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

Охлаждение реактора после аварии - 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

Если в процессе аварии произошло значительное разрушение активной зоны, необходимое ее охлаждение связано с большими трудностями. В данном параграфе рассматриваются некоторые стороны проблемы, которая достаточно полно освещена в работах (20, 36). Для успешного решения задачи отвода тепла от активной зоны после ее разрушения необходимо в первую очередь определить расположение источников тепла, а затем проанализировать возможность организации теплоотвода с учетом конструкционных особенностей участков, расположенных как внутри бака реактора, так и вне его. На рис. 16.17 показаны участки наиболее вероятного размещения тепловыделяющих масс топлива после аварии в активной зоне.


Рис. 16.17. Участки наиболее вероятного распределения осколков топлива после аварии в реакторе петлевой конструкции;
1 — днище бака: 2 — элементы внутриреакторных конструкций в нижней части бака, 3 — активная зона; 4 — верхние элементы конструкций; 5 — тепловой экран; 6 — пространство внутри бака, 7 — полость шахты реактора

А. ИСТОЧНИКИ ТЕПЛОВЫДЕЛЕНИЯ ПОСЛЕ АВАРИИ

Чтобы оценить возможность отвода тепла в реакторе, находящемся в послеаварийном состоянии, необходимо, во-первых, установить, где и в каком количестве находятся осколки топлива.

Возможное перемещение топлива

Поскольку топливная матрица содержит в себе основную часть продуктов деления с большим периодом полураспада, определяющих остаточное тепловыделение, большое значение имеет распределение топлива внутри реактора после аварии.
Как показано в гл. 15, развитие аварии реактора, вызванной неконтролируемым повышением мощности, не приводит к значительному выбросу топлива из активной зоны. В данном аварийном режиме возможно перемещение топлива по высоте в отдельных тепловыделяющих сборках, при этом может происходить частичное перекрытие свободного сечения сборок. Однако большая часть топлива сохраняет первоначальное положение.
Напротив, в случае аварии, связанной с ухудшением теплоотвода в реакторе, может произойти значительное перемещение топлива. Как сказано в § 15.5, большое количество расплавленного топлива поднимается к верхней границе активной зоны, и некоторая его часть может быть выброшена в натриевую полость над активной зоной, чтобы осесть на элементах конструкции тепловых экранов или достичь патрубков выходных трубопроводов первого контура (см. рис. 16.17).
В нижней части реактора благодаря наличию большого количества холодного натрия, очевидно, будет затвердевать стекающий вниз расплавленный металл оболочек твэлов. Скопление значительного количества металла будет в какой-то степени препятствовать проникновению топлива в пространство, находящееся под активной зоной.
В целях предотвращения разрушения стенок бака под действием расплавленного топлива необходимо предусматривать специальные защитные устройства (для реактора «Супер- Феникс» проектируется такое устройство, состоящее из нескольких горизонтальных поддонов, см. рис. 12.6). В противном случае, если произойдет расплавление большого количества топлива, оно вместе с натрием через днище бака может попасть в полость шахты реактора.
Возможность образования вторичной критической массы — одна из основных проблем, связанных с разрушением активной зоны быстрого реактора. Обеспечение эффективного расхолаживания реактора после аварии возможно лишь при отсутствии критичности. В связи с этим необходимо проанализировать конструкцию реактора в целях исключения возможного образования вторичной критической массы при скоплении твердого или жидкого топлива на отдельных участках. Условия образования критических масс подробно рассмотрены в [20, 36].
Конструкция нижней части реакторного бака должна исключать возможность образования критической массы в случае проникновения туда осколков топлива. В качестве примера устройства, предотвращающего образование вторичной критической массы внутри реактора, можно назвать систему поддонов, предусмотренную в проекте реактора «Супер-Феникс» (см. рис. 12.6). Объем каждого поддона рассчитан так, чтобы при заполнении его топливом не могла образоваться критическая масса. На рис. 16.20 показано устройство, препятствующее образованию критической массы при выбросе топлива из реактора. Принцип действия этого устройства состоит в механическом разделении больших количеств топлива на доли, каждая из которых меньше критической.

