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

Другие аварийные режимы - 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

Кроме нарушения соответствия между мощностью реактора и расходом теплоносителя могут быть другие причины, приводящие к возникновению аварийных режимов. К таким режимам относятся течи воды в натрий в парогенераторах, протечки натрия из контуров, аварии в системах перегрузки и хранения тепловыделяющих сборок, а также опасные внешние воздействия на АЭС (в результате стихийных бедствий или человеческой деятельности). Ниже коротко анализируются эти аварии [23].

А. АВАРИИ ПАРОГЕНЕРАТОРОВ

Основной проблемой, связанной с парогенераторами реакторов БН, является возможность протечек воды в натриевый контур.
При проектировании парогенератора необходимо учитывать вероятность значительного повреждения трубок, приводящего к попаданию в натрий большого количества воды. Причиной такой аварии может быть появление малой течи в одной из трубок, которая не приводит к заметному изменению контролируемых параметров, в результате чего соседние трубки подвергаются разрушению, и количество вытекающей воды резко возрастает. Таким образом, главная задача разработчиков парогенераторов состоит в том, чтобы обеспечить надежное разделение натрия и воды.
Проектирование парогенераторов для реакторов БН ведется в соответствии со строгими требованиями нормативных документов, обязывающих проводить контроль качества всех сварных соединений теплопередающих трубок.
Система аварийной защиты парогенератора должна исключать серьезные повреждения элементов конструкции при появлении большой течи воды в. натрий. Если в контуре установлено два или несколько парогенераторов, в случае аварии на одном из них необходимо предотвратить повреждение других парогенераторов. Кроме того, при взаимодействии воды с натрием в контуре возникает опасность разрыва трубок промежуточного теплообменника, что приведет к разгерметизации радиоактивного первого контура. В связи с этим необходима система аварийного сброса продуктов взаимодействия натрия с водой, которая должна рассчитываться на гипотетическую аварию парогенератора, т. е. разрыв одной трубки полным сечением, сопровождающийся разрывом шести соседних трубок. При этом предполагается, что после разрыва первой трубки мгновенно устанавливается максимальный расход воды, определяемый гидравлическим сопротивлением участка, а в шести соседних трубках расход воды достигает максимального значения приблизительно через 0,1 с после начала течи. Такая авария относится к категории чрезвычайно маловероятных. В соответствии с нормами эксплуатации АЭС в случае аварийного разрыва трубок необходима замена парогенератора в контуре.

Б. ТЕЧИ НАТРИЯ

Хотя утечка большого количества натрия из контура реактора с жидкометаллическим теплоносителем маловероятна, оценка таких аварий обычно проводится при проектировании АЭС. В проекте предусматриваются меры безопасности на случай утечек радиоактивного натрия: трубопроводы по возможности располагаются на верхних отметках (в целях уменьшения статического напора) и облицовываются термостойкой изоляцией; основное оборудование заключают в защитные кожухи; концентрация кислорода в атмосфере боксов первого контура поддерживается на уровне не более 1 % по объему. В целях безопасности боксы оборудования первого контура размещаются в нижней части реакторного здания. Внутренняя поверхность стен боксов облицовывается стальными листами, образующими герметичную оболочку, которая защищает атмосферу бокса от попадания кислорода и предотвращает взаимодействие бетона с натрием в случае разгерметизации контура. На участках наиболее вероятного вылива натрия необходимо обеспечивать компенсацию температурных расширений стальных листов и, кроме того, сброс давления паров воды из зазора между бетоном и облицовкой.
Оборудование второго контура располагается в боксах, заполненных воздухом, поскольку они доступны для обслуживающего персонала.
Для улавливания натрия в случае разгерметизации контура в боксах предусматриваются стальные поддоны.
При утечке большого количества натрия из контура реактора с жидкометаллическим теплоносителем, очевидно, возможно значительное увеличение температуры и давления в помещениях боксов. Необходимо оценить надежность конструкций боксов в условиях аварии.
Для расчетного анализа процессов горения при утечке натрия из контура используются математические программы SOFIRE [24], SPRAY [25] и САСЕСО [26]. Проводились экспериментальные исследования больших натриевых пожаров (масса натрия 300—1000 кг) в боксах со стальной облицовкой стен и поддонами. Испытывался метод гашения пожаров за счет подачи азота в помещения, заполненные воздухом. Некоторые вопросы, касающиеся горения натрия, рассматриваются в § 16.6.

