Реакторы-размножители на быстрых нейтронах - Конструкции защитных оболочек и локализующих систем

КОНСТРУКЦИИ ЗАЩИТНЫХ ОБОЛОЧЕК И ЛОКАЛИЗУЮЩИХ СИСТЕМ. АНАЛИЗ АВАРИЙНЫХ РЕЖИМОВ

А. ВИДЫ ЗАЩИТНЫХ ОБОЛОЧЕК

Одним из главных вопросов на стадии проектирования быстрого реактора является выбор типа защитной оболочки.
Таблица 16.3.
Виды защитных систем, применяемых на современных реакторах БН |52|     

* По проекту реакторное здание установки CRBRP облицовывается снаружи бетонными плитами Бетой служит в качестве радиационной защиты и барьера иа случай попадания в здание летящих предметов Предусмотрена возможность сдувки газа из реакторного здания через систему очистки в пространство между стенами здания и бетонной оболочкой в некоторых предполагаемых аварийных ситуациях, связанных с разрушением активной зоны. В режиме нормальной эксплуатации в зазоре поддерживается разрежение, и на всех сбросных линиях установлены фильтры.

Рис 16.26. Различные виды защитных систем, применяемых на реакторах БН: а —одинарная защитная оболочка; б— двойная защитная оболочка, в — защитная оболочка и локализующая система; 1 — помещение под защитной оболочкой; 2 — пространство над крышкой реактора, 3 — термостойкое покрытие, 4 — тепловая изоляция, 5 — стальная оболочка; 6 — сферический колпак; 7                   — утечка, 8 — бетонный пол, 9 — крышка бака реактора, 10 — бак реактора; 11 — шахта реактора, 12 — стальной колпак первичной защитной оболочки; 13 — инертный газ, 14 — протечка под оболочку, 15 — система очистки воздуха; 16 — вентиляционная труба
В табл. 16.3 перечислены различные виды устройств, служащих для предотвращения выброса наружу радиоактивных веществ при наиболее опасных авариях реактора [52]. Три вида защитных устройств схематично изображены на рис. 16.26.
Выбор той или иной системы определяется путем сравнительной оценки их достоинств и недостатков. Очевидно, наиболее важным критерием оценки эффективности систем является способность предотвращения радиоактивного воздействия на окружающую среду с учетом стоимостных характеристик. Ниже рассматриваются некоторые явления, определяющие возможность выброса радиоактивных веществ за пределы защитной оболочки.

Б. АНАЛИЗ АВАРИЙНЫХ ПРОЦЕССОВ ВНУТРИ ЗАЩИТНОЙ ОБОЛОЧКИ

Из материала, рассмотренного в предыдущих параграфах, можно видеть, что последствия аварийной разгерметизации первого контура реактора с жидкометаллическим теплоносителем определяются множеством факторов. Ниже описываются методы анализа процессов, связанных с выбросом радиоактивного вещества в помещения реакторной установки, а также обсуждаются результаты конкретного расчета, приведенного в качестве примера.

Параметры, характеризующие процесс утечки натрия в боксе первого контура

Первые расчеты процесса утечки натрия из первого контура быстрого реактора, вызванной расплавлением активной зоны, проводились но программе САСЕСО [53]. Рисунок 16.27 иллюстрирует сложное взаимное влияние различных процессов, описываемых уравнениями программы. В расчете учитываются химические реакции, упомянутые в § 16.5 и 16.6, а также экзотермическая реакция рекомбинации водорода:
2Н2 + О2 →2Н2О.
Как показано на рис. 16.27, значения температуры и давления в сообщающихся помещениях (например, в шахте реактора, боксах теплоотводящих контуров, под наружной защитной оболочкой) зависят от хода химического взаимодействия веществ, процессов тепло- и массопереноса между помещениями.

