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

Аварийный режим с ухудшением условий теплоотвода - 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

Аварийные режимы с ухудшением условий теплоотвода — это режимы, причиной которых является отказ системы отвода тепла реактора. Наиболее типичным примером такого  режима является остановка циркуляционных насосов первого контура из-за прекращения электроснабжения двигателей. В качестве других вариантов режима с ухудшением теплоотвода можно предположить нарушение целостности контура (например, в случае разрыва основного трубопровода) или прекращение теплосъема во внешнем контуре.
В случае отключения циркуляционных насосов срабатывает система аварийной защиты, которая останавливает реактор и приводит в действие систему аварийного теплосъема. Из этого следует, что прекращение циркуляции теплоносителя может привести к опасным последствиям лишь в том случае, если система аварийной защиты не сработает. В двух других вариантах аварии главную опасность представляет утечка теплоносителя или отсутствие стока тепла, что чрезвычайно затрудняет отвод тепла от реактора даже при нормальном срабатывании системы защиты.
При прекращении циркуляции натрия в теплоотводящих контурах возникает реальная возможность закипания натрия. Ниже рассматриваются особенности процесса кипения натрия и его влияние на ход аварийного процесса в реакторе. Подробно анализируется аварийный режим, вызванный остановкой циркуляции теплоносителя, приводится пример расчета такого режима, позволяющий оценить временной масштаб процесса и взаимодействие различных факторов. В завершение дается обзор других возможных аварий, связанных с ухудшением теплоотвода в реакторе.

А. КИПЕНИЕ НАТРИЯ

Исследование процесса кипения натрия в активной зоне имеет большое значение для анализа поведения реактора в аварийном режиме. Изучение кипения натрия требует рассмотрения гидравлических и температурных характеристик двухфазного потока натрия: режимов течения, степени перегрева жидкости, устойчивости жидкостной пленки и увлечения капель натрия потоком паров, а также поступления жидкости в осушенный канал. К настоящему времени выполнено большое количество работ по исследованию процесса кипения натриевого теплоносителя быстрых реакторов [25— 31].

Режимы течения кипящего натрия

Наблюдаются различные режимы течения кипящих жидкостей (рис. 15.9). При кипении жидкометаллического теплоносителя в условиях относительно низкого давления (характерного для контуров реакторов БН) наблюдаются два основных режима течения: пробковый и стержневой (кольцевой) в отличие от эмульсионного режима течения воды при высоком давлении в тепловых реакторах.
Процесс кипения теплоносителя в канале начинается с появления пузырька пара, который растет и затем конденсируется. С повышением температуры теплоносителя количество образовавшихся пузырьков растет; они группируются в более крупные, а затем — в один большой пузырь, который вытесняет жидкость в периферийную область канала. В результате может возникнуть «опрокидывание» потока, когда часть жидкости под действием давления пара движется в обратном направлении. Режим кольцевого течения натрия в канале относится к категории дисперсных режимов. Он характеризуется наличием большого парового объема (аналогично паровому режиму течения при кипении воды). Напротив, при эмульсионном режиме большая часть объема канала заполнена жидкостью.

Рис. 15 9. Режимы течения кипящих жидкостей в вертикальных каналах [32]:
А — эмульсионный режим, Б — паровой режим, В — пробковый режим, Г — стержневой режим, Д— стержневой режим с обратным погоном [режимы В, Г и Д характеризуют течение кипящего натрия в тепловыделяющих сборках реакторов БН; паровой (Б) и стержневой (Г) режимы течения относятся к категории дисперсных], 1 — пар; 2 — жидкость
Модель пробкового режима течения, характеризуемого множеством паровых пузырей, используется в расчетной программе SAS [6] для анализа аварийных процессов в реакторах БН. На рис. 15.10 показано развитие процесса кипения при остановке циркуляции теплоносителя. Кипение начинается в верхней части активной зоны, где температура теплоносителя имеет максимальное значение. Первый пузырек пара уносится потоком в область с меньшей температурой и в течение 50 мс конденсируется. Второй пузырек существует более долгое время (так как температура натрия и его паров повышается), однако также исчезает. Этот процесс повторяется, причем пузырьки становятся более крупными и стабильными, а затем расширяющиеся пары натрия останавливают и «опрокидывают» поток жидкости. Следует заметить, что при низком давлении, характерном для реакторов БН, плотность паров натрия примерно в 2000 раз меньше, чем плотность


Рис. 15. 10. Образование паровых пузырей в натрии на начальной стадии аварийного режима, обусловленного остановкой циркуляции теплоносителя:
1 — уровень головки тепло выделяющей сборки, 2 — жидкий натрий. 3 — пары натрия, 4 — верхняя граница активной зоны, 5- нижняя граница активной зоны
жидкости. Поэтому испарение небольшого количества жидкого натрия приводит к образованию значительного объема паров, которые, в конце концов, могут остановить поток жидкого натрия.