В. АВАРИИ В СИСТЕМЕ ТРАНСПОРТИРОВКИ И ХРАНЕНИЯ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИХ СБОРОК

Безопасность системы транспортировки и хранения тепловыделяющих сборок обеспечивается при следующих условиях:

  1. эффективное охлаждение облученных ТВС;
  2. исключение возможности образования критической массы;
  3. удержание радиоактивных веществ;
  4. наличие биологической защиты;
  5. исключение отрицательного воздействия на безопасность других систем.

Для оценки безопасности систем рассматриваются предполагаемые аварии (например, прекращение охлаждения отработавших ТВС на отдельных участках транспортировочного тракта и в хранилище), определяется наиболее опасная из них и оцениваются возможные последствия.
Если авария может привести к опасным последствиям, необходима соответствующая корректировка проектных решений. На основе анализа разнообразных аварийных режимов были выработаны требования к устройствам, предназначенным для транспортировки и хранения отработавшего топлива.
Транспортно-технологическое оборудование включает в себя перегрузочные механизмы (внутри и вне реактора), захватные устройства и транспортные контейнеры. Предусматриваются две системы охлаждения отработавших ТВС: основная и резервная. Все элементы этих систем должны подвергаться периодическому контролю.
Натриевые емкости, предназначенные для хранения отработавших ТВС, должны быть оснащены страховочными кожухами, и уровень натрия в них должен контролироваться на случай аварийной утечки теплоносителя. На входных и выходных натриевых линиях должны быть установлены устройства, предотвращающие утечку натрия за счет сифонного эффекта. Не допускается наличие постоянно подсоединенных к емкости дренажных линий, в противном случае необходимо на каждом трубопроводе устанавливать два последовательно включенных вентиля с блокировкой, исключающей случайное открытие. Оборудование систем теплоотвода подключается к резервному источнику электроснабжения. По крайней мере, одна система, рассчитанная на охлаждение полной загрузки хранилища облученного топлива, должна быть отнесена к первой категории сейсмостойкости. Это означает, что работоспособность системы должна сохраняться при максимальном расчетном землетрясении.
Основное отличие транспортно-технологической системы реакторов БН от перегрузочных систем ЛВР состоит в том, что ТВС быстрого реактора в процессе выгрузки извлекается из-под уровня теплоносителя в газовую полость. В связи с этим конструкции перегрузочных механизмов, осуществляющих перемещение ТВС за пределами реактора, должны быть оснащены надежными и эффективными системами отвода тепла. Как правило, для этой цели используются газодувки, а в случае их отказа возможен переход на естественную циркуляцию газа.
Как показывает опыт эксплуатации систем перегрузки ТВС реакторов с натриевым теплоносителем, возможны два пути выброса активных веществ за пределы транспортировочных помещений: протечки в газовых уплотнениях и стекание остатков жидкого натрия с движущихся частей механизмов перегрузки. В целях предотвращения утечки радиоактивных газов применяют двухстеночные уплотнения, заполняемые газом под высоким давлением. Натрий, сливающийся с ТВС в помещениях систем транспортировки топлива, собирается в специальные поддоны, чтобы исключить его выход из боксов. Необходимо, кроме того, предусмотреть защитные меры, предотвращающие воздействие излучения на оборудование, находящееся вблизи перегрузочных механизмов.

