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

Неконтролируемые 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

При анализе безопасности БР как с натриевым, так и с газовым охлаждением рассматривается гипотетическая авария, вызванная полным отказом либо аварийной защиты, либо всех систем охлаждения. Вероятность такого события чрезвычайно мала, поскольку предполагается неисправность одновременно нескольких независимых систем. Это должно привести к разрушению активной зоны и опасным последствиям для окружающей среды, в связи с чем говорят о максимальной гипотетической аварии. Ее изучение должно показать, в какой мере реакторный бак и защитная оболочка могут ослабить упомянутые последствия. Понимание физических процессов, протекающих в условиях максимальной гипотетической аварии, позволяет более глубоко и целенаправленно оценить возможности ограничения распространения радиоактивных веществ за пределы реакторной системы.

А. ВИДЫ НЕКОНТРОЛИРУЕМЫХ АВАРИЙ

Общий комплекс защиты реактора состоит из основных и дополнительных систем аварийной защиты. Они должны включаться в случаях нарушения нормальных условий работы реактора, когда рабочая система управления не способна вывести реактор в безопасный режим по причине неисправности в ней самой либо из-за слишком сильного возмущения. Тогда автоматически происходит аварийная остановка реактора (вывод его в подкритическое состояние), после чего одна из систем расхолаживания обязана не допустить расплавления твэлов при остаточном тепловыделении. Если же отказала система аварийной остановки реактора либо не сработали системы расхолаживания, авария считается неконтролируемой. Можно выделить три вида неконтролируемых аварий, различных по характеру своего развития:

  1. полное отсутствие охлаждения после остановки реактора;
  2. недостаточное охлаждение в процессе работы при одновременном отказе основной и дополнительной систем аварийной остановки;
  3. перегрев при превышении номинальной мощности за счет положительных эффектов возмущения реактивности при одновременном отказе основной и дополнительной систем аварийной остановки.

Каждый из этих видов неконтролируемой аварии характеризуется специфической последовательностью физических явлений, которые мы вкратце обсудим, подчеркивая при этом характерные условия газоохлаждаемых БР. Следует иметь в виду, что многие вопросы безопасности реакторов БН, рассмотренные в гл. 15, 16, в одинаковой мере приложимы и к газоохлаждаемым БР, за одним исключением. Все эффекты, обусловленные свойствами жидкого натрия, не имеют аналога в газоохлаждаемых быстрых реакторов. Достаточно указать, например, на большую теплоемкость натрия и способность его к закипанию в отличие от гелия. Далее мы будем полагать, что читателю все эти факты известны.

