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

Нарушение герметичности трубопроводов - 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

Как указывалось в § 13.3, в качестве максимальной аварии ЛВР рассматривается разрыв полным сечением трубопровода первого контура. В реакторе БН такая авария менее вероятна, поскольку давление натриевых контуров значительно меньше по сравнению с водяными. Кроме того, нержавеющая сталь натриевых трубопроводов обладает высокой пластичностью, поэтому появление малой трещины в стенке не приведет к полному разрыву трубопровода (для обнаружения течей натрия существуют достаточно надежные системы). Тем не менее вероятность разрыва трубопровода первого контура рассматривается с целью оценки возможного поведения реактора с жидкометаллическим теплоносителем в экстремальных условиях. Очевидно, в случае такой предполагаемой аварии практически мгновенное прекращение циркуляции теплоносителя приведет к закипанию натрия в активной зоне, несмотря на срабатывание аварийной защиты.

Исходное событие

Если рассматривать предполагаемую аварию применительно к реактору БН петлевого типа, наиболее опасным будет разрыв трубопровода в области входного патрубка нижнего напорного коллектора, т. е. в самой низкой точке первого контура. В этом случае масса натрия на участке между активной зоной и точкой разрыва трубопровода имеет минимальное значение; гидравлическое сопротивление участка также мало. В целях предотвращения утечки натрия из реактора напорные трубопроводы окружены защитными кожухами. Большая течь теплоносителя в первом контуре может быть обнаружена измерительной системой, одновременно контролирующей два параметра: давление натрия и нейтронный поток в реакторе. Сигнал, пропорциональный значению квадратного корня отношения этих параметров, подается в систему автоматики (это приблизительно соответствует контролю отношения расхода теплоносителя и мощности активной зоны). Отклонение сигнала от номинального значения приводит к срабатыванию аварийной защиты, останавливающей реактор приблизительно через 0,5 с после разрыва трубопровода.

Характерные параметры аварийного процесса

После остановки реактора происходит рост температуры теплоносителя вследствие большого остаточного тепловыделения твэлов. При этом может начаться кипение натрия (если количество параллельных петель первого контура равно по крайней мере четырем, вероятность кипения натрия незначительна). В соответствии с распределением температуры по сечению ТВС кипение начнется прежде всего в центральных ячейках, одновременно с этим будет происходить конденсация паров натрия в верхней части активной зоны. Главной задачей на данном этапе аварии является предотвращение распространения кипения натрия на другие твэлы и обеспечение интенсивного отвода тепла.

Г. ПРЕКРАЩЕНИЕ ТЕПЛООТВОДА ВО ВНЕШНЕМ КОНТУРЕ

Исходные события

В заключение рассмотрим вариант ухудшения охлаждения активной зоны вследствие прекращения теплоотвода во внешнем контуре. Отвод остаточного тепловыделения активной зоны после нормальной остановки реактора с жидкометаллическим теплоносителем осуществляется прокачиванием теплоносителя в контурах с помощью основных насосов. В случае потери электроснабжения и одновременного отказа резервного источника питания (дизель-генераторов) невозможно обеспечить принудительную циркуляцию теплоносителя через реактор. Поэтому оборудование основных контуров реакторов БН располагается таким образом, чтобы создать благоприятные условия для естественной циркуляции натрия, обеспечивающей надежное расхолаживание активной зоны. Эксперименты, проведенные на полномасштабных моделях активной зоны, подтверждают возможность эффективного теплоотвода за счет естественной циркуляции теплоносителя (см. § 12.2; 14.3).
Однако, если становится невозможной передача тепла к внешнему охладителю (нарушается связь между первым и вторым или между вторым и третьим контурами с одновременным отказом резервных систем аварийного расхолаживания), естественная циркуляция теплоносителя не может возникнуть, что чрезвычайно осложняет задачу отвода тепла в активной зоне.

Режим естественной циркуляции кипящего теплоносителя, условия теплоотвода

Хотя обычно режим естественной циркуляции осуществляется однофазным потоком теплоносителя, в некоторых случаях достаточно эффективный теплосъем в активной зоне может обеспечиваться в условиях кипения натрия. Как показывают результаты расчетов [42] и экспериментов [43], при мощности реактора, соответствующей остаточному тепловыделению, режим кипения натрия может быть достаточно устойчивым. Поток кипящего натрия обеспечивает надежное охлаждение ТВС, остаточная мощность которой составляет до 5 % номинального значения.
В верхней, более холодной, части ТВС пары натрия конденсируются, причем вначале скорость конденсации значительно превышает интенсивность парообразования. Однако за счет тепла конденсации и поступления горячего натрия температура верхних участков ТВС повышается, что способствует увеличению средней температуры натрия в ТВС и интенсифицирует естественную циркуляцию теплоносителя. При увеличении расхода теплоносителя возможно временное прекращение кипения или чередование однофазного и двухфазного режимов течения.
Если отвод тепла к внешнему охладителю не будет восстановлен достаточно быстро, чтобы предотвратить интенсивное кипение натрия в активной зоне, в этом случае трудно предсказать дальнейшее поведение системы. В тепловыделяющих сборках с большей глубиной выгорания топлива разрушение твэлов может произойти при температуре натрия ниже точки кипения. Определенное влияние на развитие аварии оказывает выход из твэлов газообразных продуктов деления, однако лишь на ранней стадии аварии. Поскольку реактор находится в глубоко подкритическом состоянии, образование вторичной критической массы в активной зоне при плавлении топлива маловероятно. Но такую возможность нельзя не учитывать: критическая конфигурация может рассматриваться в качестве исходной при анализе переходной стадии процесса.



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