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

Контролируемые переходные процессы - 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

Глава 14
КОНТРОЛИРУЕМЫЕ ПЕРЕХОДНЫЕ ПРОЦЕССЫ

ВВОДНЫЕ ЗАМЕЧАНИЯ

На быстрых реакторах, так же как на реакторах других типов, предусматривается система аварийной защиты, предназначенная для быстрой и безопасной остановки реактора в случае аварии. Основной задачей системы является защита населения, персонала и оборудования АЭС от вредного воздействия, вызванного аварией.
Причиной возникновения аварий, как правило, служит нарушение нормального соотношения между выделяемой и отводимой тепловой мощностью. Следовательно, система аварийной защиты должна препятствовать недопустимому увеличению тепловой мощности реактора или ухудшению условий теплоотвода. Систему защиты можно условно разделить на две:
систему аварийной остановки реактора (с использованием стержней из поглощающего материала);
систему аварийного расхолаживания активной зоны.
Кроме основной системы аварийной защиты, в проекте АЭС могут предусматриваться дополнительные защитные устройства, необходимые, например, для герметизации защитной оболочки реактора, удаления радиоактивных продуктов деления, выброшенных из первого контура, или отвода остаточного тепловыделения разрушенной активной зоны. Эти устройства включаются в работу лишь в случае отказа основной системы аварийной защиты реактора и поэтому в данной главе не рассматриваются.
Наличие надежной системы аварийной защиты, эффективно выполняющей свои функции, обеспечивает безопасность реакторов БН на достаточно высоком уровне. Это во многом определяется такими факторами, как сравнительно низкое рабочее давление натриевых контуров, большая теплоемкость натрия, а также значительный недогрев теплоносителя до точки кипения.
Наиболее опасная аварийная ситуация может возникнуть в том случае, если произойдет отказ в системе аварийной защиты. В связи с этим надежность системы аварийной защиты АЭС должна отвечать самым высоким требованиям.
Данная глава посвящена контролируемым аварийным процессам в реакторах БН. Большое внимание уделяется построению систем защиты, а также вопросам надежности этих систем. Рассматриваются аварийные процессы, происходящие в нескольких смежных ТВС или в объеме всей активной зоны. В заключение дается краткий анализ возможных аварий основного оборудования АЭС с реакторами БН.

СИСТЕМА АВАРИЙНОЙ ЗАЩИТЫ АЭС

Разработка эффективной системы защиты предполагает наличие перечня аварийных режимов, которые должны контролироваться этой системой.
Поскольку возможности любой защитной системы ограничены, необходимо их четко определить и доказать, что все аварийные ситуации, выходящие за пределы этих возможностей, чрезвычайно маловероятны. Следующим шагом должно быть установление предельно допустимых значений параметров твэлов (температуры топлива и оболочки, напряжения в оболочке), превышение которых приводит к опасным последствиям, нейтрализующим действие системы аварийной защиты. На основе этих данных определяются требования к системе аварийной защиты.

А. ПАРАМЕТРЫ АВАРИЙНЫХ ПРОЦЕССОВ

Основным исходным событием аварийных процессов в активной зоне является нарушение нормального отношения выделяемого и отводимого количества тепловой энергии. Пока это отношение не нарушено, основные защитные барьеры, предотвращающие выход радиоактивных веществ (топливная матрица, оболочка твэла), сохраняют свою работоспособность. Когда температура твэлов превышает допустимое значение, целостность защитных барьеров может быть нарушена. Таким образом, при разработке системы аварийной защиты прежде всего должны рассматриваться такие отказы оборудования, которые приводят к недопустимому увеличению мощности реактора (за счет ввода положительной реактивности) или к ухудшению условий теплоотвода.

Различные механизмы ввода реактивности

Особое внимание при исследовании аварийного ввода реактивности должно уделяться оценке возможных перемещений материалов, обладающих большой ценностью по реактивности: материала регулирующих стержней, топлива и натрия.