Рис. 16.27. Расчетная схема аварийного процесса утечки радиоактивных веществ из реактора, принятая в программе САСЕСО [53]:
1 — пути протечек между ячейками и в окружающую атмосферу; 2 —пути многократных протечек между ячейками; 3 — ячейки (А, Б, В, Г); 4 — выход остаточного тепловыделения продуктов деления в атмосферу; 5 — утечка натрия; 6 — атмосфера, содержащая СО2, Н2, Н2О, Na, N2; 7 — конденсация паров; 8 — испарение кипящего натрия; 9— отвод остаточного тепловыделения продуктов деления к жидкости; 10 — подача воздуха; 11 — охладитель; 12 — вода, 13 — натриевые струи; 14 — натрий; 15 — взаимодействие натрия с бетоном, 16 — выделение влаги и двуокиси углерода из бетона при высокой температуре; 17 — стальная облицовка; 18 — представление в расчетной модели элементов конструкций (перекрытий, стен, полов и т. д ); 19 — узловые точки температурного поля, Qc — конвективный теплообмен, Qr — теплообмен излучением
В результате расчета определяются скорости протечек натрия из одного помещения в другое, изменение во времени давления, температуры и количества вещества в границах внешней защитной оболочки. На основе данной программы созданы другие, более совершенные, такие как CONTAIN (лаборатория в Сэндиа) и CONACS (лаборатория в Ханфорде).

Источники радиоактивных веществ под защитной оболочкой

Чтобы оценить возможный выброс радиоактивных веществ в окружающую среду и опасность облучения населения, необходимо определить концентрацию радиоактивных веществ под защитной оболочкой. К этим веществам относятся прежде всего продукты деления топлива, плутоний и окись натрия.
Определение количества вещества активной зоны, проникающего в случае аварии из первого контура в пространство, ограниченное защитной оболочкой, является довольно трудной задачей. В настоящее время разработаны надежные методы расчета количества продуктов деления и актинидов, образовавшихся в активной зоне (программы ORIGEN [37], CINDER [38] и RIBD [39], а также методика, описанная в гл. 7).
Для расчета аварийного выхода радиоактивных веществ из реактора используется математическая программа COMRADEX [54]. Программа предполагает наличие в пределах защитной оболочки четырех объемов, через которые последовательно перемещаются радиоактивные вещества расплавленной активной зоны. В качестве первого объема рассматривается бак реактора или шахта реактора. Этот объем сообщается с боксами, в которых располагается оборудование контуров, или с пространством, ограниченным внешней оболочкой. Для каждого нуклида, присутствующего в данный момент времени в отдельном рассматриваемом объеме, составляется следующее дифференциальное уравнение:
(16.16)
где i — индекс нуклида [i относится к данному нуклиду, (i — 1)— к предыдущему члену цепочки распада]; k — индекс объема [к относится к данному объему, (k — 1) — к предыдущему объему]; N — число атомов данного нуклида в данном объеме; — постоянная утечки из данного объема, рассчитываемая по программе САСЕСО; —постоянная радиоактивного распада нуклида; кс — постоянная выпадения радиоактивных осадков¹ или их удаления из данного объема, рассчитываемая по математической программе типа НАА-3 (см. ниже); М — число атомов, выведенных из данного объема (за счет выпадения вещества в осадок или улавливания фильтром на выходе из предыдущего объема) вместе с захваченными ранее предшественниками.
Количество актинидов, полученных в результате реакции деления топлива, и радиоактивного натрия можно легко рассчитать для момента времени, соответствующего началу предполагаемого аварийного процесса. Для точного расчета по программе COMRADEX начальной концентрации активных атомов N необходим количественный анализ процессов выхода радиоактивных веществ из топлива и натрия и переноса внутри реакторного здания. Обычно предполагается, что выделение благородных газов (Кr и Хе) происходит как из топлива, так и из натрия. Выход других продуктов деления и аэрозолей топлива довольно трудно оценить расчетным путем.

¹ Это не относится к благородным газам. Благодаря большому количеству натрия свободные галогены отсутствуют; поэтому галиды натрия (Nal, NaBr) рассматриваются обычно как твердые частицы, улавливаемые фильтрами или выпадающие в осадок.

