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

Вопросы надежности - 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

В предыдущем параграфе рассматривались функциональные требования к системе аварийной защиты реактора. Ниже приводятся общие соображения по надежности защитных систем. Кроме того, обсуждаются режимы остановки реактора и аварийного расхолаживания активной зоны.

А. ОСНОВНЫЕ ТРЕБОВАНИЯ НАДЕЖНОСТИ

Основными характеристиками надежности системы аварийной защиты АЭС являются следующие:

  1. работоспособность;
  2. наличие резерва;
  3. разнообразие систем защиты;
  4. независимость систем защиты;
  5. исключение возможности ложных срабатываний.

Работоспособность

Под этим термином подразумевается способность системы аварийной защиты выполнять свои функции в соответствии с требованиями проекта. Это означает, что система аварийной защиты должна компенсировать ввод положительной реактивности, обусловленный той или иной причиной (см. табл. 14.1), достаточно эффективно и быстро.
Обычно система компенсации положительной реактивности проектируется с расчетом на возможное несрабатывание наиболее эффективной регулирующей сборки (критерий несрабатывания стержня СУЗ — см. § 6.9). Как показывают исследования, компенсация реактивности для всех предполагаемых случаев, представленных в табл. 14.1, является реально осуществимой. В промышленном реакторе большой мощности реактивность регулирующей сборки обычно составляет несколько долларов, а время введения стержня СУЗ в активную зону — около 1 с (см. табл. 6.5), что является вполне приемлемым для эффективного срабатывания системы аварийной защиты. Введение стержней аварийной защиты в активную зону быстрого реактора обычно осуществляется с помощью пружинного привода, который необходим скорее как резервное устройство системы безопасности, а не приспособление для ускорения ввода стержней. Можно считать, что системы аварийной защиты, применяемые в тепловых реакторах, могут в основном использоваться для реакторов БН.

Резервирование

Для обеспечения надежной защиты АЭС необходимо предусматривать резервирование защитных систем, причем эффективность резервных и основных систем должна быть на одном уровне. В гл. 6 приведен пример использования двух систем аварийной остановки реактора.

Разнообразие принципов действия элементов защитных систем

Использование защитных систем, построенных по различным принципам, имеет большое значение, так как уменьшает вероятность отказа всех систем по одной причине. Для увеличения надежности аварийной защиты в отдельных системах целесообразно использовать различные элементы по всему тракту прохождения аварийного сигнала: отдатчика до исполнительного механизма. Ниже будут приведены описания некоторых систем защиты, построенных с соблюдением этого требования.

Независимость систем защиты

Независимость систем защиты подразумевает отсутствие влияния отказов одной системы на нормальное функционирование других. Ранее уже приводились примеры систем, в которых частично используется принцип независимости, однако разработка полностью независимых систем требует больших усилий со стороны исследователей и проектировщиков.

Исключение ложных срабатываний

Очевидно, можно создать систему аварийной защиты АЭС, которая при соответствующей степени резервирования, разнообразия и независимости элементов будет обладать достаточно высокой надежностью, т. е. включаться в работу при появлении сигнала аварии. Однако не менее важной задачей является исключение возможности ложных срабатываний системы защиты.

Иллюстрация надежности системы аварийной защиты реактора

На рис. 14.1 представлена логическая схема прохождения аварийного сигнала в системе защиты реактора FFTF, иллюстрирующая основные характеристики надежности, рассмотренные выше. Благодаря наличию двух систем аварийной остановки реактора (основной и дополнительной) обеспечивается резервирование и независимость элементов. Другие особенности системы можно понять при более подробном рассмотрении.
Черной стрелкой в левой части схемы показано нормальное прохождение сигнала, обеспечивающего срабатывание защиты.