Таблица 14.1.
Возможные механизмы ввода реактивности

Увеличение реактивности в условиях нормальной эксплуатации реактора осуществляется за счет выведения регулирующих стержней из активной зоны. Возникает вопрос: как поведет себя реактор, если выведение регулирующих стержней будет слишком быстрым или чрезмерно большим? В системе аварийной защиты предусматриваются блокировки, запрещающие одновременное удаление из активной зоны более одного регулирующего стержня; кроме того, существует ограничение скорости удаления стержней. Благодаря целому ряду основных и дополнительных защитных барьеров вероятность ввода избыточной реактивности при извлечении регулирующих стержней практически исключается. Оценки показывают, что даже в случае наиболее неблагоприятного совпадения нескольких отказов, приводящего к ускорению извлечения регулирующих стержней, максимальная скорость ввода реактивности будет значительно ниже 1 долл/с.
Как видно из табл. 14.1, существуют и другие причины, которые могут привести к росту реактивности. В результате расплавления регулирующего стержня или ТВС скорость ввода реактивности может достичь 1 долл/с, однако только в том случае, если процесс расплавления развивается наиболее неблагоприятным образом. Одной из причин ввода реактивности может быть нарушение баланса гидродинамических усилий, действующих на ТВС: в стационарном режиме работы реактора некоторые сборки могут быть взвешены в потоке натрия и находиться выше своего нормального положения, а при каком-то внешнем механическом воздействии (например, в случае землетрясения) — упасть в активную зону. В связи с этим в активной зоне должны предусматриваться специальные устройства, предотвращающие всплытие ТВС. Термические расширения элементов конструкции активной зоны в переходных режимах служат причиной радиального смещения ТВС. При этом возможно прижатие соседних ТВС друг к другу. Кроме того, тесное сближение сборок может происходить после установки в активную зону свежих ТВС и стягивания их бандажом.
Вызывает опасения возможность внешнего ударного воздействия на реактор, в результате которого может произойти радиальное перемещение ТВС, приводящее к росту реактивности. Однако испытания, проводимые на модельных сборках, показали, что реактивность, возникающая в результате радиального смещения ТВС активной зоны, значительно меньше 1 долл.
Образование пустот в натрии внутри ТВС приводит к увеличению реактивности за счет положительного натриевого пустотного коэффициента, однако максимальное значение положительной реактивности для одной ТВС, как правило, не превышает нескольких центов.

При поступлении в активную зону холодного натрия (например, в случае увеличения теплоотвода в промежуточном теплообменнике) рост реактивности может произойти в том случае, когда натриевый пустотный коэффициент для активной зоны имеет отрицательное значение.

Авария в системе теплоотвода

Наиболее опасной аварией, связанной с теплоотводящими контурами, является остановка циркуляции теплоносителя через реактор. Вместе с тем нежелателен любой режим, приводящий к повышению температуры натрия на входе в активную зону.
В табл. 14.2 перечислены некоторые аварии в теплоотводящих контурах, которые должны контролироваться системой аварийной защиты АЭС.

Таблица 14. 2.
Аварии, приводящие к ухудшению условий теплоотвода в реакторе
ПЕРВЫЙ КОНТУР
Отключение внешних источников электроснабжения Отключение внешних источников электроснабжения и отказ резервной дизель-генераторной установки Прекращение электроснабжения одного наноса первого контура
Постепенное уменьшение расхода теплоносителя через реактор вследствие выхода из строя системы регулирования
Механическое повреждение одного насоса первого контура
ВТОРОЙ КОНТУР
Прекращение электроснабжения одного насоса второго контура
Механическое повреждение одного насоса второго контура
Отказ системы регулирования насоса второго контура
ПАРОВОДЯНОЙ КОНТУР
Ложное открытие сбросного клапана на выходном трубопроводе парогенератора
Ложное открытие сбросного клапана на линии подвода питательной воды в парогенератор
Разрыв паропровода
Разрыв трубопровода питательной воды
Авария питательного насоса
Отключение внешних источников электроснабжения является одной из вероятных аварийных ситуаций, которая при разработке системы защиты должна рассматриваться в первую очередь. Если резервный источник электроснабжения не включается в работу, система защиты должна обеспечить безопасную и надежную остановку реактора. При постепенном уменьшении расхода теплоносителя через реактор, вызванном отказом системы регулирования, происходит более значительное повышение температуры оболочки твэлов, чем при отключении электропитания насоса, так как в первом случае реактор останавливается только по сигналу превышения номинальной температуры натрия в активной зоне.
Требует исследования режим остановки одного из циркуляционных насосов по причине отключения электроснабжения или вследствие механического повреждения вращающихся частей, поскольку такая авария приводит к разбалансу расхода теплоносителя в параллельных ветвях.
Аварии, происходящие во втором и третьем контурах, менее опасны, так как их воздействие на реактор ослабляется за счет тепловой инерции контуров. Тем не менее необходим анализ всех вероятных аварий, чтобы доказать невозможность их опасного развития.
Примеры аварийных процессов, связанных с остановкой циркуляции теплоносителя в первом и третьем контурах, рассмотрены в § 14.5.



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