Существует множество путей образования летучих радиоактивных веществ. Например, при разрушении активной зоны возможен выброс радиоактивных веществ в газовую полость реактора, а затем— в пространство над реактором через неплотности в крышке бака, образовавшиеся в результате аварийных повреждений.
Таким образом может произойти выброс галогенов (в основном, иода) и некоторых летучих продуктов деления, а мелкие частицы топлива и твердых продуктов деления могут двигаться в потоке газа в виде аэрозолей. Если взрыва активной зоны не происходит, а расплавленное топливо оседает под действием сил тяжести, возможен захват потоком натрия части топлива и продуктов деления в расплавленном или затвердевшем состоянии. Количество радиоактивных веществ, выделяющихся из натрия в помещениях реакторного здания, рассчитывается по программе САСЕСО, используемой совместно с программой COMRADEX [55].
В процессе аварийного разрушения активной зоны возможно частичное испарение топлива. Конденсация паров топлива и продуктов деления приведет к образованию мелких аэрозольных частиц в двухфазном объеме, которые, однако, быстро группируются в более крупные. Размельчение расплавленного топлива может происходить в результате различных гидродинамических эффектов, например, при выбросе двухфазного потока через неплотности в крышке реактора. Возможно, что расширение двухфазной массы топлива прекратится до того, как ее поверхность достигнет уровня натрия в баке реактора и радиоактивные вещества попадут в газовую полость. Экспериментальные исследования этого процесса проводятся в Ок-Риджской национальной лаборатории [56].
Поскольку детерминистические методы расчета, позволяющие оценить выброс твердых частиц из реактора и их перенос внутри реакторного здания, находятся лишь в стадии разработки, количество твердого радиоактивного вещества, попавшего под защитную оболочку, задается произвольно (обычно 1 % количества, содержащегося в первоначальный момент в активной зоне).

Агломерация частиц и отложения внутри защитной оболочки

Взвешенные твердые частицы окиси натрия или UO₂ — PuO₂ агломерируют, образуя более крупные, которые частично высаживаются на внутренних поверхностях помещений. Этот процесс достаточно исследован на экспериментальных стендах.
Расчетный анализ поведения радиоактивных аэрозолей при гипотетической аварии разрушения активной зоны проводился с помощью программы НАА [57] и разработанной на ее основе HAARM-2 [58]. Аналогичные расчетные программы разработаны в других странах: PARDISEKO (ФРГ) [59], AEROSIM (Великобритания) и АВС (Япония). Все эти программы построены на предположении лог-нормального распределения частиц по размерам. Рассчитываются процессы агломерации, вызванной броуновским движением и гравитационными силами, отложений радиоактивных веществ на стенках боксов и перетечки между помещениями. Программы широко используются для расчетов содержания аэрозолей в шахте реактора, боксах контуров и под защитной оболочкой [60, 61].

Оценка дозы излучения

Расчет возможной дозы излучения, действующего на человека за пределами защитной оболочки быстрого реактора, проводится по методике, аналогичной применяемым для тепловых реакторов, с той разницей, что при рассмотрении реакторов на быстрых нейтронах необходимо более тщательно учитывать излучение плутония. Доза излучения за пределами защитной оболочки тепловых и быстрых реакторов складывается из трех основных составляющих: непосредственного γ-излучения источников, находящихся внутри защитной оболочки, внешнего γ-излучения от облака активного газа, проникшего наружу через оболочку, излучения нуклидов, попавших через органы дыхания внутрь организма. Кроме того, следует учитывать возможность радиоактивного заражения пищевой и водной цепочек, происходящего сравнительно медленно.
Для оценки возможного распределения радиоактивных веществ, попавших в атмосферу вследствие утечки через защитную оболочку реактора, используются метеорологические данные. Программа COMRADEX позволяет рассчитывать изменение эффективности трех упомянутых выше составляющих излучения на разном расстоянии от реакторного здания в зоне преимущественного направления ветров.
Существуют также методы оценки длительного воздействия излучения на население в районе, расположенном с подветренной стороны от АЭС. Для других расчетов используется программа CRAC [62], а также CRACOME (63), построенная на основе COMRADEX и CRAC.

