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

ффективность системы аварийной защиты АЭС - 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

Основной задачей системы аварийной защиты является прекращение развития аварийных режимов и обеспечение безопасной остановки реактора, исключающей повреждение активной зоны. Однако возможны случаи, когда система защиты оказывается не в состоянии выполнить свои функции. Рассмотрим эти случаи.
Во-первых, можно предположить, что масштаб исходного события аварии превышает возможности системы защиты. Во-вторых, существует вероятность развития аварийного процесса с большой скоростью, исключающей возможность контроля его системой защиты. Наконец, возможен (хотя и маловероятен) полный отказ системы защиты в аварийной ситуации.
Что касается первого случая, в качестве исходного события может быть рассмотрен столь быстрый ввод реактивности, что система защиты оказывается неэффективной. Такая аварийная ситуация возникает, например, в случае разрыва стенки бака реактора или напорного коллектора, при попадании большого количества газа в определенные участки активной зоны или при быстром извлечении из активной зоны регулирующего стержня. Задачей разработчиков является сведение к минимуму вероятности возникновения исходных событий подобного рода.
Во втором случае рассматривается аварийный процесс, развитие которого, не фиксируемое приборами контроля, достигло такой стадии, когда становится невозможным предотвращение тяжелых последствий средствами системы защиты. Классическим примером такой аварии является распространение повреждения одной ТВС на соседние сборки. Имеющийся опыт показывает, однако, что вероятность быстрого распространения аварии ТВС внутри активной зоны чрезвычайно мала (см. § 14.4).
Маловероятным является также отказ системы защиты в аварийной ситуации. Чтобы доказать, что вероятность полного выхода из строя системы защиты ничтожна, проводится анализ надежности элементов системы. Создание надежной системы защиты предполагает дублирование каналов защиты, исключающее возможность повреждения всей системы в результате одной аварии. Кроме того, важным требованием является независимость каналов защиты. Эти требования рассматриваются в § 14.3.
Существуют и другие аварийные режимы, приводящие к тяжелым последствиям даже в случае нормального срабатывания системы защиты. К ним относятся разрыв полным сечением основного трубопровода на наиболее опасном участке контура петлевого реактора, а также прекращение отвода тепла во внешнем контуре. Первая из упомянутых аварийных ситуаций может быть отнесена к категории гипотетических (благодаря крайне малой вероятности разрыва трубопровода в системе низкого давления). Для предотвращения второй аварийной ситуации должны быть предусмотрены резервные системы теплоотвода.

Таблица 14.3.
Предельно допустимые значения параметров, принятые в качестве критериев опасности аварий (проектные данные для реактора FPTF)


Уровень опасности аварии

Категория
аварии*

Критерии опасности аварий (предельно допустимые значения параметров)

Состояние системы теплоотвода***

Доля**
расплав
ленного
топлива

Температура оболочки твэла, С

Относительная деформация оболочки, %

Повреждений нет

Эксплуатационный режим

0

650

0,2

Нормальное
состояние

Нарушение эксплуатационного режима

Проектная авария

0

810

0,3

Есть повреждения оборудования

Малая степень повреждения

Маловероятная
авария

0,1

870

0,7

Необходимо
включение
резервного
оборудования

Большая степень повреждения

Чрезвычайно маловероятная авария

0,5

980

 

Полная потеря работоспособности системы

* Классификация, соответствующая Стандартам отделения разработки и технологии реакторов (RDT).
** Относительный радиус сечения расплавленного объема наиболее напряженного твэла в средней плоскости активной зоны
*** Классификация, соответствующая Нормам американского общества инженеров механиков [1]. После пересмотра нормативных документов, проведенного в 1980 г, категории состояния системы обозначаются соответственно А, В, С, D.



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