Б. ОТСУТСТВИЕ ОХЛАЖДЕНИЯ ПОСЛЕ ОСТАНОВКИ РЕАКТОРА

Аварию подобного вида в газоохлаждаемых быстрых реакторов мы обсудим подробнее по двум причинам. Во-первых, ее вероятность сравнима с вероятностями других неконтролируемых аварий. Во-вторых, она специфична для БР с газовым охлаждением, тогда как аварии, связанные с перегревом или с недостаточным теплосъемом, развиваются сходным образом в быстрый реактор-размножитель с гелиевым и натриевым теплоносителями.
Авария с отсутствием охлаждения приведет к разрушению активной зоны, если предположить неисправность всех систем охлаждения. Чтобы предотвратить расплавление оболочек твэлов, необходимо, чтобы работала хотя бы одна охлаждающая петля. Таким образом, постулируется одновременный отказ главной, аварийной и дополнительной систем принудительного охлаждения и нарушение системы естественной циркуляции. Анализ показывает, что вероятность наложения таких событий достаточно мала. Тем не менее необходимо подробное изучение общих причин неисправностей разнообразных компонентов защиты, поскольку, как оказывается, подобные неисправности возникают довольно часто [1].
Последовательность явлений в рассматриваемой гипотетической аварии приведена на рис. 18.3. Вслед за остановкой реактора главные газодувки продолжают работать некоторое время по инерции, предохраняя активную зону от перегрева. При этом в активной зоне сохраняется температурное поле, способствующее переходу к естественной циркуляции газа и соответствующему профилю потока по мере затухания мощности газодувок. Этот переходный эффект происходит гораздо быстрее в случае газового теплоносителя по сравнению с натриевым, что связано с большим различием теплоемкостей того и другого. На этой стадии ожидается интенсивное перемешивание холодного и горячего газов в активной зоне (2).
Картина распределения потока теплоносителя зависит от того, произойдет ли так называемое опрокидывание циркуляции. Это явление состоит в следующем. Температура гелия в центральной части каждой сборки растет быстрее, чем в периферийных частях, где тепло расходуется на нагревание стенок чехлов. Горячий гелий движется вверх, покидает активную зону и охлаждается в торцевой зоне воспроизводства и защите. Затем охлажденный гелий входит в сборки и начинает двигаться вниз вдоль внутренней поверхности стенок чехлов.
Может возникнуть другая картина, когда гелий движется вверх через центральные более горячие сборки и вниз — через периферийные. Реальное распределение потока скорее всего будет определяться комбинацией рассмотренных случаев. В результате ожидается интенсивный перенос тепла из горячих областей реактора в холодные, что ведет к существенной задержке момента плавления оболочек твэлов.
Геометрическая деформация активной зоны начинается с момента плавления оболочек твэлов. Материал расплавленных оболочек стекает вниз и застывает в нижней части активной зоны и в торцевой зоне воспроизводства, образуя пробки в каналах. Топливо в оголенных твэлах начинает крошиться. Процесс разрушения твэлов может сопровождаться изменением реактивности реактора.
Закупорка каналов в сборках ведет к определенным последствиям.

Рис. 18.3. Схема развития гипотетической аварии при отсутствии охлаждения после аварийной остановки
При неполной закупорке продолжается некоторое охлаждение твэлов за счет естественной циркуляции гелия, что сдерживает процесс плавления топлива. Если же таковой начался, расплавленное топливо стекает вниз по свободным межтвэльным зазорам.
Имеются экспериментальные свидетельства тому, что периферийные каналы, прилегающие к последним рядам твэлов вблизи стенок чехла, закупориваются в последнюю очередь, оставляя проход для расплавленного топлива, по крайней мере на начальной стадии его плавления. Конвекция газа в активной зоне способствует более сильной закупорке каналов во время стенания жидкой стали. В связи с этим возникает опасность накопления в активной зоне расплавленного топлива с образованием вторичной критической конфигурации. Однако этому противодействуют по крайней мере два механизма.
Во-первых, остаются свободные каналы в органах регулирования. Вопрос заключается в том, что расплавится раньше: топливо или чехлы регулирующих сборок? Коль скоро образовалось жидкое топливо, сила тяжести вынуждает его стекать вниз через любые щели. Отсутствие жидкого теплоносителя облегчает этот процесс.
Во-вторых, прогрессирующее плавление активной зоны сопровождается перемешиванием делящегося и поглощающего материалов, и скорее всего создаются подкритические условия еще до полного расплавления и стенания топлива.
В § 15.6 рассматривалось важное для реакторов БН явление вскипания жидкого топлива в процессе экстремальной аварии. В газоохлаждаемых быстрых реакторов это явление маловероятно из-за высокого давления и большого времени развития аварии, за которое интенсивность остаточного тепловыделения существенно падает.
Несмотря на наличие перечисленных факторов, препятствующих образованию вторичной критической массы, такая опасность все же существует. Специфика здесь заключается в том (в отличие от аварии при отказе аварийной защиты), что критическая конфигурация возникает путем заполнения некоторой емкости жидким топливом, и предшественники запаздывающих нейтронов к этому моменту распались. При этом спектр мгновенных нейтронов отличается предельной жесткостью, поскольку в топливе нет замедлителя и, напротив, присутствуют поглощающие стержни. Эти особенности как-то влияют на последующий разброс топлива. Но основным процессом в рассматриваемой гипотетической аварии является изменение фазового состояния топлива и его перемещение под действием силы тяжести. Условия критичности будут зависеть от того, с какой скоростью произойдет выход топлива из активной зоны и какая геометрия при этом образуется. Иначе говоря, важным вопросом является обеспечение подкритической конфигурации и удержание расплавленного топлива.

