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

Защитная оболочка - 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 16
ЗАЩИТНАЯ ОБОЛОЧКА
ВВОДНЫЕ ЗАМЕЧАНИЯ
Вопрос о защитной оболочке тесно связан с обеспечением безопасности реакторов. При рассмотрении аварийных режимов, приводящих к остановке реактора, возникают такие проблемы, как защита оборудования от повреждений, обеспечение длительного отвода тепла, предотвращение опасных химических взаимодействий материалов, а также ограничение выброса радиоактивности за пределы защитной оболочки.
Настоящая глава посвящена проблеме радиоактивных выбросов. Прежде чем приступить к рассмотрению физической картины процесса и методов оценки доз излучения при аварийном разрушении активной зоны, необходимо понять, какие механические повреждения внутриреакторного оборудования могут привести к выбросу радиоактивного вещества из первого контура.
На рис. 16.1 приведено устройство реакторного здания для АЭС с реакторами БН двух типов: петлевым и баковым. Показано расположение оборудования первого контура, шахты реактора, боксов для оборудования второго контура, системы перегрузки топлива и других систем, заключенных в защитную оболочку.
Механическое повреждение стенки первого контура может произойти при увеличении объема топлива или натрия, находящихся в двухфазном состоянии. Расширение топлива может непосредственно привести к деформации элементов конструкции первого контура; другая опасность — взаимодействие расплавленного топлива с теплоносителем, в результате чего может произойти испарение натрия и разрыв стенки контура под действием высокого давления.
Процесс разрушения активной зоны, сопровождающийся выделением тепла, рассмотрен в § 15.7; § 16.2 посвящен оценке количества работы, совершаемой при расширении топлива под большим давлением и при высокой температуре.
В § 16.3 описывается процесс взаимодействия расплавленного топлива с теплоносителем. Максимальное значение механической энергии, выделяемой при расширении топлива или в процессе взаимодействия топлива с натрием, соответствует максимальной эффективной энергии гипотетической аварии разрушения активной зоны. Тема  16.4 — вероятные повреждения оборудования, вызванные увеличением объема топлива и натрия.
Большое внимание уделяется вопросам расхолаживания на конечном этапе аварии, когда необходим надежный отвод остаточного тепловыделения с учетом возможного разбрасывания элементов активной зоны. Если расхолаживание будет достаточно эффективным и герметичность корпуса реактора и оборудования первого контура не будет нарушена, развитие аварийного режима прекратится.
В случае разгерметизации первого контура возникает опасность загорания вылившегося натрия, если в атмосфере бокса, где произошла утечка, присутствует кислород в достаточной концентрации. Следовательно, необходимо предпринимать меры пожарной безопасности. Кроме того, натрий и осколки элементов конструкции активной зоны, выброшенные из контура, могут взаимодействовать с бетоном и с выделяющейся при его нагревании влагой.

Рис 16. 1. Главный корпус АЭС (и разрезе) с реакторами БП двух типов : а-АЭС с петлевым реактором (CRBRP): 1 — помещения вспомогательных систем реактора, 2 — хранилище отработавших тепловыделяющих сборок, V боксы оборудования второго контура (промежуточных теплообменников, насосов), 4 — бак реактора, 5 — шахта реактора, 6 — основные помещения под защитной оболочкой, б — АЭС с баковым реактором (здание реактора и оборудования системы перегрузки топлива): 1 — шахта реактора; 2- хранилище отработавших тепловыделяющих сборок; 3 — передаточный бокс; 4 — бак первого контура; 5— активная зона

В связи с этим ставится задача: проанализировать ход процессов внутри защитной оболочки, окружающей первый контур, а также предусмотреть специальные системы для защиты населения от облучения. Этой теме посвящен заключительный параграф.
Перед тем как познакомиться с последней главой, посвященной вопросам безопасности, читателю будет полезно узнать о характере представленных сведений. Все вопросы, затрагиваемые здесь, являются предметом широких исследований, проводимых во многих странах, и результаты этих исследований не всегда совпадают. По мнению специалистов, вероятность возникновения многих из рассматриваемых в данной главе аварий чрезвычайно мала (а для некоторых — равна нулю). На основе имеющегося опыта можно сказать, что дальнейшие исследования позволяют по-новому взглянуть на проблему.
К сожалению, объем книги не позволяет рассмотреть математическое описание некоторых явлений, имеющих значение для разработки защитной оболочки реактора. Цель данной главы — дать качественную оценку основных проблем безопасности реакторов БН, а также рассмотреть некоторые аналитические методы решения задач.



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