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

Защитное окружение быстрых реакторов с газовым охлаждением - 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

Концепция безопасности БР с газовым охлаждением предполагает наличие двух основных барьеров, препятствующих распространению радиоактивных веществ: корпуса высокого давления из предварительно напряженного бетона (см. рис. 17.3) и защитной оболочки. Последняя состоит из внутренней герметичной оболочки и внешнего бетонного покрытия. Подобное защитное окружение проектируется исходя из определенных требований безопасности на случай аварий без разрушения активной зоны. Так, конструкция корпуса высокого давления рассчитывается таким образом, чтобы при разрыве гелиевого контура максимальная площадь разрыва не превышала определенную величину. Тем самым заранее ограничивается максимальная скорость падения давления. Другое требование касается давления в полости корпуса: оно не должно превышать максимального проектного предела. Типичные требования к защитной оболочке следующие. Она должна обеспечивать внутреннее давление гелия, достаточное для охлаждения активной зоны при падении давления в главном контуре. Вводится предельно допустимое значение утечки гелия. Наконец, защитная оболочка служит барьером, препятствующим распространению радиоактивных продуктов в случае их выброса из активной зоны.
Защитному окружению отводится также важная роль ограничения последствий максимальной гипотетической аварии. Прежде всего представляют интерес такие вопросы, как ограничение и локализация больших энерговыделений, удержание массы расплавленного материала активной зоны, ограничение выхода радиоактивных газов и аэрозолей в окружающую среду. Рассмотрим эти вопросы более подробно.

А. ЛОКАЛИЗАЦИЯ ЭНЕРГОВЫДЕЛЕНИЯ

Железобетонный корпус реактора способен противостоять быстрому выделению большого количества энергии. Количественное сопоставление прочности корпуса и масштабов возможных энерговыделений является предметом специального анализа. Прежде всего следует оценить величину механической работы, связанной с повреждением корпусной конструкции главного охлаждающего контура в процессе расплавления и перемещения материалов активной зоны. Эта оценка зависит от типа аварии. Например, авария с превышением мощности и последующим расплавлением активной зоны протекает без существенного превращения выделяемой энергии в механическую работу.
В аварии, связанной с уменьшением расхода теплоносителя и отказом системы аварийной остановки, доминирующими процессами являются кипение и испарение топлива в каналах с максимальным энерговыделением и его стекание в каналах с меньшим энерговыделением. При давлении гелия в главном охлаждающем контуре около 10 МПа давление паров кипящего топлива превосходит указанное значение, но не более чем в 2 раза. В этих условиях, как показывают расчеты в адиабатическом приближении, потенциал механической работы невелик, составляет лишь несколько десятых мегаджоуля. Более того, механизм передачи энергии от активной зоны к стенкам бетонного корпуса посредством идеально сжимаемого рабочего тела (гелия) оказывается малоэффективным. Значительная часть энергии поглотится в массивных конструкциях внутренней защиты. В итоге стенки бетонного корпуса испытывают умеренную нагрузку за счет повышения статического давления, но не будут подвержены действию ударных волн.
В рассматриваемой аварии с недостаточным охлаждением следует обратить внимание на одно физическое явление, приводящее к увеличению энерговыделения в активной зоне. Оно заключается в том, что заполнение жидким топливом каналов охлаждения приводит к радиальной однородности активной зоны и соответственно к уменьшению вероятности попадания нейтрона из активной зоны в боковую зону воспроизводства. Данный эффект вызывает положительную реактивность в момент затухания прочих переходных процессов. Однако чтобы этот механизм сработал, необходимо выполнение двух условий [5, 6]. Во-первых, время формирования радиальной однородности должно быть очень мало, существенно меньше 0,1 с. Во-вторых, необходимо, чтобы этот процесс протекал при температурах, по крайней мере на 500 °С ниже, чем температура кипения топлива. В настоящее время трудно сказать, в какой мере эти условия выполняются. Рассматриваемый эффект играет роль не только в быстрый реактор-размножитель с газовым, но также и с натриевым охлаждением. Поэтому дополнительные экспериментальные данные по этой проблеме имели бы важное значение.
В последнее время рассматривался вопрос о величине механической энергии, высвобождаемой в авариях при отсутствии охлаждения после глушения реактора. Было показано, что для уменьшения опасности механических разрушений в этом случае необходимо предусмотреть специальную конструкцию нижней части реактора, с тем чтобы воспрепятствовать образованию вторичной критической массы при медленном расплавлении и оседания топлива в подкритическом реакторе. Критичность может наступить лишь при условии, что расплавится значительная часть активной зоны и закупорка каналов затруднит растекание жидкой топливной массы. Закупорка может быть вызвана, например, застыванием расплавленной стали в нижней торцевой зоне воспроизводства. В настоящее время образование вторичной критической массы полагают возможным, несмотря на существование механизмов, препятствующих этому (вытекание жидкого топлива через каналы СУЗ, попадание в топливо поглотителя нейтронов). Предварительные оценки [7] показывают, что в случае возникновения условий критичности механическая работа по разрушению конструкции реактора составит несколько сотен миллионов джоулей. В виду отсутствия жидкого теплоносителя большая часть этой работы будет затрачена на деформацию активной зоны, и лишь небольшая часть энергии будет передана бетонному корпусу. Последний может поглотить гораздо больше энергии по сравнению с выделяемой в неконтролируемых авариях. Так, по оценкам [8], корпус из предварительно напряженного бетона в проектах газоохлаждаемых быстрых реакторов способен противостоять выделению энергии порядка 2000 МДж. В ANL были проведены расчеты прочности корпуса из предварительно напряженного бетона применительно к защите реакторов БН. При наличии натрия в реакторе нагрузка на корпус во время неконтролируемой аварии резко усиливается. Оценки показали, что в этом случае корпус способен поглотить энергию около 10 000 МДж, не обнаруживая при этом заметных повреждений. Полагают, что запас прочности бетонного корпуса по отношению к энергии, передаваемой на его стенки во время неконтролируемой аварии, составляет два порядка. Кроме того, нагрузку на корпус в принципе можно уменьшить путем сброса избыточного давления через аварийные клапаны. Однако такая мера нежелательна из-за выпуска радиоактивных продуктов деления и аэрозолей. Поэтому картину аварии целесообразно рассматривать в варианте несрабатывания системы аварийного сброса давления.

