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

Неконтролируемые 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

Глава 15
НЕКОНТРОЛИРУЕМЫЕ АВАРИЙНЫЕ РЕЖИМЫ

ВВОДНЫЕ ЗАМЕЧАНИЯ

Как указывалось в предыдущих главах, безопасность и надежность реакторов БН обеспечивается совокупностью нескольких факторов. Однако если в случае максимальной аварии реактора произойдет отказ системы аварийной защиты, такой режим может привести к чрезвычайно тяжелым последствиям. Несмотря на то, что вероятность такой аварии крайне мала, исследования гипотетических неконтролируемых аварийных режимов ведутся в течение почти 30 лет, причем методики исследований постоянно совершенствуются1. Расчетный анализ гипотетических аварий дает возможность оценить поведение реактора с жидкометаллическим теплоносителем в экстремальных условиях.
Две следующие главы посвящены расчетным методам, используемым при анализе неконтролируемых аварийных режимов быстрых реакторов. Читателю, не знакомому с вопросами безопасности реакторов БН, возможно, будет трудно усвоить и систематизировать множество новых понятий, связанных с характеристиками аварийных процессов. Дело в том, что терминология, используемая при описании аварийных режимов быстрых реакторов, постоянно обновляется и расширяется благодаря совершенствованию методов исследований.
Основное внимание уделяется процессам, которые, находясь во взаимной связи, оказывают определяющее влияние на ход неконтролируемого аварийного режима. Поскольку данная монография носит обзорный характер, некоторые детали методов исследований в ней опущены. Выше, в § 8.10, приводилось подробное математическое описание стационарных тепловых и гидравлических процессов; эти уравнения могут быть использованы при составлении моделей аварийных режимов.

1 Как было сказано в гл. 13, под «неконтролируемым аварийным режимом» подразумевается авария, сопровождаемая отказом системы защиты. На АЭС предусматривается комплекс мер, обеспечивающих безопасность персонала и населения прилегающих районов в случае неконтролируемой аварии.

Несмотря на ограниченный объем книги, вопросы, представляющие интерес, рассматриваются достаточно подробно. Например, приводятся уравнения массы и энергии, на которых строятся математические модели основных аварийных режимов. Кроме того, дается классическое описание процессов разрушения, играющее важную роль в обосновании конструкции защитной оболочки. В гл. рассматриваются процессы расширения топлива и натриевого теплоносителя, а также взаимодействия расплавленного топлива с натрием. Кроме того, описываются расчетные методики, используемые для исследований аварийных режимов.
Неконтролируемые аварийные режимы подразделяются на два вида в соответствии с условиями их возникновения. В стационарном режиме мощность, выделяемая в реакторе, полностью отводится теплоносителем. Любое отклонение от этого режима: повышение мощности реактора при неизменном расходе теплоносителя либо ухудшение условий теплоотвода при постоянной мощности приведет к возникновению аварийной ситуации. В первом случае повышение мощности реактора может быть вызвано введением реактивности в активную зону из-за неисправности системы регулирования. Причиной аварии второго типа может послужить прекращение расхода теплоносителя (например, в случае отключения циркуляционных насосов) при неизменной мощности реактора.
В данной главе рассматриваются основные особенности неконтролируемых аварийных процессов, приводящих к разрушению активной зоны. Глава 16 посвящена последствиям разрушения активной зоны: возможным повреждениям оборудования, а также вопросам отвода остаточного тепловыделения и ограничения радиоактивных выбросов. Отдельные процессы, например взаимодействие расплавленного топлива и теплоносителя, протекающие на всех этапах аварии, рассматриваются в обеих главах.

РАЗВИТИЕ АВАРИЙНОГО ПРОЦЕССА В АКТИВНОЙ ЗОНЕ

На рис. 15.1—15.4 показаны последовательные стадии аварийного процесса расплавления активной зоны, дается краткое описание каждого этапа. Более подробно эти стадии рассматриваются ниже.
Для усовершенствования методов расчета аварийных процессов требуется большое количество достоверных экспериментальных данных [1]1.

1 Важное значение для точности расчетов имеет достоверность заданных характеристик материалов, которые в значительной мере зависят от таких параметров, как температура и давление. Кроме того, необходимы сведения по величинам самого разнообразного характера (нейтронные константы, параметры материалов для различных фазовых состояний, характеристики рассеяния радиоактивного излучения и т. д.). В настоящее время проводится работа по созданию удобного для пользования банка данных [2].

А. НАЧАЛЬНАЯ СТАДИЯ АВАРИИ

В начале аварийного процесса активная зона сохраняет свою конфигурацию (рис. 15.1). Эта начальная стадия завершается либо срабатыванием аварийной защиты и глушением реактора, либо расплавлением активной зоны, которое может привести к разрушению ее под действием внутреннего давления паров расплавленного топлива.

