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

Переходные процессы в объеме активной зоны - 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

При значительном уменьшении расхода теплоносителя через активную зону или увеличении реактивности происходит изменение параметров всех ТВС. В § 14.2 говорилось о возможных исходных событиях, приводящих К распространению аварийного процесса на всю активную зону.
На стадии проектирования реактора обязательным является анализ безопасности АЭС в условиях аварийных режимов активной зоны при нормальном срабатывании системы аварийной защиты.
Ниже рассматриваются три варианта переходных режимов активной зоны (один — при введении положительной реактивности, и два — при ухудшении условий теплоотвода в реакторе). Приводятся результаты расчетов, позволяющие судить об основных особенностях аварийных процессов.

А. АВАРИЙНЫЕ РЕЖИМЫ, ВЫЗВАННЫЕ ВВЕДЕНИЕМ РЕАКТИВНОСТИ


В качестве примера рассмотрен аварийный режим реактора, за исходное событие которого принят ввод реактивности со скоростью 3,4 цент/с на номинальном уровне мощности [19].
Рис. 14. 8. Изменение максимальной температуры оболочки твэла в контролируемом аварийном режиме реактора FFTF (ввод реактивности со скоростью 3,4 цент/с на номинальной мощности; начальная температура натрия на входе в активную зону 422).
Такая скорость ввода реактивности соответствует нормальному режиму извлечения регулирующего стержня (0,25 м/мин); в расчете предполагалось, что извлечение стержня продолжается до момента срабатывания аварийной защиты. Температура твэлов рассчитывалась с учетом факторов перегрева. Использовалась расчетная программа MELT-III [20].

На рис. 14.8 показано изменение максимальной температуры оболочки твэлов в случае срабатывания основной и дополнительной систем аварийной защиты реактора. Видно, что в обоих случаях температура оболочки твэла не превышает предельного значения (870), указанного в табл. 14.3. Таким образом, даже в случае отказа основной системы защиты обеспечивается достаточный запас по температуре оболочки твэла1.

1 В качестве параметра, определяющего состояние твэла, часто берется значение напряжений в оболочке. В рассматриваемом случае напряжения в оболочке твэлов значительно ниже допустимых, указанных в табл. 14.3 для проектных и маловероятных аварий.

Б. АВАРИЙНЫЕ РЕЖИМЫ, ОБУСЛОВЛЕННЫЕ УХУДШЕНИЕМ ТЕПЛООТВОДА В РЕАКТОРЕ

Аварийная остановка циркуляции теплоносителя в первом контуре

В качестве примера можно рассмотреть режим аварийного отключения резервных внутристанционных и внешних источников электроснабжения на реакторе FFTF, работающем на номинальной мощности. Расчет проводился по программе IANUS [21] с учетом факторов перегрева твэлов. Предполагалось прекращение принудительной циркуляции в основных натриевых контурах и в теплообменниках «натрий—воздух».
Основные результаты расчета представлены на рис. 14.9.

Рис. 14.9. Результаты расчета аварийного режима реактора FFTF с полным отключением электропитания:
1—температура, при которой возможны незначительные повреждения оболочек твэлов; 2 — температура внутренней поверхности оболочки твэла наиболее напряженной ячейки; 3 — температура внутренней поверхности оболочки твэла усредненной ячейки, 4 — мощность реактора, 5 — расход теплоносителя. Как показали результаты экспериментальных исследований (аварийное отключение электропитания и остановка реактора, работающего на номинальной мощности, с переходом на режим естественной циркуляции теплоносителя), максимальная температура оболочек твэлов значительно ниже номинального значения Большие значения температур, представленные на графике, обусловлены факторами перегрева оболочек, которые учитывались в расчетах Таким образом, результаты экспериментов подтвердили наличие запасов по температуре оболочек твэлов в аварийных режимах

Показано изменение средней по активной зоне температуры внутренней поверхности оболочки твэла, а также максимальной температуры оболочки в наиболее теплонапряженном канале. Поскольку выбег циркуляционных насосов за счет инерции вращающихся масс обеспечивает медленный спад расхода теплоносителя по сравнению с уменьшением мощности при срабатывании аварийной защиты реактора, в начале аварийного режима наблюдается резкое падение температуры оболочки твэлов. Через 50 с после начала процесса относительное значение мощности реактора начинает превышать относительный расход теплоносителя в первом контуре, и температура оболочки твэла становится больше номинального значения. Рост температуры продолжается до того момента, когда устанавливается режим естественной циркуляции теплоносителя, способствующий более эффективному расхолаживанию активной зоны. Несмотря на экстремальные условия аварийного процесса, максимальная температура оболочки в наиболее теплонапряженной ТВС лишь приближается к допустимому значению (870 °С). За счет уточнения значений факторов перегрева максимальная температура оболочки была снижена еще на 80 С [221. Таким образом, в рассмотренном маловероятном аварийном процессе целостность оболочек твэлов не нарушается.

Прекращение циркуляции теплоносителя в пароводяном контуре

В качестве второго примера аварийного процесса, связанного с ухудшением теплоотвода, рассмотрим режим прекращения циркуляции теплоносителя в третьем контуре реактора CRBRP. Причиной аварии может быть разрыв парового трубопровода, соединяющего испаритель и пароперегреватель. При этом расход пара в перегревателе данной петли прекращается, и система аварийной защиты останавливает реактор. Поскольку теплоотвод отсутствует, температура всей теплопередающей поверхности перегревателя становится равной входной температуре натрия. В начале аварийного процесса происходит понижение температуры натрия на выходе из испарителя, вызванное увеличением расхода воды и снижением давления в паровом барабане до атмосферного. Когда вода в парогенераторе полностью испарится, температура натрия в испарителе станет равной температуре на входе в перегреватель. Затем горячая волна двинется по трубопроводам и оборудованию второго контура, достигнет промежуточного теплообменника и перейдет в первый контур. Позднее, при срабатывании аварийной защиты температура оборудования и трубопроводов петли будет понижаться.



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