Б. ВНУТРИКОРПУСНОЕ УДЕРЖАНИЕ РАСПЛАВЛЕННОГО ТОПЛИВА

При разработке проектов БР с газовым охлаждением большое внимание уделялось защите от проникновения расплавленного топлива в окружающую среду. Рассматривались варианты удержания топлива как внутри газоохлаждаемой полости, так и за ее пределами. Предпочтение было отдано первым вариантам, поскольку они более соответствуют типичным конструкциям газоохлаждаемых быстрых реакторов с корпусом из предварительно напряженного бетона. Предполагается, что корпус опирается на массивное бетонное основание толщиной около 5 м, изолированное от центральной полости. Эта и другие полости, а также каналы охлаждающих контуров имеют стальное покрытие, играющее роль защиты от теплоносителя. Оно снабжено тепловой изоляцией с внутренней стороны и имеет две независимые системы охлаждения со стороны бетонной стенки, как показано на рис. 18.6.

Рис. 18.6. Элементы защитного слоя:
1 — гелий; 2 —внутреннее металлическое покрытие; 3 — термоизоляция, 4 — защитный слой; 5 — воздушные каналы; 6 — сварные крепления; 7 — каналы водяного охлаждения; 8 — бетон

В целом охлаждаемое защитное покрытие представляет собой тепловой барьер, предусматриваемый в реакторных конструкциях с бетонным корпусом. Именно этот тепловой барьер послужил отправной точкой в поисках решения задачи послеаварийного удержания расплавленного топлива в газоохлаждаемых быстрых реакторов. В качестве улавливающей емкости (поддона) может быть использована нижняя часть центральной полости под активной зоной.
Реализация системы после- аварийного удержания расплавленного топлива предполагает выполнение следующих условий:
1)         процессы расплавления и стекания топлива не должны приводить к повреждению системы охлаждения защитного покрытия;

  1. максимальная температура защитного покрытия при сборе топлива в поддоне не должна превосходить некоторого предельного значения, определяемого термической стойкостью материалов покрытия;
  2. необходимо обеспечить скорость теплоотвода, при которой отсутствует закипание охлаждающей воды;
  3. не допускается перетечка жидкого топлива из центральной полости в боковые полости через каналы охлаждающего контура.

