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

Некоторые параметры, характеризующие состояние реактора в аварийных режимах - 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

Во всех аварийных режимах, рассмотренных выше, система защиты должна предохранять от повреждения основное оборудование АЭС. В связи с этим необходимо определить максимально допустимые значения основных параметров, характеризующих состояние активной зоны и оборудования теплоотводящих систем.
Достижение предельных значений параметров связано с переходом оборудования в аварийный режим, который принято характеризовать, во-первых, вероятностью возникновения, а во-вторых, возможными последствиями. В практике разработки быстрых реакторов используется концепция, связывающая эти две характеристики аварийных режимов (см. рис. 13.3), однако существуют различные варианты разделения аварий на категории по уровню возможных последствий. Данные, приведенные в табл. 14.3, показывают связь между общей концепцией, иллюстрация которой дана на рис. 13.3, и другими, используемыми при исследовании безопасности реакторов БН. В табл. 14.3 приведены предельные значения параметров, характеризующие различные аварии, которые рассматривались при проектировании реактора FFTF. В проекте принималось, что в случае, если относительная деформация оболочки твэлов превышает 0,7 % или происходит расплавление более 50 % топлива в центральной плоскости активной зоны, возникает реальная возможность разрушения оболочки.

Предельно допустимые значения параметров активной зоны

При определении максимально допустимых значений параметров, характеризующих состояние элементов активной зоны, в первую очередь должны рассматриваться оболочки тепловыделяющих и поглощающих элементов, от состояния которых во многом зависит развитие аварийного процесса. Предельно допустимые значения параметров устанавливаются на основе реальных экспериментальных данных по поведению материала оболочки в
стационарных и переходных режимах. Например, экспериментальные исследования характеристик работоспособности оболочек твэлов реактора FFTF позволили выработать критерии опасности аварий, представленные в табл. 14.3. Следует заметить, что длительные испытания могут выявить новые критерии, более соответствующие требованиям для перспективных реакторов. Вероятно, с помощью правила линейных составляющих времени жизни, упомянутого в § 8.3, можно более определенно классифицировать степень опасности аварий, однако применение этого правила к оценке параметров переходных процессов приводит к значительным погрешностям.

Плавление топлива. В качестве одного из важнейших параметров, характеризующих работоспособность твэла, при проектировании реактора FFTF рассматривалась допустимая степень расплавления топлива. Предельное значение этого параметра для различных аварий определялось на основе данных экспериментальных исследований твэлов со смешанным оксидным топливом, а также результатов расчетного анализа взаимодействия топлива с оболочкой в режимах резкого увеличения тепловой мощности. Позднее в качестве критерия опасности аварии вместо плавления топлива стали использовать комплексное повреждение твэлов (см. § 8.3).

Температура оболочки твэла. Критерий опасности аварии, основанный на оценке плавления топлива, может применяться только при достаточно быстром увеличении мощности, когда температура оболочки повышается незначительно. Если происходит медленное увеличение мощности или уменьшение расхода теплоносителя через реактор вследствие отключения насосов, основным параметром, характеризующим целостность твэла, будет температура оболочки. Разрушение оболочки начинается, когда напряжения в материале превышают предел прочности, определяемый в зависимости от температуры. Для нормальных и переходных эксплуатационных режимов реактора характерны меньшие значения деформаций, соответствующие более низким температурам.
Значения температур, используемые в качестве критериев аварий, должны определяться для конкретных условий эксплуатации данного реактора. Значение температуры, предельно допустимое для твэлов одного реактора, может быть завышенным применительно к другому реактору даже при использовании одного материала оболочки. Это объясняется различными условиями эксплуатации, проектным ресурсом работы, параметрами стационарных и переходных режимов.
Деформация оболочки. В качестве критерия, не зависящего от предшествующих режимов работы реактора, в проекте FFTF принято максимально допустимое значение деформации оболочек твэла и пэла.
Установлено, что при достижении относительной деформации оболочки 0,7 % происходит разгерметизация твэла. Этот критерий был получен путем экстраполяции немногочисленных данных экспериментальных исследований оболочек из нержавеющей стали [3]. В режиме нормальной эксплуатации допускается относительная деформация оболочки, равная 0,2%, а при проектных авариях и в переходных эксплуатационных режимах 0,3 %. Принято, что в случае одной маловероятной аварии в конце ресурса работы твэла деформация оболочки может увеличиться дополнительно на 0,4 % [4].
Надежность конструкции твэлов, разработанных для реактора FFTF, была обоснована сравнением расчетного ресурса, предполагающего стационарные условия работы, с данными, полученными при облучении в реакторе EBR-2 [5, 6] почти 600 прототипов твэлов с оболочкой из 20 %-ной холодно- деформированной нержавеющей стали 316, а также при испытаниях около 50 твэлов в переходных режимах на реакторе TREAT.

Предельно допустимые значения параметров оборудования теплоотводящих контуров

Система теплоотвода предназначена для охлаждения реактора во всех режимах работы без нарушения требований безопасности. Необходимыми условиями для нормального функционирования теплоотводящих контуров являются хорошие прочностные характеристики конструкционных материалов и условия эксплуатации, которые должны исключать возможность возникновения опасных аварий.
Все элементы оборудования, работающие под давлением, проектируются и испытываются в соответствии со специальными нормативными документами [1], которые требуют, чтобы оборудование сохраняло работоспособность при обычных и аварийных нагрузках (увеличение внутреннего давления, сейсмические воздействия, максимальная проектная авария).
В табл. 14.3 различные нарушения работоспособности теплоотводящих систем приведены в соответствии с категориями аварий.
В свою очередь, каждое состояние оборудования характеризуется определенными значениями механических напряжений и деформаций элементов.



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