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

Деформация элементов конструкции реактора - 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

После того, как определено количество энергии, выделяемой в процессе аварийного разрушения активной зоны, необходимо оценить ее воздействие на внутриреакторное оборудование, стенки корпуса и соединенные с ним трубопроводы (рис. 16.10).
Расширяющаяся масса активной зоны, характеризуемая большими значениями температуры и давления, входит в соприкосновение с прилегающими элементами конструкции и через слой теплоносителя передает энергию стенкам первого контура. Усилие, направленное вниз, передается через напорный коллектор активной зоны и слой натрия на днище бака реактора и далее — на узел крепления корпуса. Распространяющаяся в радиальном направлении волна давления достигает боковых стенок бака. При этом на участке, где внутреннее давление имеет максимальное значение, может произойти радиальный прогиб стенки бака.
Хотя верхняя часть активной зоны и расположенные над ней элементы конструкций препятствуют расширению расплавленного топлива, масса натрия над активной зоной поднимается под действием давления до соприкосновения с крышкой бака реактора. Ударное воздействие натрия на крышку бака носит неупругий характер, при этом избыточная энергия рассеивается в радиальном направлении, вызывая деформацию стенки бака в верхней части. Крышка бака удерживается крепящими устройствами.
Механическая энергия, выделяемая при аварии реактора, передается оборудованию теплоотводящих контуров, во-первых, за счет смещения патрубков на стенках бака, приводящего к деформации трубопроводов, и, во-вторых, благодаря распространению волны давления в натриевых контурах.

Рис. 16. 10. Схема возможных повреждений реактора петлевого типа при аварийном разрушении активной зоны. а — активная зона; б — уровень натрия; в — газовая подушка; 1 — расширение пузыря с высокой температурой и большим давлением; 2 — подъем массы натрия над активной зоной; 3 — опускание элементов конструкции; 4     — радиальное перемещение нижней части бака реактора и внутрибаковых конструкций, 5 — радиальное смещение верхней части бака, 6 — выброс натрия, 7- смещение защитной крышки и деформация креплений; 8 — деформация опорных элементов бака реактора, 9 - смещение трубопроводов

Ниже рассматриваются методы экспериментальной и расчетной оценки механических деформаций оборудования, вызванных разрушением активной зоны. Приводятся некоторые результаты исследований.

А. РЕЗУЛЬТАТЫ ЭКСПЕРИМЕНТОВ

Ранние исследования

На ранних стадиях исследования аварийных режимов быстрых реакторов доля выделяемой энергии, преобразованная в механическую, принималась завышенной в соответствии с принятым консервативным подходом к оценке аварий. Дальнейший анализ показал, что ее значение может быть снижено. Исследования, направленные на уточнение значения механической энергии, проводятся и в настоящее время.
Ранее для оценки возможных разрушений количество механической энергии выражалось через эквивалентное количество тринитротолуола (ТНТ)
1 МДж ~ 230 г ТНТ.
Введение такого эквивалента было связано с имеющимся опытом использования аналогичного метода в морской артиллерии [21].
Однако применение методики, основанной на эквиваленте ТНТ, для оценки механических повреждений быстрых реакторов приводит к значительным неопределенностям, поскольку давление при взрыве ТНТ изменяется иначе, чем в процессе разрушения активной зоны. Механические повреждения при взрыве или при повышении давления могут быть вызваны как ударной волной, которая с большой скоростью воздействует на элементы конструкции, так и сравнительно медленным расширением расплавленного и испаряющегося вещества. Взрыв ТНТ характеризуется быстрым (порядка несколько микросекунд) ростом давления, которое достигает 5000 МПа. В то же время в рассматриваемых авариях разрушения активной зоны скорость роста и максимальное значение давления на несколько порядков меньше. Таким образом, эффектом, определяющим масштаб разрушений при взрыве ТНТ, является ударная волна, тогда как аварийное расплавление активной зоны характеризуется сравнительно медленным процессом расширения топливной массы.

Авария на реакторе SL-1

Некоторые интересные данные, которые могут быть использованы при оценках последствий больших аварий, получены во время аварии на принадлежащем военному ведомству тепловом реакторе малой мощности SL-1, которая произошла в 1961 г. на испытательной площадке в Айдахо Фоллз [22]. В активной зоне реактора содержались материалы, отличные от применяемых в современных реакторах БН (вода в качестве теплоносителя, алюминиевая оболочка твэлов с металлическим топливом), поэтому на основании анализа этой аварии нельзя сделать определенного заключения о временных масштабах процесса разрушения активной зоны в реакторах БН большой мощности. Однако информация о характере механических повреждений элементов оборудования представляет большую ценность.
Согласно оценкам полное количество энергии, выделившееся в процессе аварии на реакторе SL-1, составило 130 МДж [22]. Из общего количества энергии 50—60 МДж пришлось на центральную часть активной зоны, причем в результате взаимодействия расплавленного алюминия с водой в течение 30 мс происходило нагревание воды. В результате аварии произошли повреждения активной зоны, тепловой защиты и корпуса реактора.

