Ядерные реакторы. Обзор аварийных ситуаций

Атомная энергетика
Основы ядерной физики
Обзор аварийных ситуаций
Утилизация радиоактивных отходов
Математика. Примеры решений
Подготовка к выполнению контрольной
Курсовая работа
Первый семестр
Второй семестр
Третий семестр
Машиностроение
Основные принципы проектирования
Начертательная геометрия
Построение лекальных кривых
Сборочный чертеж
Машиностроительное черчение
Основные свойства параллельного
проецирования
Лабораторные работы Компас
Условия видимости на комплексном
чертеже
Аксонометрические проекции
Позиционные задачи
Взаимное положение точки и плоскости
Взаимное положение двух плоскостей
Способ концентрических сфер
Метрические задачи
Перпендикулярность плоскостей
Построить три проекции призмы
Построить проекции пирамидальной
поверхности
Построить проекции конуса вращения
Построить проекции поверхности
гиперболоида вращения
Построить проекции конуса вращения
общего вида
Построение проекций поверхностей
вращения

Построение проекций винтовых
поверхностей

Виды аксонометpических пpоекций

Hеподвижные pазьемные соединения
Искусство
Готическое искусство
Романское искусство
Техника темперной и масляной живописи
Теория электрических цепей. Физика
Контрольная по физике
Примеры решения задач по физике
Лабораторные работы по физике
Задачи контрольной
Закон Ома для участка цепи,
не содержащего ЭДС
Второй закон Кирхгофа
Основы символического (комплексного)
метода расчета цепей синусоидального тока
Резонанс напряжений
Резонанс токов
Коэффициент мощности
Методы расчета сложных цепей
Метод контурных токов
Метод узловых потенциалов
Метод двух узлов
Принцип наложения, метод наложения
Метод эквивалентного генератора
Трехфазные цепи
Соединение «звезда-звезда»
Мощность трехфазных цепей
Метод симметричных составляющих
Расчет цепей при наличии взаимной
индуктивности
"Развязывание" магнитосвязанных цепей
Воздушный трансформатор
Амплитудное, среднее и действующее
значения
Высшие гармоники в трехфазных цепях
Высшие гармоники при соединении фаз
источника и приемника звездой
Информатика
Учебное пособие по экоинформатике
Компьютерная графика

При анализе аварии с потерей теплоносителя через большой разрыв необходимо принимать во внимание еще одну проблему- распухание оболочек топливных элементов, изображенное на рис. 4.20. Дело в том, что в топливных элементах реакторов PWR существует внутреннее давление, создаваемое гелиевым наполнителем и газообразными продуктами деления. Если внешнее давление (теплоносителя) становится меньше внутреннего, то при определенной температуре может произойти свеллинг (распухание) оболочки, а не мгновенный ее разрыв, как это было бы при более высокой температуре.

Кипящий легководный реактор Реактор с кипящей водой, подобно PWR, оборудован многочисленными средствами для охлаждения активной зоны на случай неожиданного снижения давления в реакторе или потери теплоносителя. Типичная система аварийного охлаждения активной зоны BWR

Реактор CANDU В реакторе CANDU распределение теплоносителя при подаче в активную зону и его сбор на выходе из нее осуществляются при помощи трубопроводов, называемых коллекторами, которые в свою очередь соединены с топливными каналами посредством трубок, называемых питающими. Схематическое изображение системы охлаждения реактора CANDU

Газоохлаждаемые реакторы Способы обеспечения безопасности реакторов типа Magnox и усовершенствованных газоохлаждаемых реакторов (AGR) во многих отношениях совпадают, так что эти два типа реакторов в дальнейшем будем рассматривать вместе. Однако некоторые детали в большей степени относятся к более современному типу газоохлаждаемых реакторов, а именно к AGR.

Быстрые реакторы - размножители с натриевым охлаждением Различные рабочие режимы быстрых реакторов-размножителей с жидкометаллическим охлаждением (LMFBR), можно охарактеризовать следующим образом. Нормальный рабочий режим и переходные режимы. Натрий в первом контуре всегда поддерживается в расплавленном состоянии, что достигается путем обогрева всего контура электрическими нагревателями сопротивления, намотанными на все трубопроводы. Это позволяет поддерживать натрий при температуре не ниже 1000С (тогда как температура его плавления равна 980С). Большой объем расплавленного натрия достаточно медленно реагирует на тепловые возмущения. Таким образом, требуется некоторое время, чтобы теплоноситель разогрелся до рабочей температуры.