Схема прохождения сигнала аварийной защиты реактора FFTF
Рис. 14.1. Схема прохождения сигнала аварийной защиты реактора FFTF

Таблица 14.4. Перечень аварийных сигналов, приводящих к остановке реактора (на примере системы защиты реактора FFTP)


Основная система защиты

Дополнительная система защиты

1. Повышение нейтронного потока в энергетическом диапазоне

1. Изменение отношения нейтронного потока к расходу теплоносителя через реактор

2. Снижение нейтронного потока в энергетическом диапазоне

2. Увеличение потока за счет запаздывающих нейтронов

3. Повышение потока нейтронов в пусковом режиме

3. Уменьшение потока за счет запаздывающих нейтронов

4. Уменьшение потока за счет запаздывающих нейтронов

4. Уменьшение расхода теплоносителя в первом контуре

5. Увеличение потока за счет запаздывающих нейтронов

5. Увеличение расхода теплоносителя в первом контуре

6. Изменение отношения квадрата нейтронного потока к давлению в контуре

6. Уменьшение расхода теплоносителя во втором контуре

7. Изменение температуры натрия первого контура на выходе из промежуточных теплообменников

7. Отключение внешних источников электроснабжения

8. Изменение уровня натрия в баке реактора

8. Изменение температуры натрия в выходной смесительной камере

9. Изменение отношения нейтронного потока к расходу теплоносителя в экспериментальной петле

9. Изменение температуры на выходе из экспериментальной петли

10. Изменение температуры натрия первого контура на выходе из промежуточного теплообменника экспериментальной петли

10 Изменение параметров, инициированное экспериментом

11. Изменение параметров, инициированное экспериментом

11. Изменение отношения нейтронного потока к расходу теплоносителя в экспериментальной петле

 

12. Увеличение расхода теплоносителя в экспериментальной петле

Цифры в кружках обозначают узлы схемы, в которых возможна потеря сигнала; в этих узлах должны быть предусмотрены специальные меры для сведения к минимуму вероятности отказов. Так, первый аварийный сигнал в точке 1 (например, превышение допустимого значения нейтронного потока) формируется по показаниям двух датчиков из трех, а затем поступает в точку 2. В случае отказа датчиков нейтронного потока формируется второй аварийный сигнал (например, повышенное значение температуры). Срабатывание двух датчиков из трех в этой позиции (точка 1а) приводит к тому, что сигнал все-таки поступает в точку 2 (перечень аварийных сигналов, приводящих к остановке реактора, см. в табл. 14.4). Принцип резервирования соблюдается также на всех последующих этапах прохождения сигнала. Контроль за состоянием реактора ведется по нескольким параметрам, хотя их отклонение от нормальных значений может происходить не одновременно.
Очевидно, чтобы остановить развитие практически любого аварийного процесса, достаточно частичного срабатывания основной системы защиты. Полный отказ системы защиты реактора может произойти только в случае абсолютной потери работоспособности основной и дополнительной систем. Как видно из рис. 14.1, дополнительная система полностью повторяет основную (однако параметры на входе систем различны), и вероятность полного отказа системы защиты реактора рассчитывается как произведение вероятностей отказа двух независимых систем. Для обеспечения независимости систем защиты прежде всего необходимо надежно разграничить оборудование и линии электропитания основной и вспомогательной систем.
Исключение вероятности ложного срабатывания системы аварийной защиты в данном случае обеспечивается за счет применения логической схемы формирования аварийного сигнала по принципу срабатывания двух датчиков из трех. В соответствии с такой схемой при ложном срабатывании одного датчика аварийный сигнал не поступает в систему.
Система защиты построена на основе разнообразных но принципу действия элементов, и эта особенность схемы подробно рассматривается ниже.

Б. ПРИМЕРЫ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ В СИСТЕМЕ АВАРИЙНОЙ ЗАЩИТЫ ЭЛЕМЕНТОВ, РАБОТАЮЩИХ НА ОСНОВЕ РАЗЛИЧНЫХ ПРИНЦИПОВ

Рассмотрим несколько конкретных систем защиты, в которых используются разнообразные по принципу действия элементы, что уменьшает вероятность одновременного отказа нескольких элементов по одной причине. В табл. 14.4 перечислены аварийные сигналы, поступающие в основную и дополнительную системы защиты и вызывающие остановку реактора. Прежде всего следует отметить различное число сигналов, подаваемых на две системы, и, что особенно важно, качественное различие сигналов. Данные табл. 14.5 показывают, что элементы системы защиты реактора CRBRP выбирались из условия максимального различия их принципов действия.
Таблица 14.5 Использование принципа конструкционного и функционального разнообразия элементов в двух системах аварийной защиты реактора CRBRP |8|


Рис 14.2 Конструкция поглощающей сборки, используемой в качестве резервной для реактора SNR-300.