В. АВАРИЯ ПРИ НЕДОСТАТОЧНОМ ОХЛАЖДЕНИИ

Рассмотрим гипотетическую аварию, вызванную уменьшением потока теплоносителя при работе реактора на номинальной мощности в условиях несрабатывания всех систем аварийной остановки (глушения). Существует множество причин, которые могут привести к уменьшению потока теплоносителя. Некоторые случаи неисправностей имеют весьма малую вероятность по отношению к единичной АЭС, однако их тоже необходимо предвидеть, коль скоро мы собираемся иметь дело с системой АЭС. Среди типичных неисправностей можно отметить отключение электропитания всех основных газодувок, механические поломки, прекращение подачи питательной воды и др. В результате таких неисправностей происходит сравнительно медленное падение давления, так что быстрота срабатывания аварийной защиты в данных случаях не имеет значения.
В газоохлаждаемых быстрых реакторов проектируются две независимые и различающиеся между собой системы аварийной защиты. В каждой из них задействовали ряд поглощающих сборок (стержней), их общее количество равно примерно 20. Остановка реактора может быть обеспечена с равным успехом той или другой системой. Эффективность одного или пары поглощающих стержней достаточна для прекращения цепной реакции. Таким образом, рассматриваемая авария возможна лишь при условии полного отказа обеих систем аварийной защиты.
В описательном плане аварии при недостаточном охлаждении в быстрый реактор-размножитель с натриевым и гелиевым теплоносителями похожи. По этой причине в анализе тех и других применяются общие расчетные программы (например, SASGAS). Однако имеются и различия. Например, отсутствие натрия приводит к тому, что появляется взаимосвязь между быстрыми реактивностными эффектами и сопутствующими физическими явлениями, протекающими в «горячих» каналах при недостаточном охлаждении и в «холодных» каналах при всплеске мощности.
Другая особенность БР с гелиевым охлаждением — высокое давление, из-за чего температура кипения жидкого топлива повышается, появляются условия для стекания топлива из сборок с относительно низким энерговыделением, затрудняется вскипание топлива после остановки реактора.
Схема развития аварии при недостаточном охлаждении приведена на рис. 18.4. Сплошными линиями показана ожидаемая преимущественная цепочка переходных процессов, штриховыми линиями — возможные побочные варианты. Начальная стадия характеризуется интенсивным плавлением оболочек твэлов. В это время поток теплоносителя может оказаться достаточным для поднятия массы расплавленного металла в верхнюю торцевую зону воспроизводства, где эта масса застывает и закупоривает каналы теплоносителя. Затем возможно оседание оставшейся расплавленной массы в нижнюю торцевую зону воспроизводства.
Перемещение конструкционного материала вызывает положительный эффект реактивности и возрастание мощности реактора до уровня, примерно в 30 раз превышающего номинальную мощность. Доплеровский коэффициент реактивности препятствует образованию критичности на мгновенных нейтронах до тех пор, пока не происходит расплавления топлива. Его стекание может привести к образованию критической конфигурации и даже критичности на мгновенных нейтронах, но с небольшим избытком коэффициента размножения. Ожидается, что процесс не разовьется в большой взрыв, скорее будет носить характер сравнительно спокойного всплеска мощности.
На поведение топлива в быстрый реактор-размножитель с гелиевым теплоносителем в течение рассматриваемой аварии влияет большое давление гелия (примерно 10 МПа). При переходе от атмосферного давления к указанному температура кипения жидкого топлива возрастает от 3500 до 4650 К. Во время всплеска мощности топливо в области максимальной плотности энерговыделения разогревается в такой степени, что происходит его вскипание, часть его испаряется из активной зоны и оседает в торцевых зонах воспроизводства. Процесс испарения приводит к отрицательной реактивности. Давление паров топлива в пике мощности по расчетам составляет 16,5 МПа. Однако работа расширения получается небольшой, поскольку она совершается против давления теплоносителя 10 МПа, и, кроме того, лишь небольшая часть топлива переходит в состояние пара.
Топливо, перешедшее из активной зоны в торцевые зоны воспроизводства, застывает там, образуя корковые наросты на твэлах. Устойчивость этих корок зависит от скорости проникновения топлива в торцевые зоны, а также условий застывания и выбрасывания из межтвэльных зазоров (см. гл. 15). Вполне возможна закупорка последних.

