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

Развитие методов исследования аварийных режимов - 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

Как видно из предыдущего параграфа, подход к анализу безопасности быстрых реакторов основывается на большом опыте, накопленном в процессе проектирования и эксплуатации ЛВР.

В самом деле, все аварии, имеющие реальную вероятность возникновения, приводят в основном к одинаковым последствиям как в БР, так и в ЛВР.
Конечно, каждый отдельный случай отличается своими особенностями — примером тому является авария на АЭС «Три Майл Айленд». Для АЭС с быстрым реактором представляется вполне реальной ситуация, когда при аварийном отключении питательного насоса остается закрытой задвижка на резервной линии питательной воды, что приведет к недопустимому повышению температуры в парогенераторе. Однако последствия такой аварии на реакторе БН будут существенно отличаться от того, что произошло на АЭС «Три Майл Айленд», поскольку жидкий натрий находится под низким давлением, и разгерметизация первого контура не является опасной с точки зрения закипания теплоносителя. Поэтому вероятность того, что такая авария приведет к разрушению тепловыделяющих элементов в реакторе БН, крайне мала. Конечно, при каких-то иных условиях частичное повреждение активной зоны может произойти. Однако аварийные режимы всех категорий, представленные на рис. 13.3, будут проходить, приблизительно, одинаково как в быстрых, так и в тепловых реакторах.
Различия в характеристиках безопасности ЛВР и БР проявляются при рассмотрении максимальных аварий. В связи с этим сравним основные параметры двух типов реакторов и посмотрим, как различие параметров сказывается на анализе предельных аварийных режимов.

А. СРАВНЕНИЕ ХАРАКТЕРИСТИК БЕЗОПАСНОСТИ РЕАКТОРОВ БН И ЛВР

Основные параметры реакторов БН и ЛВР, которые необходимо учитывать при оценке аварийных режимов, приведены в табл. 13.6. Очевидно, наиболее существенным (прежде всего в неконтролируемых аварийных процессах) является различие в конфигурации активной зоны. В ЛВР взаимное расположение составляющих активной зоны (топлива, конструкционных материалов, теплоносителя1) таково, что любое нарушение этой системы из-за расплавления топлива или утечки теплоносителя приводит к прекращению цепной реакции и остановке реактора. В БР отсутствует замедлитель, расстояния между соседними тепловыделяющими элементами (определяемые из условий обеспечения теплосъема) минимальные. Поэтому в случае расплавления топлива уменьшение объема активной зоны приведет к росту реактивности (см. гл. 6). Это обстоятельство вызывало серьезные опасения при исследовании вопросов безопасности на ранних стадиях развития быстрых реакторов. Как будет показано ниже (гл. 15 и 16), в настоящее время существуют доказательства того, что силы, возникающие внутри активной зоны БР в случае предполагаемого расплавления топлива, будут способствовать разрушению топливной массы, что приведет к уменьшению реактивности. Тем не менее, вероятность расплавления активной зоны и соответствующего увеличения реактивности существует, чем и определяется основное отличие поведения быстрого реактора от ЛВР.

Вероятно, основным недостатком ЛВР, с точки зрения безопасности, является необходимость поддержания высокого давления в водяном контуре (до 15 МПа) для обеспечения требуемого уровня температур. При таком давление аварийная разгерметизация первого контура вызывает «взрывное» закипание воды.

1 В реакторах на тепловых нейтронах теплоноситель часто выполняет также роль замедлителя.