Корпус реактора. Корпус является основным несущим элементом конструкции реактора, организующим пространственную организацию частей и компонентов и во многом определяющим надежность и долговечность энергоблока АЭС в целом

Авария с потерей теплоносителя на реакторе типа PWR Пример. На реакторе PWR произошла крупная авария с потерей теплоносителя. Сработала система остановки реактора, и он стал подкритичным через 1 с; осушение активной зоны произошло через 4 с (см. § 3.3), когда коэффициент теплоотдачи топливных стержней упал с 50 000 Вт/(м2 К) До очень малого значения; фаза выброса завершилась через 30 с. Топливный стержень сделан из таблеток UO2 диаметром 10 мм, заключенных в циркалоевую оболочку внешним диаметром 11 мм. Максимальная линейная тепловая нагрузка составляет 40 кВт/м. Температура теплоносителя первоначально равнялась 3000С; перепад температуры в оболочке и зазоре между ней и топливом первоначально составлял 50 и 300 К, соответственно. Определить температуру оболочки в конце фазы выброса.

Разрыв входного трубопровода реактора типа Magnox Пример. Наиболее серьезной аварией реактора Magnox, заключенного в стальной корпус высокого давления, является разрыв подающего теплоноситель трубопровода, за которым следует 50-секундное прекращение циркуляции теплоносителя в активной зоне. Единственным средством охлаждения в этот период времени является отвод тепла излучением к графитовому замедлителю, находящемуся при температуре 3500С. Диаметр металлического топливного стержня составляет 30 мм, а начальная температура оболочки равна 4500С. Перепадом температуры в магноксовой оболочке и в зазоре между топливом и оболочкой можно пренебречь. Начальная линейная тепловая нагрузка топлива равна 35 кВт/м, а для введения стержней управления в реактор и его остановки требуется 4 с. Чему равна максимальная температура магноксовой оболочки в конце периода прекращения циркуляции теплоносителя?

Аварии с потерей теплоносителя: некоторые примеры Аварии на ядерных электростанциях всегда вызывают большой интерес, а иногда и серьезную тревогу общественности.

Фаза 2. Потеря теплоносителя (6 - 20-я мин). На 6-й мин компенсатор давления полностью заполнился водой. Давление в дренажном резервуаре реактора (позиция 1 на рис. 5.2) начало быстро расти, и через 7 мин 43 с насос дренажной системы реакторного здания был переключен на перекачку воды из дренажной системы в различные резервуары для жидких отходов, расположенные во вспомогательных зданиях. Таким образом, вода с незначительным уровнем радиоактивности была перекачена из-под защитной оболочки во вспомогательные здания.

Фаза 4. Разогрев активной зоны (2-6 ч). Через 2 ч 18 мин после начала аварии операторы закрыли запорный вентиль (позиция 1 на рис. 5.4), расположенный последовательно с разгрузочным клапаном, положение которого было для операторов неясным. Хотя сигнальная лампочка на пульте управления показывала на срабатывание соленоида, который должен был бы закрыть клапан, однако непосредственных указаний на то, что он находится в закрытом состоянии, не было. Можно сказать, что характерной особенностью данной аварии была неспособность персонала выяснить, что в результате оставшегося в открытом состоянии разгрузочного клапана происходит большая утечка теплоносителя из реактора. Однако даже в этот момент, используя систему инжекции высокого давления для повышения давления в реакторе, вероятно, можно было бы положить конец аварийному развитию событий.

Фаза 5. Дальнейшее снижение давления (6-11 ч). В течение последующих 4 ч операторы понижали давление в контуре реактора, пытаясь ввести в действие гидроаккумуляторы и систему инжекции воды низкого давления. Эта процедура была начата в 7 ч 38 мин с открытия запорного вентиля разгрузочного клапана (позиция 1 на рис. 5.6). В 8 ч 41 мин давление в контуре снизилось до 41 - 104 Па и произошло включение гидроаккумуляторов (позиция 2 на рис. 5.6). Однако в корпус реактора было инжектировано лишь очень малое количество воды.

Некоторые заключительные замечания о причинах и последствиях аварии. На различных этапах аварии происходило частичное или полное обнажение активной зоны. Было оценено, что максимальная температура топлива достигала примерно 20000С.

Реакторы с тяжеловодным замедлителем Авария на реакторе NRX. Реактор NRX, расположенный в Чок-Ривер, Канада, являлся экспериментальным реактором и, в некоторых отношениях, предшественником существующих реакторов CANDU. Его полная расчетная тепловая мощность составляла 40 МВт; поперечный разрез топливного канала этого реактора показан на рис. 5.10. Топливный стержень охлаждается легкой водой, протекающей по кольцевому зазору между стержнем и трубкой высокого давления, которая в свою очередь находится в трубке каландра, расположенной в резервуаре с тяжелой водой, служащей замедлителем.