Условие 1 обеспечивается благодаря механической и тепловой защите системы охлаждения. Остальные условия обсуждаются ниже.
В разработку концепции внутрикорпусного удержания расплавленного топлива входит создание неповреждаемого защитного слоя, выбор основного варианта конструкции корпуса и установление требований, которым она должна удовлетворять. Для этого необходимо определить диапазон изменения начальных условий в различных типах аварий. Прежде всего важно знать объем активной зоны, в котором происходит расплавление материалов как на начальной стадии аварии, так и в последующий период времени, в зависимости от типа переходного процесса. Большие количества расплавленного топлива с наибольшей вероятностью образуются в авариях, связанных с недостаточным охлаждением при работе реактора с отсутствием охлаждения после глушения реактора.

В авариях первого типа расплавления топлива в боковой зоне воспроизводства не ожидается, поскольку переходный процесс обусловлен энерговыделением за счет реакции деления и системы отвода остаточного тепла предполагаются работающими. В авариях с отказом этих систем переходный процесс развивается медленнее и определяется остаточным тепловыделением. Первые ряды сборок боковой зоны воспроизводства, где тепловой поток за счет остаточного тепловыделения имеет примерно такую же величину, как в активной зоне, в этом случае могут расплавиться. Процесс расплавления зависит также от того, произойдет ли закупорка каналов расплавившейся и затем остывшей сталью.
Трудно оценить, сколь далеко распространяется область плавления по высоте активной зоны и будет ли плавиться опорная плита. Неоднозначность связана с тем, что жидкое топливо может стекать вниз разными способами — через входные отверстия сборок и каналы нижней торцевой зоны воспроизводства либо через каналы СУЗ. Если при этом не произойдет накопления топлива в нижней части активной зоны, ее опорная плита вряд ли расплавится.
После перетекания жидкого топлива в нижнюю часть центральной полости корпуса происходит распространение накопленного и выделяющегося тепла вверх к опорной плите активной зоны. Ее разрушение и плавление увеличивает объем расплавленного материала. Поскольку этот процесс идет с поглощением тепла, момент достижения максимальной температуры защитной оболочки запаздывает. Обычно в расчетах исходят из того, что плавится и стекает вниз весь материал от плиты до верха тепловыделяющих сборок активной зоны и первого ряда сборок боковой зоны воспроизводства.
Конструкционная проработка различных вариантов удержания расплавленного топлива в центральной полости проводилась специалистами ФРГ [10] и США [11]. Были изучены различные варианты с введением жаропрочного керамического слоя, ванны с бурой, урановой ванны и стальной ванны. При этом использовались аналитические методы расчета, например эмпирическая модель Бейкера [12]. В ней описывается распространение тепла в бассейне с внутренними источниками в двухмерной геометрии на основе механизма теплопроводности вблизи стенок бассейна и механизма излучения — со стороны поверхности жидкости.
В варианте ванны с керамическим слоем (см. § 16.5) используются тугоплавкие материалы, благодаря которым защитная оболочка приобретает роль тигеля. Таким образом, стенки ванны не подвергаются плавлению и не реагируют с материалами расплавленной массы. При нормальной эксплуатации реактора такая конструкция стенок отличается хорошими защитными качествами. Для БР с газовым охлаждением данный вариант может быть применен почти без изменений. Толстый керамический слой может поглощать тепло в течение примерно 30 ч после расплавления активной зоны. Максимальный тепловой поток, образующийся в конечном счете в защитном слое, сравнительно невелик, так что, несколько усилив его охлаждение, можно обеспечить равновесное состояние системы. Однако температура расплавленной массы топлива получается большой, около 3000 °С, что близко к температуре кипения. Основной недостаток этого варианта заключается в том, что около 60—80 % остаточного тепловыделения сопровождается переносом тепла с поверхности жидкого топлива в центральную полость бетонного корпуса. Чтобы обеспечить соответствующий теплоотвод, необходима работа основных охлаждающих систем. В случае их выхода из строя аварийная ситуация усугубляется.
