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

Оценка риска и методы 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

Анализ характеристик безопасности каждого реактора можно проводить различными методами. Одним из критериев оценки, широко используемым в настоящее время, является риск, определяемый как произведение вероятности аварии и степени опасности ее последствий. Методы определения двух составляющих риска делятся на три категории:

  1. детерминистические;
  2. вероятностные;
  3. феноменологические.

Мнения специалистов в различных странах относительно оценки безопасности АЭС с помощью критерия риска не всегда совпадают, и это определяет существование различных подходов к решению проблемы [18, 191. Однако общий результат исследований, проведенных в течение последних двух десятилетий, состоит в том, что они позволили пересмотреть и существенно смягчить требования к системам защиты быстрых реакторов. Такая возможность появилась в значительной степени благодаря широкому применению в анализе предполагаемых аварий детерминистического подхода,в соответствии с которым отдельные этапы аварийного режима рассматриваются в причинно-следственной связи, тогда как метод предельной оценки не учитывает количество защитных барьеров АЭС.

1 Другая точка зрения на этот вопрос изложена в [17], где приводятся новые результаты исследований большого числа реакторов.

А. ПОНЯТИЕ РИСКА

Риск Rl, характеризующий определенный вид аварии и измеряемый суммарными последствиями аварии за год, определяется тремя факторами
(4):
(13.1)
где Рl — вероятность возникновения в течение года аварий типа l (количество случаев в год); Сl — активность радиоактивных веществ, Ки, выброшенных в окружающую атмосферу в результате одной аварии типа l; Dl — последствия, связанные с выходом радиоактивных веществ в атмосферу (человеческие жертвы или затраты на мероприятия по их предотвращению, долл/Ки).
Полный риск складывается из составляющих по отдельным типам аварий:
(13.2)
В тепловых реакторах основная доля опасного излучения при выбросах вещества в окружающую среду определяется радионуклидом 131I независимо от типа аварии, поэтому расчетная формула риска упрощается: сомножитель Dl может быть извлечен из-под знака суммы. Следует отметить, что благодаря наличию воды вероятность выхода чистого иода в окружающую среду значительно уменьшается.
В случае аварии в быстром реакторе активность выброса определяется несколькими нуклидами: цезием, иодом и плутонием. Иод высвобождается только в соединении с натрием (в виде натриевого иодида).

При определении радиоактивности выброшенного вещества используется, как правило, детерминистический подход, в то время как вероятностные методы применяются для расчета Рl , а также для приближенной оценки1 соответствующих значений Сl.

Б. МЕТОДЫ ИССЛЕДОВАНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ АЭС

Ниже рассматриваются два основных метода, используемых для оценки полного риска: детерминистический и вероятностный. Кроме того, дается общее описание феноменологического метода. Как указывалось в § 13.2, каждый подход к оценке аварий имеет свои достоинства и недостатки. Концепция многоступенчатой защиты реактора использует преимущества каждого метода для расчета риска АЭС.

Детерминистический метод

Детерминистический подход подразумевает анализ последовательности этапов аварийного процесса от исходного события через все возможные стадии деформации и разрушения до конечного установившегося состояния системы.
В расчете учитываются основные характеристики системы, определяющие ее поведение в условиях аварийного процесса.
Детерминистический подход применяется довольно широко в анализах безопасности АЭС благодаря присущей ему наглядности: этот подход позволяет выявить факторы, определяющие ход процесса, а также дает возможность исследовать сложные зависимости параметров, характерные для отдельных этапов. Благодаря расчетам, проведенным по усовершенствованным программам [30], появилась возможность снизить требования, предъявляемые к системе защиты реактора в случае максимальной аварии. Кроме того, был выявлен комплекс вопросов, требующих специальных расчетных и экспериментальных исследований. В гл. 15 и 16 приводятся примеры аварийных процессов, анализируемых с применением детерминистического подхода.
Основным недостатком детерминистического метода анализа является необходимость создания и постоянного усовершенствования сложных математических программ, предназначенных для расчета многочисленных вариантов развития аварийных процессов, происходящих во всем объеме активной зоны. Кроме того, представляет большую трудность моделирование больших деформаций активной зоны и связанных с этим явлений.