Источники тепловыделения

Основным источником тепла в активной зоне, поврежденной в результате аварии и находящейся в подкритическом состоянии, является остаточное энерговыделение продуктов деления (см. рис. 14.4). Тепловыделение за счет β-распада 239U (период полураспада 23,5 мин) наиболее эффективно проявляется в течение нескольких часов, а за счет β-распада 239Np (период полураспада 2,35 сут) — до нескольких суток. Меньшая доля остаточной тепловой мощности выделяется в активной стали и натрии, а также за счет распада актинидов высокого порядка, таких как 242Сm. Тепловыделение, обусловленное делением ядер топлива, прекращается сразу после остановки реактора, при этом наиболее длительным (около 80 с) является тепловыделение за счет запаздывающих нейтронов.
Остаточное тепловыделение продуктов деления (в том числе благородных газов) характеризуется кривой на рис. 14.4. Для расчета долей тепловыделения, соответствующих различным нуклидам, используются программы ORIGEN [37], CINDER [38] и RIBD [39].
Продукты деления подразделяются на категории. В табл. 16.1 приведены четыре группы продуктов деления с указанием, в какой форме содержится в оксидном топливе тот или иной элемент.
Продукты деления, входящие в категорию IV, иногда подразделяются на группы, если некоторые из них образуют окиси в оксидном топливе. Такое деление связано с тем, что окиси стремятся остаться в топливе, а металлы — перейти к стали. Предполагается, что благородные газы, галогены и некоторые летучие осколки деления покидают топливо в случае разгерметизации оболочки твэла; при этом элементы, принадлежащие к категориям II и III, остаются в натрии, поскольку галогены могут взаимодействовать с натрием, а элементы категории III растворяются в нем.
На рис. 16.18 показаны кривые выхода продуктов деления 2s9Pu и 236U. Различие между кривыми становится заметным при А « 90 (что соответствует Sr) и при А = 1054-110, однако это различие невелико. Отношение остаточного тепловыделения продуктов деления к мощности, на которой работал реактор, примерно одинаково для быстрых и тепловых реакторов.

Таблица 16.1. Категории продуктов деления

Рис. 16.18. Кривые выхода продуктов деления 235U и 239Pu
1 — деление 235U под действием тепловых нейтронов. 2 - деление 235U под действием быстрых нейтронов, 3 — деление 239Pu под действием тепловых нейтронов, 4 — деление 239Pu под действием быстрых нейтронов

 Однако благодаря большой удельной мощности абсолютное значение остаточного тепловыделения в активной зоне быстрого реактора больше, чем в тепловом.

Б. ОТВОД ОСТАТОЧНОГО ТЕПЛОВЫДЕЛЕНИЯ ВНУТРИ БАКА РЕАКТОРА

Преимущества натриевого теплоносителя проявляются не только в нормальных эксплуатационных режимах быстрого реактора, но и в аварийных режимах охлаждения поврежденной или разрушенной активной зоны. Температура кипения натрия равна 880 °С при атмосферном давлении, теплоемкость его достаточно высока. Кроме того, как показано в § 16.3, расплавленное керамическое топливо (а также расплавленная сталь конструкционных элементов активной зоны) при взаимодействии с натрием размельчается, что создает наилучшие условия для отвода остаточного тепловыделения.
Благодаря указанным обстоятельствам существует возможность длительного аварийного расхолаживания поврежденной или полностью разрушенной активной зоны внутри реактора. В случае частичного повреждения активной зоны ее конфигурация может существенно не измениться. Если же произойдет полное разрушение активной зоны, твердые осколки топлива могут быть произвольно разбросаны внутри реакторного бака. В этом случае необходимо обеспечить свободный доступ теплоносителя к участкам, на которых размещаются осколки. При недостаточно эффективном охлаждении может произойти полное испарение натрия и расплавление осколков топлива.

Охлаждение активной зоны, сохранившей свою конфигурацию

Если, несмотря на повреждения отдельных ТВС, активная зона в целом сохраняет свою конфигурацию, можно рассматривать четыре вероятных режима теплоотвода:

  1. охлаждение периферийных рядов твэлов в ТВС, если центральная часть сборки закупорена;
  2. охлаждение ТВС, в которых отсутствует натрий, за счет теплоотдачи к соседним сборкам;
  3. охлаждение твердых осколков топлива в ТВС за счет протечки натрия;
  4. охлаждение расплавленного топлива в нижней части ТВС за счет теплоотдачи к соседним сборкам.

Исследования показывают, что в режиме 1 при естественной циркуляции натрия может быть отведена мощность, равная 10—25% номинальной. Для осуществления режима 2 остаточное тепловыделение ТВС, в которой отсутствует натрий, не должно превышать 3% номинального значения, а циркуляция натрия в соседних ТВС должна поддерживаться за счет работы ГЦН на пониженной скорости (для этого может использоваться вспомогательный двигатель малой мощности). Охлаждение тепловыделяющих сборок в режимах 3 и 4 за счет естественной циркуляции натрия возможно лишь при малой остаточной мощности (0,5% номинального значения). Таким образом, если конфигурация активной зоны не изменилась значительно в процессе аварии, отвод остаточного тепловыделения возможен даже при использовании естественной циркуляции теплоносителя через реактор. Однако условия расхолаживания значительно усложняются, если концентрация топлива на каком-либо участке увеличивается.