Рис. 16.11. Деформация корпуса реактора SL-1 в результате аварии [23]:
1- ось реактора; 2- активная зона, 3 — крышка бака; 4 — нормальная конфигурация стенки бака: 5 — деформированная стенка
Проктор [23] предпринял попытку воссоздать последовательность событий аварийного процесса по данным измерений смещения корпуса реактора и остаточной деформации стенок. На рис. 16.11 показан характер деформации корпуса реактора и представлены результаты измерений.
Проктор пришел к выводу, что часть выделившейся энергии (около 2,5 МДж) была воспринята нижней частью корпуса реактора, элементами конструкции активной зоны и блоками тепловой защиты при первом импульсе давления в активной зоне.
Приблизительно 3,6 МДж энергии было передано массе воды над активной зоной, что привело к увеличению на 3,3 м вод. ст. давления на крышку реактора и вызвало прогиб стенки бака в верхней части. Таким образом, энергия, перешедшая в механическую работу, равна 6,1 МДж, т. е. составляет 5% полной выделенной энергии (130 МДж).
Проктор ставил своей целью оценить возможность использования при оценке последствий разрушения активной зоны результатов исследований, проводимых ранее в ведомстве морского флота.
Эти исследования описаны в книге Коула «Подводные взрывы» [24]. В конце 50-х и начале 60-х годов в Лаборатории морской артиллерии США проводились эксперименты на модели реактора «Энрико Ферми», целью которых было определение последствий гипотетического взрыва активной зоны. Кроме того, исследовались модели баков различных конфигураций и размеров, в результате чего были сформулированы эмпирические «законы поведения оболочек под действием взрывов» [21].

Наиболее характерным результатом экспериментальных исследований явился тот факт, что деформация стенки корпуса на поврежденном участке всегда превышала третью часть предельной деформации разрыва, полученной при испытаниях конструкционного материала в обычных условиях. В указанных выше «эмпирических законах» устанавливается соотношение значений энергии, выделяемой при аварии, и механических деформаций стенок бака реактора.
Оценки аварии реактора SL-1, проведенные Проктором [23], показали, что значения деформации корпуса вполне соответствуют количеству выделенной энергии. Деформация стенок корпуса была существенно меньше допустимых значений, и повреждений корпуса не произошло. В начале аварийного процесса уровень жидкости был значительно ниже крышки бака. Затем, когда произошел удар массы воды о нижнюю поверхность крышки, бак реактора изменил свое положение, и, кроме того, возник прогиб верхней части стенки бака.

Моделирование аварийного процесса с помощью взрывчатых веществ

В целях изучения механического эффекта аварии активной зоны реакторов БН в США [25—27] и в других странах [28, 29] проводились многочисленные экспериментальные исследования с использованием взрывчатых веществ. Поскольку аварийный процесс разрушения активной зоны быстрого реактора происходит с меньшей скоростью (время процесса составляет несколько миллисекунд) по сравнению со скоростью химического взрыва и основным разрушающим фактором здесь служит не ударная волна, а расширение расплавленной массы активной зоны, главной проблемой экспериментального моделирования аварийного процесса в реакторе является подбор взрывчатого вещества, скорость сгорания которого соответствовала бы темпу развития аварии в активной зоне [30]. На экспериментальном стенде в Кадараше (Франция) проводились исследования взрывов под уровнем натрия в целях определения возможного разрушения крышки бака и выброса натрия наружу [31].
Эксперименты с расплавлением топлива, в которых в ограниченных масштабах исследовались механические эффекты, сопровождающие процесс расширения смеси топлива и натрия, проводились в реакторах ТРЕАТ, ACPR и CABRI.