Вероятностный метод

В соответствии с вероятностным методом исследование аварийных процессов включает в себя, во-первых, оценку вероятности возникновения аварии и, во-вторых, расчет относительной вероятности того или иного пути развития аварийного процесса. Прежде всего анализируются разветвленные цепочки событий и отказов, выбирается оптимальная математическая методика и рассчитывается полная вероятность аварий в системе. Вторая часть задачи, т. е. оценка относительной вероятности того или иного пути развития аварийного процесса требует численного анализа возможных отклонений параметров реактора от номинальных значений с учетом различных моделей описывающих аварийный процесс (например, моделей аварийного разрушения твэлов).
Из сказанного следует, что для анализа влияния изменения параметров на конечный результат необходима расчетная оценка последствий аварии. Расчет последствий проводится с помощью математических моделей, значительно упрощенных по сравнению с детерминистическими программами, рассмотренными выше. Так, на основе программы SAS [21], используемой для детерминистической оценки неконтролируемых аварийных режимов в быстрых реакторах, разработан упрощенный вариант PARSEC [22], который при меньших затратах машинного времени позволяет получить достаточно надежные результаты путем аппроксимации расчетных кривых. Вводя функции распределения реакторных параметров в программу PARSEC, проводят расчеты различных аварийных режимов, результаты которых используются при вероятностных оценках.
Основная трудность, связанная с использованием вероятностных методов расчета, состоит, как правило, в недостатке сведений по функциям распределения параметров, а также статистических данных по отказам оборудования. Кроме того, в некоторых случаях (особенно при анализе неконтролируемых аварий) упрощенные расчетные программы ограничивают возможности вероятностных оценок.

1 Приближенный характер расчетов Cl не является следствием вероятностного подхода, а связан с неопределенностью исходных предпосылок.

Феноменологический метод

Как детерминистический, так и вероятностный методы основаны на рассмотрении логически построенных цепочек событий, составляющих аварийный процесс. В соответствии с детерминистическим подходом, в частности, проводится последовательный анализ всех этапов процесса. Однако, как показывает опыт, в логической структуре цепочек могут возникать устойчивые связи между событиями помимо промежуточных звеньев (так называемые «воронки»).
Например, если в процессе аварии не происходит разгерметизация первого контура, то, независимо, от исходного события, опасности облучения для населения прилегающего к АЭС района нет. Таким образом, если можно сформулировать достаточно веские аргументы описательного характера (феноменологические) в пользу надежности оболочки первого контура, отпадает необходимость подробного расчета всех этапов аварийного процесса, приводящего к нарушению целостности контура. Такой подход к анализу безопасности АЭС называется феноменологическим. Некоторые примеры феноменологической оценки аварийных процессов приведены в статье Фоске [241.
Одним из наиболее опасных явлений, связанных с неконтролируемой аварией в активной зоне, является образование вторичной критической массы. В ходе процесса частично расплавленное топливо вместе с металлом оболочек может переместиться в область нижнего торцевого экрана, где затвердеет и перекроет доступ теплоносителя в активную зону. Поскольку при этом происходит значительная деформация активной зоны, использование детерминированного подхода к анализу аварии затруднительно. Однако на основе феноменологического метода [24, 25] было показано, что существует тенденция рассеяния расплавленной массы активной зоны при ее разогреве под действием остаточного тепловыделения. Преимуществом феноменологического подхода является отсутствие сложных математических расчетов. Этот подход удобно использовать также при исследовании таких явлений, как взаимодействие теплоносителя с расплавленным топливом или выход из топлива аэрозолей плутония.
Основным недостатком феноменологического метода является затруднительное использование результатов исследований для корректировки проекта АЭС. Кроме того, он не позволяет детально анализировать развитие аварийного процесса, что в некоторых случаях совершенно необходимо.

ВОПРОСЫ ДЛЯ ПОВТОРЕНИЯ

  1. а) Что такое защита «в глубину»?

б)            Какие заградительные барьеры служат для защиты людей от радиоактивного облучения при аварии реактора с жидкометаллическим теплоносителем?

  1. Как связаны между собой ступени защиты и категории аварий, представленные в табл. 13.2?
  2. Каковы основные проблемы безопасности реакторов БН и ЛВР?
  3. Что такое «аварийный процесс повышения мощности» и «аварийный процесс ухудшения теплоотвода»?
  4. Какой смысл вкладывается в понятие «неконтролируемый аварийный процесс» реактора с жидкометаллическим теплоносителем? Существует ли опасность облучения людей и окружающей среды в случае неконтролируемой аварии?
  5. а) В чем сходство и различие «гипотетической аварии разрушения активной зоны» и модели аварии Бете—Тайта?

б) Какие факторы способствовали уменьшению со временем расчетного значения максимальной энергии, выделяющейся при гипотетической аварии разрушения активной зоны (см. рис. 13.5)?

  1. В чем суть методов анализа аварийных процессов, описанных в § 13.4?


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