Вариант ванны с бурой был предложен в [13]. По замыслу автора, стальные герметичные контейнеры, заполненные борсодержащим материалом Na2B4O, (бура), плотно укладываются в нижней части центральной полости. Предполагается, что после расплавления активной зоны оксидное топливо растворится в жидкой буре. Растворение должно происходить при разрушении стальных контейнеров, т. е. при температуре плавления стали, когда процесс растворения идет весьма интенсивно. К сожалению, температура кипения буры сравнительно низкая, около 1700oС. Поэтому на границах между топливом и бурой могут возникнуть прослойки из паров буры. По этой причине некоторая часть топлива и стали может погрузиться в раствор без растворения.
Были также опасения, что промежуточные слои стали будут препятствовать полному растворению топлива. Для проверки идеи были проведены моделирующие опыты с небольшими количествами материалов [13]. Было показано, что процесс растворения UO2 действительно идет в присутствии стали. Низкая температура раствора приводит к тому, то лишь небольшая часть тепла (20—30 %), образующегося в ванне за счет остаточного тепловыделения, уходит вверх. Поэтому тепловые потоки на боковую и нижнюю часть ванны сравнительно велики. Тем не менее установление максимального теплового потока, по расчетным оценкам, произойдет не ранее чем через 10 ч с момента расплавления активной зоны. Следует иметь в виду, что стальные контейнеры с бурой испытывают большое внутреннее давление и должны конструироваться с учетом этого. Возможна конструкция вентилируемых контейнеров, однако ее недостаток заключается в опасности попадания влаги внутрь контейнера, а также в выходе паров буры.
В варианте ванны из тяжелого металла предполагается использовать металлический урановый сплав с высокой плотностью и низкой температурой плавления. Ожидается, что после расплавления активной зоны в ванне образуется жидкий тяжелый металл, содержащий взвешенные частицы твердого топлива. Стенки ванны должны состоять из нерасплавляющегося тяжелого металла. Главное преимущество этого варианта заключается в том, что жидкий тяжелый металл заполняет поры и трещины в конструкции ванны. Тем самым затрудняется проникновение расплавленного облученного топлива, которое привело бы к локальному возрастанию теплового потока вблизи защитного слоя. Изучение теплопереноса показало, что отвод тепла от ванны с жидким тяжелым металлом можно обеспечить при температуре, изменяющейся в достаточно широких пределах. Однако данный вариант страдает следующими недостатками: большая стоимость требуемого урана, опасность проникновения в ванну воды в случае повреждения защитного слоя, возможность коркообразования из тяжелого металла, затрудняющего осаждение облученного оксидного топлива. Кроме того, урановый сплав обладает низкой теплоемкостью, поэтому, например, для четырехчасовой аккумуляции тепла требуется слой уранового сплава толщиной 2 м. При нормальной работе реактора необходима защита уранового слоя от нейтронного излучения и от окисления за счет влажности.
Вариант стальной ванны основан на использовании в качестве поглотителя тепла большой массы стальных пластин, которые плавятся вслед за активной зоной, образуя ванну из жидкого легкого металла. В отличие от предыдущего варианта здесь расплавленное топливо, как более тяжелое, опускается на дно стальной ванны. Между сталью и защитной оболочкой бетонного корпуса необходимо ввести жаропрочный слой, чтобы предупредить появление горячих пятен. Тепловая емкость стальной ванны больше, чем урановой, поэтому тепловые потоки и температуры вблизи защитного слоя получаются ниже. Данный вариант, как и вариант с керамическим слоем, может быть реализован без больших дополнительных затрат и конструкционных изменений в традиционном проекте газоохлаждаемых быстрых реакторов с корпусом из предварительно напряженного бетона.
Таблица 18.2 позволяет сравнить четыре перечисленных выше варианта. Первый из них (керамический слой) является наиболее простым, однако его работоспособность зависит от эффективности отвода распространяющегося вверх тепла. Варианты ванны с бурой и урановой ванны характеризуются большой аккумулирующей способностью, но требуют существенных конструкционных проработок и экспериментальных исследований Наконец, вариант стальной ванны представляется компромиссным. Напрашивается также мысль сочетать достоинства вариантов урановой и стальной ванны. В этом комбинированном варианте основание выполнено из тяжелого металла, сверху накладывается стальной слой.
Таблица 18.2. Варианты удержания расплавленного топлива