Б. РАСЧЕТНЫЕ МЕТОДЫ

Для анализа возможных повреждений конструкционных элементов реактора при гипотетической аварии активной зоны создан целый ряд расчетных программ. Наиболее широко используется комплекс программ REXCO, созданный специально для расчета аварийных процессов в реакторе. Программы RЕХСО (как и другие, использующие систему координат Лагранжа) получены путем усовершенствования таких программ, как HEMP, разработанная в Лаборатории Лоуренс Ливермор, или F-MAGEE, созданная в Лос-Аламосской лаборатории. Для более точного анализа, учитывающего значительные изменения конфигурации элементов конструкции реактора, разработаны математические программы, построенные на системе координат Эйлера, например ICECO [33].
На рис. 16.12 показана типичная модель реактора петлевого типа, используемая для расчетов по программе REXCO, а на рис. 16.13 — характер развития аварийного процесса. Момент времени, принятый за нуль, соответствует появлению в активной зоне газового пузыря, характеризуемого большими значениями температуры и давления. На следующей диаграмме (15,9 мс) видно, как происходит расширение пузыря, а к моменту 38,3 мс натрий достигает крышки бака реактора. В соответствии с вариантом расчета по программе REXCO натрий входит в соприкосновение с крышкой бака одновременно по всей ее поверхности. Однако расчеты, проведенные по программе SIMMER [2], показывают, что удар массы натрия приходится вначале на центральную часть крышки, а затем — на ее периферийные участки. В этом случае вертикальное усилие, передаваемое движущимся натрием на крышку бака, будет меньше. Неравномерность скорости подъема массы натрия определяется соотношением высоты и диаметра верхнего коллектора реактора.
Расчетная модель реактора с жидкометаллическим теплоносителем петлевого типа
Рис. 16. 12. Расчетная модель реактора с жидкометаллическим теплоносителем петлевого типа, принятая в программе REXCO, R= =304,8 см (10 делений, равных 30,48 см):
1 — инертный газ; 2 — натрий; 3 — напорный коллектор активной зоны; 4 — торцевая защита, 5 — активная зона, 6 — торцевой экран; 7 — верхний коллектор; 8 —боковой экран; 9 — крышка бака реактора; 10 — крепление крышки, 11 — бак реактора (толщина стенки 86 мм); 12 — обечайка активной зоны (толщина стенки 53 мм), 13 — боковая защита, 14- бак реактора (толщина стенки 70 мм).

По программе REXCO рассчитывается также распределение выделяемой энергии между элементами конструкций реактора. На рис. 16.14 представлены результаты расчета компонентов суммарного количества энергии, выделяемой в процессе аварии; момент столкновения массы натрия с крышкой реакторного бака принят за начало отсчета. Вслед за пиком нагрузки происходит значительное уменьшение усилий, действующих на крышку бака. Кинетическая энергия движущейся вверх массы натрия частично преобразуется во внутреннюю энергию теплоносителя, а направление усилий изменяется с осевого на радиальное. Определенная доля энергии расходуется на деформацию крышки бака и узлов ее крепления, однако основная часть ее передается стенкам корпуса реактора. Внутренняя энергия натрия также возрастает. Основные параметры, характеризующие аварийный процесс в начальный момент расчета (т. е. в момент столкновения натрия с крышкой корпуса), следующие: скорость движения натрия — 30 м/с; кинетическая энергия движущегося натрия — 54 МДж (масса натрия — 1,2 · 105 кг); толщина стенки бака— 86 мм; масса крышки бака реактора —7 · 105 кг; площадь поперечного сечения крепежных деталей — 0,32 м2; давление паров в активной зоне— 1,4 МПа.

Рис. 16.13. Результаты расчетов по программе REXCO изменения конфигурации реактора вследствие гипотетической аварии разрушения активной зоны
Рис. 16. 14. Результаты расчета параметров, характеризующих ударное воздействие массы натрия на крышку бака реактора, и распределения энергии (34): 1 — энергия деформации бака, 2 — осевая составляющая кинетической энергии теплоносителя, 3 — радиальная составляющая кинетической энергии теплоносителя, 4- энергия воспринимаемая верхней пробкой и узлами ее крепления, 5 — внутренняя энергия теплоносителя


Рис. 16.15. Результаты расчетов радиального
прогиба стенки бака, проведенных по программам REXCO и IСЕСО, и данные экспериментальных исследований на модели реактора SNR-300 [29].
1 — исходная конфигурация бака, 2 — результаты расчетов прогиба, проведенных по программе REXCO; 3 — то же по программе ICECO; 4 — данные экспериментальных исследований

На рис. 16.15 приведены результаты экспериментальных исследований модели реактора SNR-300 1291 и данные расчетов, проведенных по программам REXCO и IСЕСО [35]. Как видно из рисунка, характер деформации бака аналогичен тому, который наблюдался при аварии реактора SL-1 (см. рис. 16.11).

Рис. 16. 16. Относительные значения деформации в отдельных точках бака реактора FFTF, рассчитанные по методу предельной оценки для гипотетической аварии разрушения активной зоны (в скобках указаны значения деформации, соответствующие
пределу прочности)
На рис. 16.16 приведены расчетные значения деформаций наиболее характерных элементов конструкции реактора в сравнении с пределом прочности. Большой интерес представляет процесс распространения волны давления за пределами бака реактора — по трубопроводам первого контура. Для анализа этого явления разработаны специальные расчетные программы. Расчеты показывают, что благодаря упругой деформации трубопроводов происходит значительное уменьшение энергии распространяющейся волны.



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