осуществляется системой очистки защитного газа; очистка натриевого теплоносителя от твердых радиоактивных продуктов деления может производиться с помощью холодных фильтров-ловушек.

Б. ЗАЩИТА «В ГЛУБИНУ»

В соответствии с существующим подходом к безопасности быстрых реакторов для предотвращения выброса радиоактивного вещества из первого контура, кроме основных защитных барьеров, должны предусматриваться дополнительные конструкционные меры, обеспечивающие защиту «в глубину».
Для реального воплощения этой концепции необходимо установить взаимозависимость вероятности возникновения различных аварийных режимов и степени опасности, которую они представляют.
Очевидно, вероятность наиболее тяжелых аварий должна быть минимальной, в то время как отказы оборудования, не опасные для установки в целом, могут происходить чаще. Задачей проектировщиков является создание системы аварийной защиты, обеспечивающей реализацию этого принципа.
В 1967 г. Симпсон предложил зависимость указанных выше параметров в виде графика, представленного на рис. 13.3 [7]. Эта зависимость позднее была включена в нормативные документы Комиссии по атомной энергии США [8].

2 Назначение оболочки — обеспечение прочности конструкции твэла и одновременно с этим удержание внутри твэла газообразных продуктов деления. Однако для увеличения срока службы твэлов могут быть использованы негерметичные оболочки.
* Натрий первого контура также играет роль защитного барьера, предотвращают щего выброс продуктов деления из реактора (см. § 13.4).

На рис. 13.3 показано также классическое разделение аварий на три категории, предложенное Кинтнером [9]. В соответствии с этим разделением можно сформулировать характеристики трех уровней безопасности АЭС:
первый уровень: реакторная установка должна характеризоваться максимальной степенью безопасности, которая обеспечивается консервативным подходом к разработке оборудования (в этом случае нет необходимости в специальной системе аварийной защиты);
второй уровень: в схеме АЭС необходимо предусмотреть систему защиты, предотвращающую повреждения оборудования в аварийных режимах;
третий уровень: на установке должны быть предусмотрены специальные меры, обеспечивающие безопасность населения в случае крайне маловероятных аварий, которые чреваты значительными повреждениями оборудования.

Рис. 13 3. Графическая интерпретация концепции защиты «в глубину», применяемой при разработке проектов быстрых реакторов:
А — чрезвычайно маловероятная авария; Б — маловероятная авария, В — ожидаемая авария; 1 — первый уровень (допустимое отклонение от заданного эксплуатационного режима); 2 — второй уровень (авария, приводящая к незначительному ущербу); 3 — третий уровень (авария с тяжелыми последствиями); а — в пределах проектного ресурса работы; б- целостность оболочек твэлов не нарушена; в — сохранена возможность теплоотвода в активной зоне
Для обеспечения безопасности АЭС на первом уровне критерий безопасности должен быть определяющим на всех стадиях проектирования, разработки и изготовления оборудования, строительно-монтажных работ и
эксплуатации установки. Это означает, что все оборудование и системы должны подвергаться постоянному тщательному контролю. В качестве переходных процессов рассматриваются только эксплуатационные режимы, такие как пуск и остановка реактора. Эти режимы не должны ухудшать работоспособность конструкций активной зоны.
Если в проекте реактора учитывается хотя бы малая вероятность отказов основного оборудования (например, аварийной остановки циркуляционного насоса), безопасность АЗС выходит за пределы первого уровня. В этом случае необходима надежная система защиты, предотвращающая опасное развитие аварийного процесса и предохраняющая активную зону от значительных повреждений (степень повреждения оборудования на втором уровне может быть больше, чем на первом, что отражает обратно пропорциональную зависимость степени опасности аварий от вероятности их возникновения).
Третий уровень безопасности АЭС учитывает маловероятные аварии, приводящие к наиболее опасным повреждениям оборудования установки; они обычно рассматриваются в качестве максимальных проектных аварий.
Существует также категория аварий, характеризуемых еще более тяжелыми последствиями и меньшей вероятностью возникновения. Этим авариям посвящены § 13.3 и гл. 15 и 16. В качестве исходного события такого рода аварийных режимов рассматривают наложение двух или большего числа маловероятных аварий, например увеличение реактивности в активной зоне с одновременным отказом системы аварийной защиты установки. Из-за чрезвычайно малой вероятности возникновения аварии данной категории называются гипотетическими (хотя, строго говоря, их вероятность не равна нулю).