 

Варианты

Параметр

Керамический слой

Ванна с бурой

Урановая
ванна

Стальная
ванна

Температура в ванне, С

Высокая
(>3000)

Низкая
(1427)

Низкая
(>1200)

Средняя
(>1500)

Температура защитного слоя, °С

Низкая
(150—200)

Высокая
(300—400)

Высокая
(280—350)

Средняя
(250—300)

Время предравновесной аккумуляции тепла, ч

Большое
(20—40)

Среднее
(6-10)

Малое
(3-4)

Среднее
(6-10)

Максимальный тепловой поток в защитной оболочке, кВт/м2

Низкий
(50—100)

Высокий
(200—300)

Высокий
(200—300)

Средний
(150—250)

Доля отводимого вверх тепла

Большая (0,6—0,8)

Малая (0,2—0,3)

Средняя (0,3—0,4)

Малая (0,1—0,3)

Требуемая высота центральной полости

Малая

Большая

Большая

Большая

Требуемые конструкционные изменения традиционной конструкции

Малые

Большие

Большие

Малые

Потребность в экспериментальных исследованиях

Небольшая

Большая

Большая

Средняя

Опасность образования вторичной критической массы

Небольшая

Небольшая

Нужны исследования

Нужны исследования

Контроль условий

Средний

Слабый

Удовлетво
рительный

Удовлетво
рительный

Проникновение облученного топлива в трещины

Есть

Есть

Нет

Есть

Стоимость

Низкая

Средняя

Высокая

Низкая

Недостатки при нормальной работе

Нет

Есть

Есть

Нет

Таблица 18.3. Характеристики материалов комбинированного варианта жидкометаллической ванны


Рис. 18.7. Схема комбинированного варианта жидкометаллической ванны:
1 — свободный объем; 2 — первый плавящийся слой, 3 — тяжелый металл; 4 — жаропрочный слой, 5 — защитный слой и система охлаждения
Комбинированный вариант схематично показан на рис. 18.7. В конструкции ванны имеются три слоя: жаропрочный, урановый и стальной. Их типичный состав и толщина, полученные в теплофизических расчетах исходя из требований к конструкции, приведены в табл. 18.3.

Например, количество стали было определено таким образом, чтобы время аккумуляции тепла, образующегося при остаточном тепловыделении, до наступления равновесного состояния составляло 10 ч при условии, что равновесная температура жидкой стали не превосходит 2000 °С. В качестве тяжелого металла был выбран сплав, содержащий обедненный уран. Количество тяжелого металла должно быть достаточным для заполнения зазоров и пор в жаропрочных блоках, чтобы предотвратить проникновение в них облученного топлива и затруднить их всплытие. В качестве жаропрочного материала может быть использована смесь жженой магнезии (оксида магния), карбида бора и графита. Поскольку графит обладает хорошей теплопроводностью, защитную оболочку следует изолировать от графита дополнительным слоем плавленого кварца толщиной 5 см.
На рис. 18.8 схематично изображена комбинированная ванна в равновесном состоянии (после 10 ч аккумуляции тепла). В состав нижнего слоя входят материалы как активной зоны, так и стенок ванны. Теплофизические расчеты проводились в рамках модели разделенных жидких масс топлива и стали с использованием эмпирических соотношений. Для ванны цилиндрической формы с отношением высоты к диаметру 0,25 последние имеют вид

(18.1)
где NuBB, Nuв6, Nubн — средние числа Нуссельта для направлений вверх, вбок и вниз соответственно. Внутреннее число Рэлея Rax определяется формулой (16.14). Характеристики жидких металлов содержатся в справочнике [15]. Некоторые исходные данные и расчетные результаты даны в табл. 18.4.