Таблица 13.6.
Сравнение характеристик тепловых и быстрых реакторов, определяющих характер развития аварийных режимов

* Пустотный коэффициент реактивности имеет положительное значение в центре активной зоны и отрицательное — на периферии.
В реакторах БН такой опасности нет, поскольку температура натрия значительно ниже (приблизительно на 350 °С) температуры насыщения при рабочем давлении, максимальное значение которого определяется гидравлическим сопротивлением контура и составляет примерно 1 МПа. Разуплотнение первого контура реактора с жидкометаллическим теплоносителем не приведет к закипанию натрия. Главную опасность представляют утечка теплоносителя, а также нежелательные химические взаимодействия, такие как реакции натрия с водой и воздухом. В целях предотвращения таких взаимодействий в условиях нормальной эксплуатации во всех натриевых системах имеется подушка инертного газа. В случае разрыва стенки первого контура возможно взаимодействие натрия с бетоном (а также с водой, выделяющейся при нагревании бетона). На ЛВР в условиях максимальной аварии может происходить взаимодействие расплавленного топлива с оболочкой из циркалой.
Как уже говорилось в гл. 6, образование пустот в натрии в центральной части активной зоны реактора с жидкометаллическим теплоносителем может вызывать рост реактивности. В тепловых реакторах кипящего типа или с водой под давлением аварийная утечка воды из активной зоны, наоборот, приводит к уменьшению реактивности.
В случае аварийной разгерметизации первого контура ЛВР во избежание расплавления активной зоны необходимо удержать уровень воды выше головок пакетов, что достигается за счет специальной системы аварийного расхолаживания. Для реакторов БН такая задача значительно упрощается благодаря достаточно низкой (относительно точки кипения) температуре натрия, а также возможности отвода тепловыделения за счет естественной циркуляции в случае отказа насосов первого контура.
При одинаковой мощности двух типов реакторов количество продуктов деления в них одинаково. В реакторах БН, использующих цикл 238U—Pu, значительно больше плутония: ЛВР, работающий на обогащенном уране, содержит плутония приблизительно в 6 раз меньше, чем накапливается в реакторе БН той же мощности в результате облучения 238U (см. табл. 7.4).
Регулирование ЛВР с урановой загрузкой осуществляется более просто благодаря двум обстоятельствам: во-первых, доля запаздывающих нейтронов в ЛВР почти в 2 раза больше, чем в реакторе БН, работающем на плутонии, что в основном обусловлено различием ядерных свойств 235U и 239Pu; во-вторых, время генерации мгновенных нейтронов в ЛВР на 2—3 порядка больше, чем в быстрых реакторах.
Эти особенности реакторов становятся определяющими в условиях максимальной аварии. На первом этапе разработок быстрых реакторов безопасность их вызывала сомнения из-за малого времени жизни нейтронов, однако дальнейшие исследования показали, что за счет отрицательной обратной связи в активной зоне при быстром увеличении реактивности происходит ограничение роста мощности реактора (подробнее об этом см. гл. 15).
Постоянные времени тепловых процессов в реакторах БН меньше, чем в ЛВР, благодаря меньшим размерам твэлов и ячеек для прохода теплоносителя. Эти факторы имеют большое значение для исследований переходных режимов.

Б. ПРИЧИНЫ АВАРИЙ

Как показано выше, реакторы БН и ЛВР имеют существенные отличия, что заставляет разработчиков рассматривать для каждого типа реактора разные исходные события аварий. Однако в наиболее вероятных случаях, когда срабатывает система аварийной защиты и переходный режим носит плавный характер, нейтронное поле в реакторах обоих типов изменяется аналогичным образом. Только при маловероятной максимальной аварии ход процесса в том и другом реакторе будет существенно различным.
Для ЛВР в качестве маловероятной максимальной аварии рассматривается значительное повреждение стенки первого контура, которое приводит к мгновенному вскипанию теплоносителя и его выбросу из контура. Для предотвращения расплавления активной зоны в этом случае необходимо включение в работу системы аварийного расхолаживания. Следовательно, нужно обеспечить достаточную надежность этой системы, позволяющей осуществлять отвод остаточного тепловыделения в течение длительного времени. При рассмотрении аварий ЛВР, создающих опасность радиоактивного облучения населения, в качестве исходного события всегда принимался разрыв основного трубопровода полным сечением.
Как говорилось выше, разрыв основного трубопровода в реакторе БН не столь опасен, как в ЛВР, поскольку резкое снижение давления в контуре не приведет к мгновенному вскипанию теплоносителя. Поэтому все аварийные режимы в реакторах БН, рассматриваемые как опасные для населения, всегда были связаны с возможным изменением конфигурации активной зоны (табл. 13.6). Изменение конфигурации может произойти лишь при расплавлении топлива, поэтому причиной максимальных аварий для реакторов БН традиционно считалось нарушение соотношения мощности реактора и расхода теплоносителя при одновременном отказе системы защиты. Опасный разбаланс между мощностью, вырабатываемый в реакторе, и мощностью,
отводимой теплоносителем, может иметь место либо в режиме повышения мощности реактора, когда добавка реактивности вызывает рост энерговыделения при постоянном расходе теплоносителя, либо в режиме ухудшения теплоотвода, когда при постоянной мощности реактора падает расход теплоносителя в первом контуре. Несмотря на крайне малую вероятность возникновения таких режимов одновременно с отказом системы защиты, им уделялось большое внимание во всех исследованиях по безопасности реакторов БН прежде всего в целях обеспечения защиты населения от облучения.
Рассмотрим два термина, часто используемые в исследованиях предельных аварийных режимов, а именно: «Максимальная проектная авария» и «Гипотетическая авария разрушения активной зоны».