Г. ВНЕШНИЕ ОПАСНЫЕ ВОЗДЕЙСТВИЯ

Внешние воздействия на здание и оборудование АЭС, связанные со стихийными бедствиями или человеческой деятельностью, учитываются при проектировании быстрых реакторов так же, как и для тепловых реакторов. Ниже приводится классификация внешних опасных воздействий, составленная в соответствии с действующими нормативными документами.

Стихийные бедствия

Система безопасности АЭС должна обеспечивать безопасную остановку реактора в случае наиболее сильного стихийного бедствия, предполагаемого для данного района. При проектировании АЭС рассматриваются следующие виды внешних воздействий, вызванных природными явлениями.
Максимально возможное наводнение, причиной которого могут быть сильные ливни, интенсивное таяние льдов или разрушение плотин.
Предельно низкий уровень в охлаждающем водоеме может привести к недопустимому уменьшению подачи циркуляционной воды в конденсаторы турбины или чрезмерному нагреву воды и потере охлаждающей способности водоема. Такая ситуация может возникнуть вследствие сильной засухи или при разрушении плотины, закрывающей сток из водоема.
Ураганы. В проекте АЭС должно учитываться воздействие на здания и сооружения ветра максимальной силы для данного района, а также возможное падение на здание АЭС предметов, несомых воздушным потоком.
Максимальное расчетное землетрясение, в результате которого происходят максимальные колебания почвы в данном районе.

Внешние воздействия на АЭС, вызванные человеческой деятельностью

Атомная электростанция должна проектироваться с таким расчетом, что при любом внешнем воздействии, вызванном человеческой деятельностью и представляющем угрозу для оборудования установки, реактор останавливается, причем состояние АЭС после остановки должно быть вполне безопасным. Проявление внешних воздействий в значительной степени зависит от конкретных условий, поэтому мы рассмотрим лишь в общих чертах возможные варианты опасных ситуаций, вызванных человеческой деятельностью.
В первую очередь необходимо рассматривать аварии, которые могут привести к нарушению функций систем защиты АЭС. Например, аварийный выброс турбинной лопатки должен учитываться в проекте установки, в противном случае необходимо доказать, что вероятность такой аварии пренебрежимо мала. Обычно турбогенератор располагается относительно защитной оболочки реактора таким образом, чтобы свести к минимуму вероятность повреждения оболочки в случае аварии турбины.
В качестве других внешних воздействий на АЭС рассматриваются падение самолета (если станция расположена в районе воздушных линий), взрывы на расположенных поблизости промышленных предприятиях, транспортных магистралях (водных, железнодорожных, автомобильных), аварийные выбросы ядовитых или радиоактивных веществ (на соседних промышленных предприятиях или АЭС), а также пожары.

ВОПРОСЫ ДЛЯ ПОВТОРЕНИЯ

  1. Каковы функции системы аварийной защиты АЭС?
  2. Перечислите возможные причины аварийного увеличения реактивности активной зоны и ухудшения условий теплоотвода в реакторе.
  3. Дайте письменное определение пяти основных составляющих надежности.
  4. Опишите процессы, которые могут происходить в точке 2, показанной на рис. 14.1, и покажите, каким образом осуществляется срабатывание защиты, если в точке 2 не подается сигнал на остановку реактора.
  5. Перечислите три резервные системы аварийного теплоотвода на установке CRBRP и объясните принцип работы каждой из них.
  6. Почему считается невозможным разрушение ТВС в результате аварийной разгерметизации оболочки одного твэла?
  7. Каковы максимальные значения температуры оболочки твэла, полученные расчетом для реактора FFTF:

а)   в случае роста реактивности за счет извлечения из активной зоны одного регулирующего стержня;
б)   при прекращении теплоотвода в реакторе, вызванном отключением внутристанционных и внешних источников электроснабжения собственных нужд станции (в обоих случаях учитывается нормальное срабатывание аварийной защиты)?

  1. Какие элементы конструкции реактора за пределами активной зоны требуют применения защитных мер при авариях, происходящих в реакторах БН? Какие меры защиты применяются для этих элементов?


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