Рис. 18.8. Равновесное состояние комбинированной ванны с тепловыделением Q=7,6 МВт (после 10 ч аккумуляции тепла):
1 — смесь углерода и карбида бора при температуре 1400 X; 2 —сталь при температуре 2000 X; 3 — верхний корковый слой топлива при температуре 2000 X, 4 - жидкое топливо при температуре 2865 X, 5 — нижний слой топлива при температуре 1600—2000 X, 5 — защитный слой
Таблица 18.4. Результаты расчета равновесного состояния комбинированной жидкометаллической ванны

В приведенной конфигурации ванны верхний отвод тепла не превышает 20 % общего остаточного тепловыделения 7,6 МВт. Боковой отвод тепла составляет около 44 %, оставшаяся часть тепла уходит вниз.

Тепловой поток вблизи защитного слоя достаточно однородный, его максимальное значение (95 кВт/м2) достигается на боковой части. Общий максимальный отвод тепла системой, охлаждающей защитный слой, составляет 6 МВт, что в 10—15 раз превышает тепловую нагрузку при нормальной работе реактора. Естественно, подогрев воды существенно увеличивается, и ее расход необходимо увеличить в несколько раз.

Рис. 18.9. Геометрия центральной реакторной полости для теплофизического расчета: 1 — вход теплоносителя дополнительной системы охлаждения; 2 — остатки активной зоны; 3 — выход теплоносителя; 4 — реакторная защита, 5 — вход теплоносителя дополнительной системы охлаждения, 6 — расплавленная масса активной зоны, 7 — жидко металлическая ванна
Расчеты показывают, что максимальная температура защитного слоя в этих условиях не превышает 250 °С.

Полагают, что рассмотренный вариант комбинированной ванны для послеаварийного удержания расплавленного топлива технически осуществим в рамках существующей технологии газоохлаждаемых реакторов, бетонный корпус которых снабжен защитным слоем.
Теплоотвод от верхней части полости должен обеспечиваться обычными средствами, предусмотренными в традиционном проекте БР с газовым охлаждением. Для геометрии полости, изображенной на рис. 18.9, двухмерный теплофизический расчет показал, что при равновесном состоянии ванны необходима скорость теплоотвода вверх, равная примерно 2 МВт, чтобы обеспечить безопасную температуру стенок полости ниже 800 °С. Указанная тепловая нагрузка складывается из двух компонентов. Во-первых, вклад в тепловыделение дают благородные газы и летучие продукты деления, покинувшие ванну. Во-вторых, происходит перенос тепла из ванны в верхнюю часть полости. При недостаточном отводе тепла температура конструкции превысит 800 оС, что приведет к разрушению стенок и увеличению расплавленной массы. В принципе такая ситуация допустима, если не будет происходить переполнения ванны и перетекания жидкого металла через соединительные каналы в боковые полости. Верхний отвод тепла обеспечивается за счет работы системы охлаждения защитного слоя центральной и других полостей и за счет естественной циркуляции газа в дополнительной системе охлаждения активной зоны.
В разработке системы послеаварийного удержания расплавленного топлива важное значение имеет совместимость материалов. Экспериментальной информации пока на этот счет недостаточно. Имеются данные, свидетельствующие о совместимости UO2 и MgO вплоть до температуры 2000 °С и выше. Их совместимость с уран-железными сплавами является предметом исследований. Отметим, что возможное взаимодействие UO2 и MgO можно ограничить путем механического крепления блоков MgO, препятствующего их всплытию в более плотной жидкости.
Важным параметром является время аккумуляции тепла до выхода в равновесное состояние. Дело в том, что требуется по крайней мере несколько часов, чтобы обеспечить необходимый режим теплоотвода от жидкометаллической ванны.
Концепция послеаварийного удержания топлива в жидкометаллической ванне не является единственной. Роль приемника тепла может играть массивная нижняя часть самого бетонного корпуса. Его конструкция обеспечивает задержку топлива в течение многих суток и может выполнять роль поглотителя тепла с очень низкой удельной мощностью. Однако проблему создает разложение и растворение бетона жидким топливом, в результате чего возникают продукты взаимодействия, являющиеся источниками дополнительной опасности. Прежде всего из бетона выделяется вода, реагирующая со сталью с образованием водорода. Последний в течение нескольких суток создает взрывоопасную обстановку, если не принять меры по его вентиляции. Кроме того, в coстав обычного бетона входит соединение СаСO3 (известняк), которое разлагается на СаО и СO2. Чтобы углекислый газ не создал большого давления, необходимо обеспечить его выпуск. Другой способ преодоления этой трудности — использование бетона со специальным составом.

