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

Неконтролируемый аварийный режим, связанный с прекращением циркуляции теплоносителя - 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

Остановка циркуляции теплоносителя через реактор может быть вызвана аварийным отключением ГЦН первого контура вследствие прекращения электропитания обмоток двигателей. При этом расход натрия в контуре снижается пропорционально уменьшению скорости вращения насоса вместе с двигателем (в расчете учитывают также инерцию массы натрия в контуре). Если реактор не будет остановлен, т. е. аварийная защита по какой-либо причине не сработает, кипение натрия в активной зоне начнется через несколько секунд, вслед за чем произойдет расплавление оболочек твэлов и топлива.

Расчетные методики

Как и при анализе аварии с повышением мощности реактора, в данном случае также необходимо применение программ расчета нейтронных потоков И теплогидравлических параметров на основе многоканальной схемы активной зоны. Наиболее эффективным и удобным инструментом для расчета аварийного процесса с остановкой циркуляции натрия является серия программ SAS. Эти программы включают в себя блок расчета процесса кипения натрия (с учетом выпаривания пленки и вторичной подачи теплоносителя), а также блоки расчета перемещения расплавленных масс стальной оболочки [36] и топлива [37]. Результаты расчета процесса кипения натрия, выполненного по этим программам, удовлетворительно совпадают с экспериментальными данными. Расчеты последующих этапов аварийного процесса дают менее надежные результаты, поскольку соответствующих экспериментов не проводилось, а математическое моделирование изменяющейся конфигурации активной зоны связано с большими трудностями.

Вариант расчета аварийного процесса

На рис. 15.11 представлены расчетные кривые, характеризующие аварийный процесс, вызванный остановкой циркуляции теплоносителя в реакторе CRBRP с гомогенной активной зоной в конце равновесного цикла. В расчетах принималось, что канал с максимальной температурой содержит 12 ТВС.
По мере повышения температуры теплоносителя из-за постепенного разогрева топлива возникает небольшая отрицательная реактивность, вызванная температурным расширением твэлов, доплеровским эффектом и изменением плотности теплоносителя.
Это приводит к очень медленному падению мощности. Однако приблизительно через 12 с начинается кипение натрия в наиболее разогретых ТВС. Позднее, когда кипение происходит уже во многих сборках, возникает положительный пустотный эффект реактивности, и мощность активной зоны начинает расти. Плавление оболочек отдельных твэлов и изменение конфигурации твэлов приводят к дополнительному увеличению реактивности. Приблизительно через 14,4 с после начала процесса происходит разрушение тепловыделяющих элементов в сборках, натрий в которых полностью испарился. Частицы топлива под действием давления паров натрия и газообразных продуктов деления отбрасываются к периферии активной зоны. Продолжающийся рост объема пустот в натрии за счет его испарения, а также постепенное уплотнение размельченной массы топлива вызывают вторичный подъем мощности, в результате которого происходит расплавление всего топлива в

Рис. 15.11. Изменение мощности реактора и реактивности в неконтролируемом аварийном режиме, связанном с остановкой циркуляции теплоносителя
активной зоне. Этот вторичный подъем мощности прекращается благодаря интенсивному рассеянию топлива.

Рис. 15.12. Процессы, происходящие в наиболее теплонапряженном канале в аварийном режиме (см. рис. 15.11). Штриховой линией показано изменение реактивности за счет натриевого пустотного коэффициента для данного канала.
1 — кипящий натрий; 2 — верхняя граница активной зоны; 3 — нижняя граница активной зоны; 4 - выпаривание жидкой пленки; 5 — плавление оболочек твэлов
На рис. 15.12 показан ход развития теплогидравлических процессов в наиболее теплонапряженной ТВС, построенный на основе расчета [38]. Примерно через 0,5 с после начала кипения происходит «опрокидывание» потока теплоносителя в канале. Вслед за этим происходит повторное поступление натрия в канал, сопровождающееся интенсивным парообразованием. Этот процесс многократно повторяется. В верхней части активной зоны выпаривание жидкой пленки происходит примерно через 1 с после начала кипения натрия, и вскоре начинается плавление оболочек твэлов. В центре зоны выпаривание пленки в каналах иногда происходит приблизительно в течение 0,1 с после начала кипения, что согласуется с данными, приведенными выше.

Результаты расчета показывают, что возможность длительного отвода тепла в активной зоне вызывает сомнение. Хотя разрушение активной зоны за счет гидродинамических усилий на данном этапе не происходит, нельзя исключить вероятность перекрытия сечения каналов теплоносителя затвердевающими осколками топлива и металла оболочки твэлов. Таким образом, условия аварийного процесса соответствуют началу переходной стадии.

Последовательность событий аварийного процесса

Из приведенного примера видно, что исследование неконтролируемой аварии, вызванной остановкой циркуляции теплоносителя, связано с большими трудностями, тем более, что развитие процесса на отдельных этапах нельзя определить однозначно.