Газоохлаждаемые реакторы Пожар на реакторе в Виндскейле. Эта авария произошла на одном из больших реакторов с воздушным охлаждением, построенных для наработки плутония и расположенных на площадках Управления атомной энергетики Соединенного Королевства в Виндскейле, на северо-западном побережье Великобритании. 7 октября 1957 г. реактор останавливался для проведения плановых работ по техническому обслуживанию для удаления энергии, накопившейся в графите за счет смещения атомов - энергии Вигнера

Быстрые реакторы с жидкометаллическим охлаждением Авария с плавлением топлива на реакторе EBR-1. Американский первый экспериментальный реактор-бридер (EBR-1) известен как реактор, впервые использовавшийся для производства электроэнергии. К его сооружению приступили в 1948 г., а выработка электроэнергии началась в декабре 1951 года. Проектная тепловая мощность реактора составляла 1 МВт, а электрическая мощность 200 кВт. Конечно, производство электроэнергии носило, скорее, демонстрационный, чем экономический характер.

Расхолаживание реактора с использованием разгрузочных клапанов Пример. После аварии на АЭС Thdee Mile Island компания рассматривала возможность увеличения количества разгрузочных клапанов на эксплуатируемом ею реакторе PWR тепловой мощностью 4000 МВт, что позволило бы отводить всю энергию остаточного тепловыделения (в виде пара) на 101-й секунде после остановки реактора. Оцените необходимое количество клапанов, если принять площадь проходного сечения каждого из них равной 0,002 м2.

Блокировка топлива в быстром реакторе Пример. Рассчитайте местоположение и максимальную температуру оболочки топлива в наиболее энергонапряженном канале быстрого реактора при нормальном режиме потока теплоносителя. Может ли блокировка, ведущая к сокращению 50 % потока теплоносителя через канал, вызвать разогрев топливных элементов сверх температуры предела ползучести, равной 6700С, при превышении которой может произойти распухание оболочки топлива? Для расчетов возьмите реактор тепловой мощностью 3300 МВт с гексагональными топливными сборками, расстояние между противоположными гранями которых равно 135 мм, и считайте, что в каждой сборке содержится 325 топливных стержней диаметром 5,84 мм.

Прогнозируемые тяжелые аварии В гл. 4 и 5 обсуждены обстоятельства, при которых могли бы произойти аварии с потерей теплоносителя и конструкторские решения реактора для предотвращения последствий этих чрезвычайно нежелательных событий. В гл. 5 рассмотрены некоторые случаи нарушения охлаждения в реакторах с последующим перегревом и повреждением топлива. Многие из них были предусмотрены при разработке реактора, но часть все же вышла за рамки, заложенные в проекте. В большинстве случаев установка на «защиту в глубину» при проектировании реактора оказалась эффективной в ограничении общественных последствий аварии. Тем не менее важно рассмотреть, что может произойти при чрезвычайно тяжелых авариях, характеризующихся, как правило, наступлением частичного или полного расплавления топлива в реакторе.

Реакторы с кипящей водой BWR. Последовательность событий, связанная с плавлением активной зоны, взаимодействием воды и топлива и окончательным расположением бассейна с расплавленным топливом очень сходна с событиями, происходящими в PWR.

Слои топливных фрагментов и их охлаждение Как было показано в § 6.2, существуют некоторые обстоятельства, при которых слои топливных фрагментов первоначально образуются на дне бассейна с теплоносителем (водой или натрием). Если имеется возможность эффективного охлаждения таких слоев, то можно избежать повторного расплавления и повреждения корпуса или полости, занятой слоем. В последние годы, и особенно после аварии на АЭС Three Mile Island, вопросу охлаждения таких слоев уделяется много внимания.

Взаимодействие топлива с теплоносителем и паровые взрывы Когда одна жидкость вступает в контакт с другой и первая при этом имеет температуру, значительно превышающую температуру кипения второй жидкости, то может произойти быстрое парообразование второй жидкости, в то время как первая будет охлаждаться. При определенных обстоятельствах такое быстрое парообразование может привести к детонации.

Китайский синдром: что происходит на самом деле На рис. 6.4 изображена полная схема защитной оболочки для PWR. В случае плавления активной зоны, проникновения ее через корпус реактора, через пространство под корпусом и, в конце концов, через бетонное основание, бассейн с расплавом будет продолжать выделять тепло, поэтому интересно рассмотреть, что будет с ним при этом происходить.