Пример расчета переноса радиоактивных веществ внутри помещений реакторного здания

Проследим развитие процесса аварийной разгерметизации стенки корпуса реактора на конкретном расчетном примере для варианта АЭС с одинарной защитной оболочкой (см. рис. 16.26, а): шахта реактора, заполненная инертным газом, в режиме нормальной эксплуатации не сообщается с пространством под защитной оболочкой [52]. Помещение, заключенное в защитную оболочку и имеющее объем 6,4 · 104 м3, заполнено воздухом, причем допускается протечка воздуха в окружающую атмосферу 0,1 % в сутки при абсолютном давлении под оболочкой 0,17 МПа. Рассматривается аварийное проплавление корпуса реактора при попадании на него кусков топлива (при сохранении в целом конфигурации активной зоны), приводящее к выливу 106 кг натрия первого контура в шахту реактора.
На рис. 16.28—16.33 показано изменение основных параметров, характеризующих процесс. На рис. 16.28 представлены кривые тепловыделения продуктов деления, попавших в шахту реактора с осколками топлива (см. § 16.5). Рост температуры приводит к увеличению давления натриевых паров, что может вызвать разгерметизацию узлов уплотнения шахты и выброс натрия в помещение над реактором, где произойдет контакт теплоносителя с кислородом. Предполагается, что влага, выделяющаяся при нагреве бетонных стен шахты, испаряется, и пары отводятся в специальную емкость, где происходит их конденсация; при этом целостность стальной облицовки шахты не нарушается.
В течение первых 8 ч давление в помещении над реактором растет благодаря проникновению под защитную оболочку паров натрия из шахты реактора и азота из боксов контуров, температура и давление в которых повышается. Затем начинается кипение натрия в шахте реактора, что способствует дальнейшему росту давления. Испарение всего количества натрия происходит в течение приблизительно 100 ч.
Этот член учитывает наличие благородных газов.

Рис. 16.28. Тепловой баланс шахты реактора·
1 — мощность остаточного тепловыделения; 2 — дополнительная мощность; 3 — теплоотвод за счет теплопроводности и конвекции; точка а соответствует началу кипения натрия

Рис. 16.29. Поступление натрия в пространство под защитной оболочкой

Рис. 16.30. Полное количество воды, попавшей в помещения под защитной оболочкой

Рис. 16.31. Концентрация кислорода (сплошная линия) и водорода (штриховая) в атмосфере под защитной оболочкой

Рис. 16. 32. Изменение давления (сплошная линия) и температуры (штриховая) в помещениях под защитной оболочкой

Рис. 16. 33. Утечка вещества через защитную оболочку

Как видно из рис. 16.29, проникновение натрия в полость над реактором становится наиболее интенсивным примерно через 10 ч после начала процесса, и взаимодействие этого натрия с кислородом приводит к быстрому уменьшению концентрации последнего. Временная зависимость количества влаги, выделяемой при нагревании бетона, приведена на рис. 16.30. Благодаря парам воды и водороду, выделяющемуся при взаимодействии натрия с водой, растет давление в объеме под защитной оболочкой. Как показано на рис. 16.31, быстрое выделение водорода начинается через 14 ч (рекомбинация водорода в расчете не учитывалась).
Через 11 ч после начала процесса давление газа под защитной оболочкой достигает значения 0,17 МПа. В данном случае принималось, что давление далее поддерживается постоянным за счет отрегулированного сбросного клапана, соединяющего пространство под оболочкой и атмосферой (рис. 16.32). На рис. 16.33 показано изменение протечки газа через сбросной клапан.
Аварийный процесс может развиваться иным путем, если, например, шахта реактора соединена с полостями соседних боксов газовыми линиями с разрывными мембранами, срабатывающими при аварийном повышении давления в шахте. Преимуществом данной схемы является возможность удержания радиоактивных аэрозолей внутри помещений боксов, т. е. предотвращение их проникновения в полость под защитной оболочкой. Расчеты показывают, что в этом случае температура и давление газа под защитной оболочкой существенно ниже [53].
Следует иметь в виду, что быстрый рост давления внутри защитной оболочки является весьма вероятным в случае утечки из контура большого количества натрия. Поэтому целесообразно рассмотреть возможность применения защитной оболочки вместе с локализующей системой, обеспечивающей сброс газа через фильтры в окружающую атмосферу.