Перегрев натрия

Ранее проводимые лабораторные исследования кипения натрия показали, что в некоторых случаях происходит значительный перегрев жидкости до начала объемного кипения. Результаты этих исследований представлены в статье Фоске [27]. Температура перегретого натрия в условиях эксперимента достигала 900 °С. Полученные результаты выдвинули две проблемы: трудность предсказания момента закипания натрия, связанную с возможным перегревом, и вероятность значительного повышения давления в реакторе при интенсивном закипании натрия во всем объеме активной зоны.
В настоящее время явление перегрева натрия достаточно хорошо изучено, и среди специалистов существует мнение, что в реакторах БН вероятность перегрева практически равна нулю. Одним из факторов, предотвращающих большие перегревы, является наличие в натрии мелких пузырьков инертного газа, которые служат центрами парообразования [28]. Данные экспериментальных исследований процесса кипения натрия в каналах с принудительной циркуляцией [29] и опыт длительной эксплуатации реакторов БН [30] показывают, что перегрев натрия в момент начала кипения практически отсутствует.

Выпаривание жидкостной пленки

Во всех режимах течения на начальной стадии процесса кипения натрия внутренняя поверхность канала покрыта пленкой жидкости. Пар, образующийся при нагревании этой пленки, поступает в центральную зону канала, таким образом увеличивая объем парового пузыря. Парообразование усиливается после опрокидывания потока, когда поверхность пленки становится больше. Благодаря наличию пленки создаются условия для эффективного охлаждения оболочек твэлов, что предохраняет их от разрушения и предотвращает выход газообразных продуктов деления в пространство между твэлами. Поскольку жидкостная пленка играет важную роль в рассматриваемом аварийном процессе, очень важно рассчитать время ее существования до полного испарения.

После того, как процесс кипения начался, объемная доля жидкости в двухфазном потоке быстро снижается до 0,15—0,2. Если рассматривать ТВС реактора FFTF, состоящую из 217 твэлов с дистанционирующей проволокой, то значение объемной доли жидкости, равное 0,2, будет соответствовать толщине жидкостной пленки около 0,1 мкм при условии ее равномерного распределения по поверхности твэлов. Два процесса способствуют уменьшению толщины пленки: испарение жидкости и захват ее потоком пара. Если процесс испарения рассчитывается сравнительно легко, то увлечение жидкости потоком пара — процесс сложный и не поддающийся простым расчетным оценкам.
Захват жидкости из поверхностной пленки потоком пара происходит при определенных условиях. Когда скорость движущегося вверх потока пара превышает критическое значение (зависящее от давления пара и жидкости, вязкости и поверхностного натяжения жидкости и относительной скорости движения жидкости и пара), на поверхности пленки образуются большие волны, размер которых может значительно превышать среднюю толщину пленки. Когда вязкостное сопротивление, обусловленное волнами на поверхности пленки, уравновесит силу тяжести жидкости, движение пленки по вертикали прекратится; при увеличении скорости пара жидкость из пленки частично захватывается и уносится паровым потоком.
По результатам исследований, проведенных с использованием критерия Рейнольдса, минимальная скорость парового потока, при которой происходит захват жидкой пленки, равна приблизительно 37 м/с [31]. Для того, чтобы движущийся поток натриевых паров увлек расплавленный металл оболочки твэла, скорость потока должна стать не меньше 120 м/с (благодаря существенно большей плотности нержавеющей стали по сравнению с натрием).
Если аварийная остановка циркуляции теплоносителя произойдет в реакторе БН, работающем на номинальной мощности, то за счет только испарения натрия периферийная пленка исчезнет в течение 0,2—0,3 с. Однако в самом начале процесса кипения натрия скорость движения паров значительно превысит критическое значение, и за счет уноса жидкости паровым потоком время существования пленки сократится по крайней мере на порядок. Следовательно, если не учитывать захват пленки потоком паров, ошибка в оценке времени существования пленки может быть значительной [2].

Вторичное поступление теплоносителя в канал

Большой интерес представляют явления, связанные с вторичным поступлением жидкого теплоносителя в осушенный канал: с одной стороны, это дает возможность отвода тепла, с другой стороны, возникает вероятность интенсивного теплового взаимодействия теплоносителя с расплавленным топливом и металлом оболочек. В случае, если произошла аварийная остановка циркуляции теплоносителя в активной зоне или в одной ТВС, скорость испарения натрия превышает скорость конденсации паров, благодаря чему вторичного поступления жидкости в канал не происходит. Однако, если кипение натрия имеет место в одном из каналов внутри ТВС (вследствие частичного перекрытия сечения), конденсация может преобладать над испарением, что позволит предотвратить разрушение оболочек твэлов за счет отвода тепла жидкостью.
Поступление жидкости в канал может происходить без смачивания стенок, если температура твэлов достаточно высока. Предварительные оценки показывают, что пленочный режим может стать доминирующим в процессе кипения только при температурах оболочек твэлов, близких к точке плавления [34]. Наличие паровой пленки уменьшает вероятность тепловых ударов при поступлении массы «холодного» теплоносителя в разогретый сухой канал.



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