Охлаждение твердых осколков, находящихся в различных точках бака реактора

Поскольку массы расплавленного топлива и стали, вступая в контакт с натрием, размельчаются, встает проблема отвода тепла от скопившихся на отдельных участках отложений осколков. Возможные места этих отложений показаны на рис. 16.17. При организации теплоотвода от осколков необходимо прежде всего знать толщину слоя и состав отложений на данном участке. Если отложение произошло на горизонтальном участке элемента конструкции, толщина слоя определяется исходя из массы отложения и площади занимаемой поверхности, а также пористости осколков (обычно равной приблизительно 50%).
Очевидно, отложения осколков на поверхностях внутрибаковых элементов будут находиться под уровнем натрия. Экспериментальные исследования показывают, что основной тепловой поток при этом направлен вверх, к натрию, покрывающему осколки. В тонком слое топлива тепло передается за счет теплопроводности и конвекции. Если толщина слоя достаточно велика, температура натрия, находящегося в непосредственном контакте с топливом, может достичь точки кипения; при этом пузырьки паров будут выноситься из зоны отложения топлива. При интенсивном кипении натрия пары могут образовать сплошную оболочку вокруг топлива, которая будет препятствовать отводу тепла. В этих условиях охлаждение топлива определяется теплопроводностью среды как в верхнем, так и в нижнем направлении.

Охлаждение расплавленного топлива

Если охлаждение твердых осколков топлива недостаточно эффективно, образуется смесь расплавленного топлива и стали. При этом большое значение имеет, в каком направлении происходит теплоперенос: по вертикали (вверх или вниз) или по горизонтали.
Внутри расплавленной массы топлива возникают токи естественной конвекции за счет разницы удельных весов нагретой и холодной жидкостей. Появление естественной циркуляции возможно, когда подъемная сила, вызванная температурным градиентом, становится больше сил вязкости. Определенное влияние на развитие процесса массопереноса оказывают силы инерции жидкости. Взаимное влияние сил температурного напора, вязкости и инерции учитывается критерием Грасгофа (Gr). Поскольку режим естественной конвекции характеризуется одновременным изменением энергии и количества движения, необходимо учитывать влияние критерия Прандтля (Рг) на процесс теплопереноса. В связи с этим при описании процесса естественной конвекции обычно пользуются произведением чисел Gr и Рr, известным как число Рэлея (Ra).
Для жидкости с внутренними источниками тепловыделения, расположенной в пространстве между двумя горизонтальными пластинами с одинаковой температурой, можно записать1:
(16.14)
где β — температурный коэффициент расширения; g — ускорение свободного падения; Q — тепловыделение в единице объема, ν — кинематическая вязкость; а — коэффициент температуропроводности; k — коэффициент теплопроводности; L — расстояние между пластинами.
На рис. 16.19 представлены результаты экспериментальных и расчетных оценок доли теплового потока, направленной вниз (при одинаковых граничных температурах) [36].

Риc. 16. 19. Расчетные и экспериментальные данные по теплоотдаче в нижнем направлении для емкостей, заполненных тепловыделяющей жидкостью, при одинаковых граничных температурах [36]:
1 — данные Суо-Антиллы и Коттона. 2 — данные Кулаки и Гольдштейна; 3, 4 — данные Джана и Рейнеке, 5 — данные Пековера: сплошная линия — экспериментальные данные; штриховые — результаты расчетов

Режим естественной конвекции при охлаждении топлива в реакторе после аварии характеризуется большими значениями Ra, для которых в соответствии с рис. 16.19 доля тепла, отводимого в нижнем направлении, составляет от 10 до 30%.

1 Если естественная конвекция жидкости не связана с внутренним тепловыделением, Ra = gβ∆TL3/(vα), В случае расплавленного топлива ΔΤ = QL2/k.

Процесс распространения тепла в горизонтальном направлении исследован менее подробно. В настоящее время вопросам охлаждения расплавленных отложений топлива уделяется большое внимание при исследовании безопасности тепловых и быстрых реакторов.
Зависимости, характеризующие потоки тепла по вертикали (в верхнем и нижнем направлениях) и по горизонтали, имеют вид:
(16.15)
Примеры практического использования этих зависимостей приведены в § 18.5.



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