В. КЛАССИФИКАЦИЯ АВАРИЙ

Если концепцию защиты «в глубину», графическая интерпретация которой дана на рис. 13.3, принять в качестве основы для анализа безопасности быстрых реакторов, тогда для проведения расчетных оценок потребуются данные по характеристикам аварийных процессов, а также по параметрам оборудования, обеспечивающим необходимый уровень безопасности установки.
Что касается характеристик аварийных режимов, существует выпущенная Комиссией по регулированию ядерной деятельности США классификация типов аварий [10], которая используется при составлении Бюллетеня по охране окружающей среды. В табл. 13.2 приведены девять категорий аварий, которые должны рассматриваться в проектах ядерных энергетических установок всех типов. Аварии, приведенные в качестве примера для тепловых реакторов, были всесторонне исследованы и включены в нормативные документы [10]. Примеры аварий реакторов БН даны лишь как основа для обсуждения, они не могут рассматриваться в качестве нормативов.
Исследованию аварий, относящихся к первым восьми категориям, посвящены многочисленные работы. Результаты исследований используются для повышения надежности и безопасности оборудования. Как правило, для анализа аварий, относящихся к первым восьми категориям, применяются ранее разработанные расчетные методики, поэтому результаты таких исследований редко публикуются в докладах или статьях.
Другая система классификации аварий, включенная в сборник стандартов, разработанный Американским ядерным обществом, основана на различных требованиях к системам безопасности. Стандарты разрабатывались в соответствии с правилами, определяемыми Национальным институтом стандартов, которые предписывают всестороннее изучение предложений до окончательного утверждения. Большая часть положений, выработанных для реакторов БН, еще не прошла стадий приемки в промышленных, правительственных и общественных комиссиях, что необходимо для утверждения их в качестве государственных стандартов. Некоторые из этих положений были опубликованы в виде проектов в целях проверки на практике и последующей корректировки. Хотя работа по утверждению стандартов еще не закончена, в ближайшем будущем предполагается их согласование Министерством тяжелой промышленности.
Классификация аварий, разработанная Американским ядерным обществом, представлена в табл. 13.3. Для тепловых реакторов принято разделение аварий на четыре основные категории, в то время как для реакторов БН число категорий сокращено до трех, с учетом того, что вторая категория аварий для быстрых реакторов приблизительно соответствует второй и третьей категориям для тепловых реакторов.
В табл. 13.4. приведена классификация оборудования АЭС в соответствии с требованиями безопасности. Как видно из таблицы, для тепловых и быстрых реакторов приняты три категории безопасности оборудования. Однако для тепловых реакторов эти категории соответствуют классификации, утвержденной Американским Обществом инженеров-механиков, тогда как применительно к быстрым реакторам в качестве категорий выделены строительные конструкции, электрическое и механическое оборудование. Все виды оборудования, представленные в табл. 13.4, относятся к первой категории сейсмостойкости; это означает, что оборудование должно обеспечивать безопасную остановку реактора при максимальном расчетном землетрясении.

