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

Контролируемые 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

Конструкция быстрых реакторов с газовым охлаждением разрабатывается с учетом противодействия всевозможным причинам аварии. При этом рассматриваются такие аспекты, как обеспечение нормального функционирования реактора, удовлетворение лицензионным требованиям, соответствие промышленным нормам и стандартам. Типичные причины аварийных ситуаций классифицируются следующим образом:

  1. неисправность в системе питательной воды;
  2. нарушение отвода тепла из активной зоны;
  3. возмущения реактивности и распределения энерговыделения;
  4. попадание влаги в первый охлаждающий контур;
  5. уменьшение количества теплоносителя;
  6. выброс радиоактивных продуктов из рабочей системы;
  7. нарушение работоспособности дополнительных систем;
  8. внешняя опасность для АЭС.

Полный список возможных последовательностей аварий слишком велик. Так называемый анализ риска показал, что среди часто случающихся переходных процессов преобладают такие последовательности, которые могут привести к нарушениям охлаждения активной зоны. В связи с этим оценка надежности работы газоохлаждаемых быстрых реакторов рассматривается особо как неотъемлемая часть деятельности по обеспечению их безопасности. Эта деятельность оказывает влияние на выбор реакторной конструкции в целом еще на стадии проработки самой концепции безопасности. Расчет регулирующих и регистрирующих систем делается при детальном конструировании реактора, и на завершающей стадии определяются мероприятия по проверке и испытанию всех систем.
Ниже мы рассмотрим лишь некоторые примеры возможных аварий, специфических для газоохлаждаемых быстрых реакторов. В категории аварий, характеризуемых аномальным поведением реактивности, одной из причин является течь паропровода. Этот случай заслуживает внимания, поскольку имеется возможность попадания пара в активную зону. Однако расчеты показывают, что возникающая при этом реактивность невелика, так что опасности разгона реактора не существует. Другой случай изменения реактивности — утечка гелия из реактора. Положительная реактивность из-за потери гелия гораздо меньше, чем в реакторах БН из-за потери натрия, и тоже считается не опасной. Наконец, рост реактивности возможен из-за ошибочного извлечения регулирующего стержня. Однако вероятность такого события исчезающе мала благодаря конструктивным мерам. Одна из них — введение механических ограничителей в устройстве СУЗ.
Следующая категория аварий связана с потерей теплоносителя. В анализе безопасности газоохлаждаемых быстрых реакторов рассматривается модель крупной аварии, ведущей к падению давления. Постулируется утечка гелия через проходное отверстие с площадью сечения 484 см2 в корпусе реактора. Расчеты показывают, что при этом происходит снижение давления за время примерно 1,5 мин до значения 200 кПа, когда гелий заполнит объем, окружаемый защитной оболочкой. Одновременно происходит разогрев твэлов до максимальных температур. Последствия такой постулированной аварии и работоспособность основного оборудования при ее условиях должны быть определены в соответствии с существующими в США лицензионными требованиями. Считается, что на этот крайне маловероятный случай достаточно иметь одну дополнительную систему расхолаживания активной зоны (см. рис. 17.4).

Рис. 18.1. Максимальная температура оболочки твэла (сплошная кривая) и входная температура гелия (штриховая) во время аварийного расхолаживания активной зоны (Тт — температура плавления оболочки. Скачок при t≈60 с вызван включением двух петель дополнительной системы охлаждения активной зоны).

Рис. 18.2. Температура топлива в «горячей точке» твэла во время естественной циркуляции гелия:
-------------- —максимальная температура топлива;          средняя температура топлива;
----------- —средняя температура для твэла в
зоне воспроизводства (система естественной циркуляции включается в момент t—90 с); Т1 — предельно допустимая температура до расплавления оболочки; Т2 — температура плавления оболочки
Типичные события, происходящие в результате данной постулированной аварии, можно представить следующим образом. После срабатывания аварийной защиты приводятся в состояние готовности аварийные источники питания (дизель-генераторы) и механизмы дополнительной системы расхолаживания. Устройство, регистрирующее падение давления в основном контуре, дает сигнал на включение газодувок дополнительной системы.

В ней создается давление гелия, после чего с помощью соответствующих клапанов осуществляется переключение с основной системы охлаждения на дополнительную.
Ожидается, что во время падения давления поток гелия через активную зону будет ламинарным. Поэтому анализ последствий ведется в предположении, что параметры теплоотдачи и трения гелия отвечают условию ламинарности (см. § 17.6). Результаты расчета максимальной температуры оболочки твэла в аварийных условиях для типичной конструкции БР с гелиевым охлаждением приведены на рис. 18.1. Предполагается, что после 1 мин работы одной петли включается вторая петля дополнительной системы расхолаживания. Максимальная температура оболочки наиболее энергонапряженного твэла оказывается ниже предельно допустимой температуры примерно на 100°С (Тир доп — 1260 °С) и ниже температуры плавления примерно на 210 оС (Тпл = 1370 °С). Таким образом, имеется некоторый запас на неучтенные факторы перегрева. Следует отметить, что повышение температуры вблизи предельно допустимого значения в газоохлаждаемых быстрых реакторов менее опасно, чем в реакторах БН, по двум причинам. Во-первых, гелий в отличие от натрия не кипит. Во-вторых, вентилируемая конструкция газоохлаждаемых твэлов не испытывает внутреннего давления.  При желании температуру оболочек газоохлаждаемых твэлов при аварийном расхолаживании можно снизить, если использовать более мощные двигатели газодувок дополнительной системы. Целесообразность такого решения не очевидна, если учесть возрастание стоимости реактора и малую вероятность рассматриваемой аварии.
Как видно из табл. 18.1, в анализе безопасности учитывается, что при отказе основной и дополнительной систем защиты для смягчения последствий аварии можно использовать физические свойства газоохлаждаемого реактора. Таким важным свойством является способность газа к естественной циркуляции в определенных условиях. Исходя из этого, дополнительную систему охлаждения активной зоны конструируют таким образом, чтобы она обеспечивала в крайнем случае пассивную функцию максимально возможного отвода тепла в атмосферу. Это достигается за счет вынесения вывода второго контура охлаждения на высоту нескольких десятков метров (см. рис. 17.4). Эффективность охлаждения путем естественной циркуляции иллюстрируется рис. 18.2. После отключения электропитания основных трех газодувок (в результате постулированной аварии) инерционная прокачка газа продолжается около 90 с. Далее предполагается отказ системы аварийного расхолаживания и дополнительной системы расхолаживания активной зоны. В этом случае происходит автоматическое включение петли естественной циркуляции, которая обеспечивает расход гелия около 3 % номинального значения. Как показывают расчеты, температура оболочки в «горячих точках» в этих условиях не превышает 650 °С.



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