В. ЗАЩИТА ОТ ВЫХОДА ПРОДУКТОВ ДЕЛЕНИЯ И АЭРОЗОЛЕЙ

В программе развития газоохлаждаемых быстрых реакторов задача защиты окружающей среды от радиоактивных продуктов деления и аэрозолей решается на основе конструкционных проработок защитного окружения реакторов БН. Хотя работы в этом направлении не завершены, создание надежной вторичной оболочки, способной задержать большой выход радиоактивных продуктов, представляется возможным. Требования к ней регламентируются национальными радиологическими нормами обращения с расплавленным топливом в случае максимально гипотетической аварии. В основе этих норм лежит требование непревышения предельно допустимых доз облучения основных человеческих органов (например, костных и легочных тканей) в результате утечки радиоактивных продуктов. Внимание специалистов сосредоточено в первую очередь на возможных причинах нарушения целостности защитной оболочки В этом отношении газоохлаждаемые БР имеют ряд перечисленных ниже специфических особенностей, отличающих их от реакторов БН.

  1. Прочный и массивный корпус из предварительно напряженного бетона не может быть подвергнут разрушению взрывного типа (с разлетом осколков конструкции) в результате большого энерговыделения.
  2. Место возможного выхода радиоактивных продуктов деления и аэрозолей заранее известно. Таковым является канал аварийного клапана сброса избыточного давления. Поэтому имеется возможность установить систему улавливания негазообразных радиоактивных продуктов.
  3. Одновременный выход гелия не представляет опасности в пожарном, радиационном или каком-либо другом отношении.
  4. Защитная оболочка конструируется с расчетом на максимальное давление, возникающее при полном выходе гелия из корпуса реактора. В присутствии гелия в качестве разбавителя предельно допустимая взрывоопасная концентрация водорода может быть увеличена.
  5. Значительная часть иода и топливных аэрозолей в реакторах БН удерживается натрием. В газоохлаждаемых быстрых реакторов этот механизм отсутствует. Как уже отмечалось, выход радиоактивных продуктов из корпуса реактора можно ограничить их улавливанием в канале выпускного клапана.

В заключение отметим, что методы анализа защитного окружения газоохлаждаемых быстрых реакторов полностью аналогичны методам,используемым для реакторов БН. Ряд физических эффектов, таких как давление горячего газа на оболочку, тепловая нагрузка за счет первичного остаточного тепловыделения и рекомбинации водорода и т. п., рассчитываются по программам, заимствованным из арсенала методов анализа высокотемпературных газовых реакторов.

ВОПРОСЫ ДЛЯ ПОВТОРЕНИЯ

  1. Какая допускается вероятность того, что последствия аварии БР с газовым охлаждением окажется не более тяжкими, чем при максимальной аварии ЛВР (по данным табл. 18.1)?
  2. Опишите рассматриваемую в проектах газоохлаждаемых быстрых реакторов аварию, связанную с падением давления.
  3. а) Какова максимальная температура оболочки твэла при газовом охлаждении в аварийных условиях естественной циркуляции?

б) Какое минимальное давление гелия необходимо поддерживать для эффективной работы системы естественной циркуляции?

  1. а) Почему авария, связанная с отсутствием охлаждения после глушения реактора, считается более серьезной в газоохлаждаемых быстрых реакторов, чем в реакторах БН?

б) Какова роль СУЗ и систем охлаждения в авариях этого типа?

  1. Почему взаимодействие топлива с теплоносителем играет важную роль в безопасности реакторов БН, но не БР с газовым охлаждением?
  2. Перечислите основные требования к конструкции бетонного корпуса и защитной оболочки.
  3. Охарактеризуйте роль основных компонентов защитного окружения газоохлаждаемых быстрых реакторов при максимальной гипотетической аварии.
  4. Каковы основные различия в функциях защитного окружения реакторов БН и газоохлаждаемых быстрых реакторов?


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