Рис. 15 1. Анализ начальной стадии аварийного процесса (конфигурация активной зоны не нарушена)
1 — активная зона; 2 — расчет процессов, происходящих во всем объеме активной зоны (разделение общего количества тепловыделяющих сборок иа группы), 3 — оценка повреждений твэлов (расчет механических нагрузок на оболочки твэлов); 4 — математическое моделирование стационарного режима твэлов (измененная структура топлива, коэффициенты теплопередачи в зазоре между топливом и оболочкой, распределение газообразных продуктов деления); 5 — расчет проектных переходных режимов (анализ поведения теплоотводящих систем), 6— расчет процессов внутри тепловыделяющей сборки (разделение сечения сборки на каналы)

Рис. 15.2. Изменение конфигурации активной зоны и корпуса реактора в аварийном режиме:

а — переходная стадия; кипение топлива в объеме активной зоны; образование пробок в верхней н нижней части; б — стадия разрушения: происходит полная деформация активной зоны; а — воздействие аварийного процесса на элементы конструкции реактора; 1 — расширяющийся газовый объем; 2 — движение массы натрия над активной зоной; 3 —поднятие крышки бака; 4 — распространение волны давления по первому контуру



Рис. 15.3. Состояние реактора после разрушения активной зоны: а — возможное размещение осколков топлива после разрушения активной зоны (проблема теплоотвода): 1 — возможные места нахождения осколков активной зоны после разрушения; 2 — расплавление опорных конструкций в результате нагрева осколками топлива; б—процессы, происходящие в объеме, заключенном в защитную оболочку: 1 — вероятное возгорание натрия, 2 — возможный выброс радиоактивных веществ; 3 —изменение давления газа под оболочкой; 4 — изменение давления газа в боксах, 5—конденсация паров топлива
Рис. 15.4 Факторы, определяющие радиационную обстановку после разрушения активной зоны:1 — агломерация частиц и осаждение в пределах защитной оболочки; 2—утечка радиоактивных веществ через защитную оболочку

Для анализа начальной стадии аварийного процесса необходимо знать исходное состояние активной зоны (нейтронный поток, температуру и расход теплоносителя) и возможное поведение параметров в переходных режимах. На данном этапе аварии начинается кипение натрия в отдельных тепловыделяющих сборках, происходит разгерметизация твэлов и деформация оболочек твэлов под действием давления газовых продуктов деления и паров натрия. Анализ изменения нейтронно-физических и теплогидравлических параметров реактора и оценка возможных повреждений твэлов в отдельных ТВС требуют применения математических программ, моделирующих аварийный процесс во всем объеме активной зоны.

Б. ПЕРЕХОДНАЯ СТАДИЯ

Если на начальной стадии, когда конфигурация активной зоны остается неизменной, цепная реакция прекратится, развитие аварийного режима будет приостановлено. Однако прекращение реакции возможно лишь при наличии достаточно эффективной отрицательной обратной связи, в противном случае рост тепловыделения приведет к полному испарению натрия, начнется расплавление активной зоны, а затем — кипение расплавленной смеси топлива и металла оболочек.

Этот этап аварии, характеризуемый постепенно усиливающимся кипением топлива, называется переходным, поскольку конфигурация активной зоны полностью нарушена, однако разрушение ее пока не произошло. Основным вопросом, относящимся к этому этапу, является оценка вероятности возникновения критических условий.

В. РАЗРУШЕНИЕ АКТИВНОЙ ЗОНЫ

Как было сказано в гл. 13, в ранних исследованиях по безопасности реакторов БН предполагалось, что в процессе расплавления и оседания активной зоны происходит быстрый рост реактивности, и под действием увеличивающегося внутреннего давления активная зона разрушается. Количество энергии, выделяемой при этом, рассчитывалось по классическому методу Бете—Тайта 13]1, и результаты расчетов использовались при разработке защитной оболочки реактора.

Г. ДЕФОРМАЦИЯ ЭЛЕМЕНТОВ КОНСТРУКЦИИ РЕАКТОРА

Очевидно, в случае разрушения активной зоны высвобождающаяся механическая энергия будет передаваться внутренним конструкциям реактора, стенкам бака и соединенным с баком трубопроводам. Эффект этого воздействия зависит от того, какое вещество является рабочим телом, преобразующим тепловую энергию в механическую: расплавленное топливо, сталь или натрий.
Деформация элементов конструкции происходит вплоть до окончания процесса расширения активной зоны.

Д. ОТВОД ОСТАТОЧНОГО ТЕПЛОВЫДЕЛЕНИЯ

Поскольку после аварийного разрушения активной зоны по крайней мере часть топлива находится в расплавленном состоянии, возникает серьезная проблема отвода остаточного тепла в течение длительного времени.

Е. ВЫХОД РАДИОАКТИВНЫХ ВЕЩЕСТВ ИЗ РЕАКТОРА В ПРОСТРАНСТВО ПОД ЗАЩИТНОЙ ОБОЛОЧКОЙ

Для оценки эффективности защитной оболочки реактора необходимо знать возможную концентрацию аэрозолей топлива и натрия, а также газообразных продуктов деления в пространстве, ограниченном оболочкой. Важно проанализировать вероятные пути проникновения под оболочку плутония и продуктов деления через слой натрия и стенки бака реактора. Кроме того, необходимо оценить масштабы возможных натриевых пожаров, а также эффект взаимодействия натрия и топлива с конструкционными материалами, вызывающего повышение давления газа внутри оболочки.

Ж. ПРЕДОТВРАЩЕНИЕ ВЫБРОСОВ РАДИОАКТИВНЫХ ВЕЩЕСТВ В ОКРУЖАЮЩУЮ СРЕДУ

Завершающей стадией анализа аварийного процесса является определение необходимых мер по защите от облучения персонала АЭС и населения прилегающего района.
В качестве заградительного барьера обычно рассматривается защитная оболочка. Для выбора конструкции оболочки необходимо задаться допустимым количеством радиоактивных веществ, которое может проникнуть наружу через неплотности в оболочке.



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