Рис. 18.4. Схема развития гипотетической аварии при недостаточном охлаждении
При детальном рассмотрении поведения топлива необходимо учитывать большую разницу температуры плавления (3040 К) и температуры кипения (4650 К) при давлении 10 МПа. Вследствие такой разницы топливо в области низкой плотности энерговыделения находится в расплавленном состоянии, в то время как в области максимальной плотности энерговыделения — в состоянии интенсивного кипения и испарения. Поэтому к моменту прекращения цепной реакции основная часть активной зоны должна состоять их колонн жидкого топлива, просачивающегося вниз. Отекание жидкого топлива происходит непосредственно вслед за стенанием расплавленных оболочек твэлов, так что жидкая сталь в нижней зоне воспроизводства не успевает застывать. Предполагается, что в этих условиях поверхность твэлов внизу покрывается устойчивой топливной коркой, играющей роль теплоизоляции. Это обстоятельство препятствует закупорке каналов в нижней зоне воспроизводства во время стенания расплавленного топлива, тем самым уменьшает опасность образования вторичной критической массы. При наличии давления закипания топлива за счет остаточного тепловыделения не происходит, поэтому рассмотренная картина протекания аварии может расцениваться как благоприятная с точки зрения безопасности газоохлаждаемых быстрых реакторов. Более точные заключения можно сделать на основе стендовых экспериментов с расплавленным топливом.

Г. АВАРИИ, СВЯЗАННЫЕ С ПРЕВЫШЕНИЕМ НОМИНАЛЬНОЙ МОЩНОСТИ

Данная категория включает в себя аварии, вызванные случайным введением положительной реактивности при отказе всех систем аварийной остановки реактора. Изучение возможных многочисленных причин возникновения положительной реактивности в быстрый реактор-размножитель с газовым охлаждением показало, что все они не могут привести к быстрому вводу реактивности [4]. Например, падение давления гелия приводит к медленному росту реактивности со сравнительно малой амплитудой. Выброс регулирующего стержня за счет избыточного внутреннего давления гелия не допускается конструкцией СУЗ.
Среди прочих причин можно указать попадание в активную зону воды или пара, сейсмические колебания, эффекты нестабильности температурного поля, возмущения в активной зоне, эффекты разностного давления, ошибочные действия оператора. Во всех этих случаях скорость нарастания реактивности не превышает 0,1βаф/с.
При обсуждении аварии, вызванной недостаточным охлаждением, давались комментарии относительно системы аварийного глушения реактора. Эти комментарии остаются справедливыми и в данном случае. Отметим только, что в качестве критерия быстродействия системы можно принять время выброса регулирующего стержня за счет внутреннего давления (поэтому такое маловероятное событие и было отмечено выше).
Возможные последовательности процессов в рассматриваемой аварии показаны на рис. 18.5. Сплошные линии соответствуют предсказаниям расчетного анализа, штриховые отражают менее вероятную схему, которую, однако, нельзя исключить из-за неопределенности существующих знаний.
В качестве типичного начала аварии рассматривают случайное поднятие регулирующего стержня в условиях невозможности заглушить реактор. Далее существующие модели дают следующую картину. Поскольку работает система охлаждения, рост температуры оболочек твэлов отстает от роста температуры топлива. По мере расплавления топлива возрастает внутреннее давление на оболочку, во-первых, из-за объемного расширения, во-вторых, из-за интенсивного газовыделения. Если реактивность вводится достаточно быстро, то на этом этапе происходит разрыв оболочки в районе выхода из активной зоны. При медленном вводе реактивности оболочка плавится.


Рис. 18.5. Схема развития аварии при разгоне БР с газовым охлаждением
В обоих случаях расплавленное топливо вовлекается в быстрый поток теплоносителя, распыляется там и приобретает вид мелкого песка, который непрерывно выдувается из сборки. Данный механизм удаления топлива из активной зоны препятствует образованию критической конфигурации на стадии плавления топлива, если только работает система прокачки гелия через активную зону.



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