А— основная система защиты (косвенное срабатывание); Б — дополнительная система
защиты (прямое срабатывание); 1 — активная зона, 2— жесткая поглощающая сборка (пучок стержней) над активной зоной, 3 — уровень натрия: 4 — поворотная пробка, 5 — механическая защелка; 6 — магнит; 7—амортизирующий поршень, 8 — расчлененная поглощающая сборка (состоящая из трех пучков стержней) ниже активной зоны
Как видно из приведенных примеров, принцип разнообразия элементов широко используется в системе аварийной защиты, однако общей для всех реакторов является стержневая конструкция сборок поглощающих элементов, служащих для регулирования мощности активной зоны. Недостатком такой конструкции является то, что деформация направляющих гильз стержней аварийной защиты может воспрепятствовать введению поглощающего материала в активную зону, когда необходимо остановить реактор. В целях исключения вероятности такого рода аварии ведутся поиски новых конструкторских решений.

Рис. 14.3. Конструкция резервной поглощающей сборки с шариками из поглощающего материала, взвешенными в потоке теплоносителя:
1 — высота активной зоны; 2 — верхняя решетка; 3 — центральная труба обводного потока: 4 — шарики из поглощающего материала, удерживаемые  потоком теплоносителя; 5 — шестигранник; 6 — нижняя решетка; 7 — устройство, перекрывающее поток теплоносителя (используется свойство материала изменять магнитные характеристики при определенной температуре — "точке Кюри")

Для реактора SNR-300 разработана конструкция поглощающей сборки, состоящей из звеньев с шарнирными соединениями, которая при аварии втягивается в активную зону снизу с помощью пружины. На рис. 14.2 показано устройство поглощающей сборки такого типа. Шарнирная конструкция позволяет вводить сборку в активную зону при повреждении направляющей трубы.
В качестве другого варианта устройства аварийной остановки реактора рассматривается кассета, заполненная шариками из поглощающего материала, взвешенными в потоке натрия [10]. Как видно из рис. 14.3, в нормальном режиме работы реактора шарики, выполненные из поглощающего материала, удерживаются над активной зоной за счет гидравлического напора, создаваемого потоком натрия. Если происходит аварийное уменьшение расхода натрия, шарики под действием веса опускаются в активную зону, что приводит к остановке реактора.
В представленном варианте поглощающей сборки используется магнитное устройство1, расположенное в нижней части сборки и обеспечивающее остановку реактора в случае аварийного повышения мощности активной зоны. Для этого в поглощающую сборку помещают определенное количество делящегося материала, тепловыделение которого увеличивается одновременно с повышением мощности реактора. Благодаря увеличению температуры срабатывает магнитное устройство, закрывающее клапан в канале теплоносителя. Остановка потока натрия вызовет быстрое опускание шариков-поглотителей в активную зону.
Возможна установка устройства, перекрывающего поток натрия, на выходном участке сборки. Применение в реакторах поглощающих сборок шарикового типа связано с определенными проблемами. Во-первых, в случае аварийного разрушения активной зоны с шариковыми поглотителями ее разборка потребует дополнительных защитных мер. Во-вторых, существует вероятность механического повреждения чехла сборки, что может привести к выносу шариков потоком теплоносителя.
Разрабатывается вариант конструкции стержня аварийной защиты реактора, который объединяет достоинства упомянутых выше устройств [11]. В этом варианте используется шарнирная конструкция поглощающего элемента, аналогичная предусмотренной для реактора SNR-300. Кроме того, над активной зоной установлено магнитное устройство, о котором говорилось выше. Падение поглотителя в активную зону происходит при отключении напряжения на обмотке удерживающего электромагнита или при повышении температуры теплоносителя до точки Кюри.



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