В. СРАВНЕНИЕ РАЗЛИЧНЫХ ТИПОВ ЗАЩИТНОЙ ОБОЛОЧКИ

Для точного расчета защитных характеристик определенной конструкции оболочки необходимо проанализировать множество возможных вариантов аварийных процессов. Однако предварительную оценку можно сделать путем сравнения конструкций защитных оболочек, показанных на рис. 16.26. Характеристики аварийного режима, приведенные на рис. 16.28—16.33, соответствуют варианту одинарной оболочки; при этом значения доз излучения за пределами защитной оболочки соответствуют данным [52].
Во втором варианте (двойная защитная оболочка) предполагается наличие защитного колпака над крышкой реактора, допускающего небольшую протечку газа. Третий вариант (защитная оболочка/локализующая система) подразумевает очистку от радиоактивных примесей воздуха, выходящего наружу из-под внешней защитной оболочки. В этом случае под защитной оболочкой поддерживается разрежение (происходит подсос воздуха из окружающей атмосферы) за счет сброса воздуха через вытяжную трубу.
Для АЭС, построенных в США, допустимые значения доз излучения в случае максимальной проектной аварии определяются соответствующими нормативными документами. В документах установлены допустимые дозы облучения радиоактивным иодом человеческого тела и щитовидной железы в течение 2 ч для санитарно-защитной зоны и в течение длительного периода — для зоны с ограниченной плотностью населения.
На рис. 16.34 показано изменение при удалении от реактора относительных значений доз излучения для трех вариантов конструкции защитной оболочки [52].

Значения доз, приведенные на рисунке, нормализованы относительно дозы облучения в течение 2 ч тела человека, находящегося на расстоянии 1000 м от реактора с защитной оболочкой и локализующей системой. По приведенным графикам можно сравнить эффективность различных конструкций защитной оболочки.
На рис. 16.34, α показано изменение дозы излучения, получаемой человеком в течение 2 ч для трех вариантов защитной оболочки. Можно отметить, что двойная защитная оболочка не дает существенных преимуществ по сравнению с одинарной, а в случае применения защитной оболочки с локализующей системой очевидно ухудшение эффективности; особенно это заметно при значительных удалениях объекта облучения от реактора.

Рис. 16.34. Снижение дозы излучения, обеспечиваемое различными защитными системами (относительно дозы, получаемой телом человека на расстоянии 1000 м от реактора с защитной оболочкой и локализующей системой): а — доза облучения тела человека в течение 2 ч; б — доза облучения тела человека в течение 30 сут; в — доза облучения щитовидной железы в течение 30 сут; 1 — двойная защитная оболочка: 2 — одинарная защитная оболочка; 3 — защитная оболочка и локализующая система
Преимущество невентилируемых защитных оболочек в этом случае объясняется тем, что в течение примерно 8 ч нет необходимости включать систему вентиляции, тогда как в реакторе с защитной оболочкой и локализующей системой происходит выброс очищенного воздуха в атмосферу.
Варианты оценок, представленные на рис. 16.34, бив, также не выявляют существенных преимуществ двойной защитной оболочки перед одинарной. Однако защитная оболочка с локализующей системой оказывается более эффективной, особенно при оценке воздействия излучения на щитовидную железу в течение 30 сут. В двух первых случаях кривая дозы излучения для защитной оболочки с локализующей системой имеет S-образную форму, что объясняется продолжительным выходом в атмосферу нуклидов с небольшой активностью, таких как благородные газы. В отношении защиты щитовидной железы такой вариант оболочки значительно более эффективен, поскольку частицы иода, содержащиеся в выбрасываемом газе, задерживаются системой фильтрации, и выброс происходит через вытяжную трубу большой высоты. Этот факт имеет существенное значение, поскольку доза облучения щитовидной железы в течение 30 сут обычно принимается в качестве предельно допустимой для зоны с ограниченной плотностью населения.

