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

Безопасность газоохлаждаемых быстрых реакторов - 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 18
БЕЗОПАСНОСТЬ ГАЗООХЛАЖДАЕМЫХ БЫСТРЫХ РЕАКТОРОВ1

ВВОДНЫЕ ЗАМЕЧАНИЯ

Данная заключительная глава посвящена безопасности газоохлаждаемых быстрых реакторов. Многие рассмотренные ранее вопросы безопасности реакторов БН (см. гл. 13, 16) относятся также и к газоохлаждаемым БР, однако для последних существует ряд специфических проблем, на которых мы и сосредоточим внимание.
Изложение материала ведется в следующем порядке: общие вопросы безопасности, контролируемые аварии, неконтролируемые аварии, меры, снижающие опасность последствий неконтролируемых аварий. В нужных местах будет проводиться сравнение с реакторами БН, подчеркиваться различие конструкторских подходов и исследовательских программ.

ОБЩИЕ ВОПРОСЫ БЕЗОПАСНОСТИ

Проблема безопасности БР в общих чертах осуждалась в гл. 13. Для газоохлаждаемых быстрых реакторов особую важность имеют следующие задачи:

  1. разработка методов анализа и оценки риска, проистекающего от работы реакторов данного типа, для здоровья людей;
  2. определение гарантий безопасности на всех этапах производства энергии и ядерного топлива с использование газоохлаждаемых быстрых реакторов, равно как и выяснение вопроса —адекватны ли системы защиты выдвинутым требованиям безопасности.

1 Материал подготовлен А. Барри и Б. Бойяком из фирмы «Дженерал атомик».

Оценку риска можно провести исходя из концентрации многоступенчатой защиты (или защиты на многих уровнях). При этом делается попытка детерминистического прогнозирования условий работы реактора, начиная от нормальных условий и кончая аварийными ситуациями, имеющими исключительно малую вероятность. Что же касается гарантий, то их обеспечение невозможно без осуществления широкой программы исследований по безопасности газоохлаждаемых БР. В процессе разработки этой программы были определены ступени защиты (см. гл. 13). В табл. 18.1 представлен список средств защиты (барьеров), их функции, вероятности аварий соответствующего масштаба, ожидаемые последствия для АЭС при условии успешного срабатывания защиты, наконец, ожидаемые (по существу, требуемые) последствия для населения. Таким образом, вводится последовательная цепочка качественно нарастающих барьеров между населением и источником радиационной опасности, коим является БР с газовым охлаждением. Допустимые последствия постулированных аварий можно рассматривать как критерии безопасности.
Следует обратить внимание, что средства защиты под номерами 1 и 2 представляют собой необходимые компоненты конструкции реактора, предназначенные для его работы в нормальных условиях, тогда как остальные служат для уменьшения последствий аварийных ситуаций и выходят за рамки собственно конструкции реактора. Таким образом, данный список средств защиты иллюстрирует подход, именуемый «защита в глубину».

Таблица 18.1. Средства защиты (барьеры) и критерии безопасности

№ п/п

Средство защиты

Функция

Вероятность
события

Последствие для АЭС

Последствие для людей

1

Рабочая система

Остановка реактора, расхолаживание

10-2

Осуществим нормальный повторный пуск

Превышение над фоновой активностью нс более 1 %

2

Дополнительная система

Остановка реактора, расхолаживание (в случае отказа средства защиты 1)

10-2

То же

Газовая доза фоновой активности нс превышается

3

Внутренние (физические) особенности

Остановка реактора, расхолаживание (в случае отказа средства защиты 2)

10-2

Геометрия активной зоны сохраняется

Не превышается годовая предельно допустимая доза облучения для работников АЭС

4

Реакторный бак

Сохранение местоположения внутриреакторного оборудования, ограничение области энерговыделения (в случае отказа средства защиты 3)

10-1

Целостность бака и все функции внешней защитной оболочки сохранены

Не допускается причинение заметного ущерба для здоровья людей

5

Внешняя защитная оболочка

Локализация радиоактивных веществ (в случае отказа средства защиты 4)

10-1

Нарушения целостности внешней защитной оболочки нс существенны

Фатальные случаи отсутствуют

6

Естественные ограничения

Смягчение последствий воздействия ионизирующего излучения (в случае отказа средства защиты 5)

10-1

Критерии для АЭС отсутствуют. Можно выдвигать требования к защите окружающей среды

Последствия аварий не больше, чем в случае аналогичных аварий ЛВР

Подчеркнем, что средства защиты 1—2 должны свести на нет вероятность потенциально возможной аварии со значительным выбросом радиоактивных продуктов в окружающую среду, тогда как назначение средств защиты 4—6 — предотвратить тяжелые последствия подобной маловероятной аварии, если она все же произойдет.



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