Повреждение защитной оболочки Авария на АЭС Three Mile Island показала важность защитной оболочки реактора для локализации очень тяжелой аварии и превращения ее в такую, которая имела бы очень малое воздействие на здоровье людей. Защитная оболочка является важным барьером в многоуровневой стратегии защиты, воплощенной в проектах реакторов, особенно для охлаждаемых водой и жидким металлом. Имеется большое число исследований, посвященных целостности защитных оболочек, особенно для PWR.

Полное количество тепла, образующегося при радиоактивном распаде в реакторе Пример. Полное количество тепла, которое может выделиться в результате распада в активной зоне реактора, ограниченно; в конце концов все продукты деления распадутся до нерадиоактивного состояния. Энергия, которая выделяется в этом долгом процессе, конечна, и ее можно вычислить, оценивая выход энергии при распаде каждого из продуктов деления и суммируя эту энергию. Для примера оценки этого процесса требуется рассчитать полное количество тепла, выделяющегося при распаде 1 кг 131I, присутствующего в реакторе в момент остановки.

Паровые взрывы Пример. При тяжелой аварии в PWR 50 т расплавленных материалов активной зоны при температуре 3000 К попадают в бассейн с водой, оставшейся в корпусе реактора. В результате парового взрыва высвободилось 3 % изначальной тепловой энергии, запасенной в топливе. Энергия взрыва передается 10-тонному столбу воды, который движется по корпусу и ударяет в его крышку. Во время этой стадии корпус не закреплен и его масса вместе с содержимым составляет 500 т. Вычислите высоту, на которую поднимется корпус в результате удара столба воды. Предположите, что тепловая энергия топлива составляет 1,5 ГДж на 1 т.

Охлаждение во время перегрузки, перевозки и переработки топлива В ядерном реакторе делящиеся материалы постепенно используются и превращаются в энергию и продукты деления. Уменьшение (выгорание) делящегося материала, а также накопление продуктов деления, сильно поглощающих нейтроны, приводит к уменьшению коэффициента размножения нейтронов в реакторе. По этим причинам для поддержания критичности реактора необходимо периодически извлекать из него «выгоревшие» сборки и размещать вместо них сборки со свежим топливом. Время нахождения сборки в реакторе составляет от трех до пяти лет для тепловых реакторов и от одного года до восемнадцати месяцев для быстрых реакторов

Как в реакторах Magnox, так и в AGR перегрузочная машина, содержащая использованное топливо, передвигается к месту выгрузки, где облученное топливо из магазинов перегружается в промежуточное хранилище, охлаждаемое газом. Впоследствии перед окончательной отправкой оно может быть перемещено (опять с помощью перегрузочной машины) к месту более длительного хранения в реакторе (обычно - в глубокий бассейн с водой). Последовательность операций для AGR изображена на рис. 7.3.

Хранение отработанного топлива и его транспортировка Полный цикл для топлива ядерного реактора (топливный цикл) изображен на рис. 7.6. Ниже будет показано, что хранение и транспортировка облученного топлива играет важную роль в этом цикле.

Перерабатывающий завод Если имеется решение о переработке отработанного топлива для извлечения ценного урана и плутония, то сначала топливо должно быть доставлено на перерабатывающий завод с использованием контейнеров, описанных в предыдущей секции. На рис. 7.10 схематически изображены стадии, которые должно пройти топливо в разделительном процессе. Во-первых, контейнер сгружается с транспортного средства, использованное топливо извлекается под слоем воды, а контейнер после дезактивации возвращается на атомную станцию для дальнейшего использования. Извлеченное топливо хранится в специальных стеллажах до тех пор, пока не будет подано на перерабатывающий завод.

Потеря воды в бассейне охлаждения Пример. После перегрузки топливных сборок LWR и их удаления из реактора они были установлены в бассейне охлаждения. В бассейне размещено 25 т топлива, ширина бассейна 10, длина 20 м, глубина воды в нем составляет 10 м. После 1 мес выдержки происходит прекращение нормальной подачи воды в бассейн. Через какое время уровень воды понизится на 0,5 м из-за выпаривания? Предположите, что температура воды в момент прекращения подачи составляет 250С, а объем топливных элементов пренебрежим по сравнению с объемом воды в бассейне. Предположите, что удельная теплоемкость воды составляет 4,18 кДж/(кг К), плотность 1000 кг/м3, а скрытая теплота парообразования 2,25 МДж/кг. Потерями тепла из бассейна пренебрегите