Максимальная проектная авария

Под максимальной проектной аварией обычно подразумевают аварийную ситуацию, приводящую к наиболее тяжелым последствиям по сравнению с другими вероятными авариями. В соответствии с классификацией аварийных режимов, представленной на рис. 13.3, максимальная проектная авария относится к самым тяжелым из аварий третьего уровня (что соответствует поз. 8 в табл. 13.2).

Гипотетическая авария разрушения активной зоны

Гипотетические аварии, как следует из описания класса 9 в табл. 13.2,— это аварии, которые могут в принципе возникнуть, но с чрезвычайно малой вероятностью. В первых исследованиях аварийных режимов БР не учитывались характеристики обратной связи в активной зоне. Предполагалось, что при расплавлении активной зоны осевшая масса будет разрушена за счет давления паров топлива и, таким образом, цепная реакция прекратится. Поэтому гипотетическая авария всегда связывалась с разрушением активной зоны, что и привело к появлению термина «гипотетическая авария разрушения активной зоны».
Существуют другие способы остановки процесса деления в активной зоне. Например, за счет определенных конструкторских решений можно исключить возможность образования критической массы после расплавления активной зоны. Конечно, при этом необходимо, во-первых, обеспечить надежный отвод остаточного тепловыделения и, во-вторых, не допустить выброса из реактора радиоактивных веществ.

В. РАЗВИТИЕ РАСЧЕТНЫХ МЕТОДОВ ИССЛЕДОВАНИЯ АВАРИЙНЫХ РЕЖИМОВ БЫСТРЫХ РЕАКТОРОВ

Прежде чем заняться рассмотрением современных методов исследований аварийных режимов БР, целесообразно ознакомиться в общих чертах с историей этого вопроса.

Тематика ранних исследований

На ранних стадиях разработки БР наибольшее внимание уделялось вопросу о возможном расплавлении активной зоны. Исследовались процессы оседания и уплотнения расплавленного топлива, приводящие в быстром реакторе к росту реактивности.

Кроме того, опасения вызывала малая величина β, а также короткое время жизни мгновенных нейтронов, благодаря чему расплавление активной зоны могло привести к быстрому росту критичности и, соответственно, мощности реактора. Хотя при испарении топлива создаются условия для разрушения расплавленной активной зоны и прекращения реакции, не было уверенности в том, что значение высвобожденной энергии не превысит допустимого уровня.

Модель аварии Бете—Тайта

Чтобы получить количественную оценку энерговыделения при аварийном режиме с расплавлением активной зоны, Бете и Тайт [16] провели расчетные вариантные исследования, используя простую модель в R—Z-гeoметрии. Авторы изучали аварийные ситуации в современных быстрых реакторов. За исходное состояние системы принимали момент, когда активная зона расплавлена и натрий полностью отсутствует. В быстрых реакторах первого поколения с малым объемом активной зоны расплавление топлива не могло привести к образованию вторичной критической массы.
В модели, предложенной Бете и Тайтом, рассматривалось оседание расплавленного топлива под действием сил тяжести с образованием критической конфигурации. Процесс разрушения активной зоны в рамках этой модели изучался в зависимости от скорости ввода реактивности.
Для упрощения расчетов предполагалось, что в момент разрушения активная зона имеет сферическую форму (рис. 13.4).