ВОПРОСЫ ДЛЯ ПОВТОРЕНИЯ

1. В табл. 13.8 были приведены максимальные значения энергии, преобразованной в механическую работу при гипотетической аварии разрушения активной зоны различных реакторов. Какая связь между этими данными и результатами расчетов, рассмотренными в гл. 16?
2. В процессе гипотетической аварии разрушения активной зоны происходит расширение топлива. На что расходуется энергия, выделяемая при этом, и какие повреждения она может вызвать?
3. Что рассчитывается с помощью математической модели Хикса—Мензиса?
4. Если при взаимодействии расплавленного топлива с теплоносителем возможно спонтанное образование пузырьков кипения, почему при взаимодействии UO₂ — PuO₂ с натрием не происходит разрушения активной зоны реактора с жидкометаллическим теплоносителем?
5. Что является сдерживающим фактором при расширении массы топлива? Какие виды сдерживающих факторов участвуют в аварийном процессе?
6. Назовите различные формы преобразования энергии, выделяемой при разрушении активной зоны.
7. За счет каких источников выделяется остаточное тепло на последней стадии аварийного процесса? Где могут располагаться эти источники?
8. Какие процессы происходят при выбросе топлива за пределы бака реактора? Какими средствами можно охлаждать топливо за пределами реактора?
9. За счет чего происходит выделение влаги из бетона? Какие газы выделяются при взаимодействии натрия и осколков топлива с бетонными стенками шахты реактора?
10. Какие проблемы связаны с загоранием натрия при аварии на реакторе БН? Назовите участки, на которых возможно загорание натрия (в виде струи или неподвижной массы).
11. На АЭС с ЛВР необходима защитная оболочка больших размеров для удержания высокого давления, развивающегося в случае разрыва водяного трубопровода и мгновенного вскипания воды. В реакторах БН, несмотрая на то, что температура натриевого теплоносителя значительно ниже точки кипения, в случае гипотетической аварии разрушения активной зоны давление под защитной оболочкой может увеличиваться. За счет чего это происходит?
12. В чем сходство и различие четырех видов защитной оболочки, описанных в § 16.7?
13. а) Объясните смысл кривых на рис. 16.30—16.32.

б) Дайте сравнительную оценку трех типов конструкции защитной оболочки, показанных на рис. 16.26, а также других возможных конструкций.

1. Что такое радиоактивные аэрозоли и какова их роль в аварийном процессе?
2. Какие процессы рассчитываются по следующим математическим программам: САСЕСО, COMRADEX, ORIGEN, PARDISEKO, REXCO, SOMIX?
3. Перечислите все процессы, описанные в гл. 16, которые могут произойти при гипотетической аварии реактора, последовательно, начиная с момента разрушения активной зоны.

ЗАДАЧИ

1. Выведите зависимость (16.3) при условии, что пары топлива рассматриваются как идеальный газ, скрытая теплота парообразования топлива постоянная, значение удельного объема жидкости но сравнению с газом пренебрежимо мало, а теплоемкость жидкого топлива постоянная.
2. Выведите уравнение (16.5), приняв за исходное состояние точку s4 — % с учетом соотношения slg — htg/T. Для расчета s14 = s15 интегрируйте по линии насыщения жидкости, используя уравнение Гиббса:

Tds = du + Pdv = dh — vdP,
а также учитывая, что для жидкости в состоянии насыщения соблюдаются условия Pdv < du или vdP < dh.