Рис. 15.13. Вероятные пути развития неконтролируемого аварийного процесса, связанного с ухудшением теплоотвода в реакторе
На рис. 15.13 показаны возможные пути развития неконтролируемого аварийного процесса, связанного с остановкой циркуляции теплоносителя, причем двойными стрелками обозначена наиболее вероятная последовательность событий. Если в случае аварийного повышения мощности реактора вполне возможным является быстрое прекращение цепной реакции в активной зоне при сохранении циркуляции теплоносителя, то при отказе системы теплоотвода вероятность такого исхода чрезвычайно мала.
Когда начинается интенсивное кипение натрия, практически невозможно предотвратить распространение аварии на весь объем активной зоны и плавление значительной доли топлива1.
Вопрос состоит в том, приведет ли рост реактивности, вызванный образованием пустот в натрии и перемещением топлива и металла, оболочек твэлов, к разрушению активной зоны, или начнется кипение топлива (переходная стадия). Ниже рассматриваются основные особенности аварийного процесса.

Плавление оболочек твэлов

Помимо пустотного коэффициента реактивности, на развитие аварии, вызванной остановкой циркуляции теплоносителя, влияет перемещение расплавленного топлива и материала оболочек твэлов.
Ход аварийного процесса зависит от поведения материала оболочки твэла и максимального перемещения оболочек. Из рис. 6.10 видно, что если металл оболочек удаляется из активной зоны, реактивность увеличивается.

1 С этой точки зрения представляет интерес конструкция активной зоны реактора «Супер-Феникс». Согласно расчетам повышение температуры в активной зоне из-за ухудшения теплоотвода приводит (за счет отрицательной обратной связи) к уменьшению мощности, что предотвращает кипение натрия.


Рис. 15. 14. Процесс перемещения расплавленного металла оболочек твэлов в аварийном режиме с ухудшением теплоотвода в активной зоне (по данным [39]):
Ug— скорость потока газа; А — начало плавления оболочек; Б — образование волн на поверхности расплавленного металла оболочек и увлечение металла движущимся вверх потоком паров; В — перераспределение потока паров между соседними каналами и отекание расплавленного металла; Г —пробковый режим потока и восстановление первоначального расхода паров в канале: Д — стенание расплавленного металла (аналогично стадии А); далее процесс повторяется

Кроме того, при своем перемещении расплавленный металл может попасть на менее разогретые участки, что приведет к его затвердеванию и образованию пробок в каналах теплоносителя.
На рис. 15.14 показано возможное перемещение плавящегося металла оболочки [39]. После того, как плавление началось (А), благодаря высокой скорости паров натрия происходит образование волн на расплавленной поверхности оболочки и захват капель жидкого металла потоком пара (Б). Однако благодаря волнам на поверхности металла значительно увеличивается местное гидравлическое сопротивление и поток натриевых паров направляется в смежные каналы, тем самым давая возможность металлу стекать вниз (В).  

Затем нормальное движение потока восстанавливается (Г) и весь цикл повторяется (Д)1. Отсюда можно сделать вывод, что, несмотря на значительное расплавление оболочки на отдельных участках, процесс переноса металла может не распространиться на всю активную зону. Поскольку перенос расплавленного металла в верхнюю часть активной зоны, где температура значительно ниже, приводит к его затвердеванию и закупориванию проходного сечения каналов, интенсивность переноса во многом определяет развитие процесса. Эксперименты, проведенные на реакторе, показывают, что действие описанного механизма процесса сдерживает вертикальное перемещение металла оболочки, хотя закупоривание отдельных каналов в верхней части активной зоны все же происходит.

1 Данная модель основана на предположении о том, что аналогичные процессы происходят на нескольких соседних твэлах.

Перемещение топлива

Другим важным фактором, влияющим на ход аварийного процесса, является перемещение топлива. Первоначальные исследования по этому вопросу были посвящены возможному оседанию расплавленного топлива под действием сил тяжести. Позднее исследовалось разрушение топливных быстрых реакторовикетов в результате внутреннего давления газообразных продуктов деления [40].
Последние экспериментальные и расчетные исследования [41] продемонстрировали, что разрушенное топливо представляет собой смесь жидкости и твердых осколков, поскольку процессы плавления и механического разрушения топлива проходят одновременно.

Авария, вызванная ухудшением условий теплоотвода при одновременном повышении мощности реактора

Для реакторов сравнительно малой мощности (таких, как FFTF) натриевый пустотный эффект реактивности незначителен, поэтому при ухудшении условий теплоотвода баланс реактивности в активной зоне практически не нарушается. В рассмотренном выше аварийном процессе реактора CRBRP происходит быстрое расплавление оболочек и топлива твэлов, однако рассеяние топлива в наиболее горячих ТВС приводит к снижению реактивности.
В более мощных реакторах БН, в которых относительная утечка нейтронов мала, что определяет большое значение натриевого пустотного коэффициента, испарение натрия может привести к интенсивному росту реактивности, характерному для аварийного режима с повышением мощности реактора. Если бы в рассмотренном примере не учитывалось рассеяние топлива ТВС с наиболее высокой температурой, не произошло бы снижения мощности реактора. Таким образом, в одной аварии реализуются два условия: ухудшение теплоотвода и недопустимое повышение мощности реактора. Большое значение в этом режиме имеет характер разрушения твэлов, особенно на участках активной зоны, где натрий еще не испарился. Поскольку расход теплоносителя через активную зону значительно меньше номинального, максимальная температура оболочки твэла будет на участке, близком к средней плоскости активной зоны (т. е. на участке максимального теплового потока), следовательно, можно предположить, что разгерметизация оболочек твэлов будет происходить в центре активной зоны. Кроме того, в зависимости от значения натриевого пустотного коэффициента скорость ввода реактивности в этом случае может быть больше, чем в аварии с повышением мощности реактора.



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