Рис. 13.4. Аварийный процесс разрушения активной зоны в соответствии с моделью Бете—Тайта:
1 — теплоноситель полностью отсутствует; 2 — расплавление активной зоны:         быстрое образование вторичной критической массы при оседании топлива под действием сил тяжести; 3 — разрушение активной зоны
Давление внутри зоны принималось равным нулю до того момента, когда все пустоты (поры в тепловыделяющих стержнях и каналы, свободные от теплоносителя) заполнятся увеличивающимся в объеме топливом. Затем давление должно расти пропорционально мощности, что приведет к разрушению активной зоны и прекращению цепной реакции. Некоторые детали этой модели будут рассмотрены в гл. 15.
Следует отметить, что принятый подход (предположение об оседании активной зоны под действием силы тяжести и последующем ее разрушении под действием внутреннего давления) использовался в течение многих лет разработчиками в разных странах в качестве критерия, определяющего требования к конструкции защитной оболочки БР.

Расчетные исследования гипотетической аварии разрушения активной зоны быстрого реактора

С начала 60-х годов исследования гипотетической аварии разрушения активной зоны проводились почти для всех быстрых реакторов, разрабатываемых в США и странах Западной Европы. Конечной целью таких исследований был расчет максимального значения выделяемой механической энергии, т. е. максимально возможного количества энергии, передаваемого конструкциям реактора расширяющейся активной зоной.

Рис. 13.5. Изменение со временем расчетных значений механической энергии, выделяемой при разрушении активной зоны (значение энергии отнесено к поминальной мощности реактора)
Расчеты по методу Бете —Тайта показывают, что максимальное значение выделяемой механической энергии пропорционально объему активной зоны. Однако со временем методика расчета аварийных режимов совершенствовалась: были учтены такие факторы, как разрушающая сила паров топлива, сглаживающее действие обратной связи за счет доплеровского эффекта; кроме того, скорость ввода реактивности задавалась более определенно.
Введение этих модификаций привело к постепенному уменьшению расчетного значения эффективного энерговыделения, хотя размеры и мощности реакторов увеличивались.
В табл. 13.7 представлены результаты расчетов, полученных в разное время, а на рис. 13.5 — график изменения за последние 20 лет нормированных значений эффективного энерговыделения, т. е. значений, отнесенных к номинальной мощности реактора. Характер графика не изменится, если брать отношение энерговыделения к объему активной зоны (за исключением реактора SEFOR, удельное энерговыделение в котором мало).

Таблица 13.7.
Максимальные расчетные значения выделяемой механической энергии в случае гипотетической аварии разрушения активной зоны


Реактор

Страна

Год выхода иа критичность

Тепловая
мощность,
МВт

Приближенное значение максимальной механической энергии, МДж

«Энрико Ферми»

США

1963

200

2000

EBR-2

США

1964

65

600

SEFOR

США/
ФРГ

1969

20

100

PFR

Англия

1974

600

600—1000

FFTF

США

1980

400

150—350

SNR-300

ФРГ

19831

760

150—370

* Пуск реактора SNR 300 в 1983 г. не состоялся. Дата пуска не определена. (Прим перев)
Из табл. 13.7 и рис. 13.5 видно, что новый подход к анализу аварийных процессов в реакторе позволил смягчить требования, предъявляемые к защитной оболочке*.
Если использовать модель Бете—Тайта в первоначальном варианте, характер кривой, представленной на рис. 13.5, резко изменится. Поэтому целесообразно более подробно рассмотреть факторы, приводящие к снижению расчетных значений энерговыделения (см. § 15.7).



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