Таблица 13.2.
Классификация аварийных режимов, включенная в Бюллетень по охране окружающей среды

Таблица 13.3.
Классификация аварийных режимов тепловых и быстрых реакторов, разработанная Американским ядерным обществом

Таблица 13.4.
Классификация оборудования в соответствии с требованиями безопасности


Реакторы с водой под давлением (11) и кипящие реакторы (12)

Быстрые реакторы с жидкометаллическим теплоносителем (14)

Категория оборудования

Оборудование, отнесенное к данной категории

Категория оборудования

Сооружения и оборудование, отнесенные к данной категории

1

Оборудование, повреждение которого может привести к утечке теплоносителя из реактора (в соответствии с поз. III и IV табл. 13.3)

1
(строительные
конструкции)

Строительные конструкции, защищающие оборудование систем безопасности и предотвращающие выброс радиоактивных нуклидов из контура в случае аварии

2
(оборудование, заключенное в защитную оболочку)

  1. Оборудование первого контура, не относящееся к 1-й категории
  2. Оборудование системы аварийного расхолаживания

2
(электрическое
оборудование)

Электрооборудование и системы, необходимые для экстренной остановки реактора, герметизации защитной оболочки, обеспечения теплоотвода от активной зоны

2
(оборудование за пределами оболочки)

3) Системы безопасности внутри защитной оболочки

 

 

3

  1. Оборудование, не относящиеся к категориям 1 и 2
  2.          

Оборудование, повреждение которого приводит к выбросу радиоактивных нуклидов в окружающую среду

3
(механическое
оборудование)

Механическое оборудование и системы первого контура, необходимые для обеспечения безопасной остановки реактора. Оборудование системы быстрой аварийной защиты (за исключением периодически заменяемых элементов, таких как тепловыделяющие и поглощающие сборки)

Г. МНОГОСТУПЕНЧАТАЯ ЗАЩИТА

Методы классификации аварийных режимов позволяют разработать систему защитных мер, рассчитанных на любые аварии, которые могут произойти в течение срока службы АЭС. Однако для наиболее опасных аварий (категории 8 и 9 в табл. 13.2) нет сформулированных требований к системе защиты. Основным недостатком приведенной классификации является отсутствие количественных оценок вероятности аварий. Наиболее представительным критерием был бы риск, определяемый как произведение вероятности аварии и степени опасности ее последствий.
В связи с этим для реализации методов анализа безопасности, основанных на оценке риска, программы работ по быстрым реакторам в последнее время используют концепцию многоступенчатой защиты [15]. Эта концепция предполагает детерминированный характер развития аварийных процессов, на основе чего проводится оценка вероятности «прорыва» последовательно расположенных барьеров защиты (как основных, присущих реакторной системе, так и специально предусмотренных конструктором).
Концепция многоступенчатой защиты послужила основой для проведения широких исследований в рамках Национальной программы по безопасности реакторов БН. Применение данной концепции позволяет наиболее эффективно решать проблему предотвращения аварий, а также уменьшения опасных последствий. Реальное воплощение многоступенчатой системы защиты предполагает на АЭС наличие барьеров, предотвращающих выброс радиоактивных и токсичных веществ в окружающую среду.
В табл. 13.5 представлены составляющие многоступенчатой защиты. Первая ступень защиты предназначена для предотвращения аварий, тогда как вторая, третья и четвертая ступени — для остановки аварийного процесса и уменьшения опасных последствий.
Таблица 13. 5.
Многоступенчатая система защиты АЭС


Ступени защиты

Средства, ограничивающие развитие аварии

1 Предотвращение аварии
2. Ограничение распространения аварии пределами активной зоны

  1. Обеспечение герметичности защитной оболочки
  2. Ограничение выброса радиоактивности

Система аварийной защиты реактора
Оболочка твэлов; самосрабатывание (за счет отрицательного эффекта реактивности) системы аварийной защиты реактора
Первый контур и защитная оболочка
Специальные защитные системы и основные защитные барьеры

Многоступенчатый подход используется в программах научно-исследовательских и опытно-конструкторских работ, где критерии риска и успеха на каждом этапе определяют необходимость дальнейшего продолжения исследований и разработок.



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