Деление ядра Ядерный реактор Ядерные взрывы Температура в центре реакторного топлива Быстрые реакторы - размножители Аварии с потерей теплоносителя


Ядерные реакторы

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.

Нарушения нормального рабочего режима. Для LMFBR постулированы различные категории ситуаций, ведущих к нарушению нормального рабочего режима. Многие из них аналогичны сбоям в работе водо- и газоохлаждаемых реакторов. К их числу относятся: потеря нагрузки, остановка турбины, прекращение подачи питательной воды, а также остановка одного из главных циркуляционных насосов.

3. Аварийные ситуации на LMFBR возникают в тех случаях, когда отмеченные выше нарушения нельзя ликвидировать с помощью регламентированных рабочих процедур. Они включают в себя следующее:

а) Потерю электроснабжения (и последующую остановку насосов). В результате прекращения подачи электроэнергии к главным циркуляционным насосам скорость их вращения уменьшается до нуля. В этом случае реактор немедленно останавливается, а насосы могут приводиться в действие вспомогательными электромоторами («пони» - моторами), получающими электроэнергию из системы аварийного энергопитания (от генераторов с дизельным приводом). К тому же, объем натрия сам по себе представляет значительный тепловой сток. Например, если тепловыделение происходит только за счет продуктов распада, а реактор совершенно не охлаждается, то кипение в объеме натрия начнется лишь примерно через 24 ч. Кроме того, реактор оборудован теплообменниками расхолаживания, которые соединены с первым контуром и могут отводить остаточное тепловыделение в режиме естественной циркуляции даже в условиях полного прекращения подачи электроэнергии к реактору. Далее это тепло поступает в теплообменники с воздушным охлаждением и сбрасывается в атмосферу. Даже в том случае, если режим естественной циркуляции однофазного теплоносителя не установился сразу после остановки реактора, кипение натрия в активной зоне является приемлемым способом охлаждения, а образование в активной зоне двухфазных потоков будет способствовать быстрому возникновению естественной циркуляции жидкого натрия.

б) Непреднамеренное увеличение плотности нейтронов в активной зоне. Интенсивность цепной реакции деления в LMFBR может возрасти в результате неумышленного извлечения управляющего стержня, движения топлива (например, при изгибе топливных элементов, как это произошло на экспериментальном американском реакторе-размножителе EBR-I, авария на котором описана в гл. 5) или в результате кипения натрия в активной зоне. Увеличение интенсивности деления может произойти при кипении натрия во внутренних областях активной зоны, поскольку при его частичном испарении уменьшается поглощение нейтронов. Однако если кипение возникло на переферии активной зоны, то локальное уменьшение плотности натрия приводит к увеличению утечки нейтронов из активной зоны, в результате чего интенсивность реакции деления (плотность нейтронов) падает. Таким образом, изменение реактивности при кипении натрия обычно отрицательно для малых реакторов, как например для прототипного быстрого реактора (PFR), и положительно для больших реакторов, где возникновение кипения более вероятно во внутренних областях активной зоны. При конструировании быстрых реакторов с жидкометаллическим охлаждением большое внимание должно уделяться предотвращению выхода из строя механизма привода стержней регулирования. Конструкция этой системы должна обеспечивать самоинициацию остановки реактора, происходящую, например, при повышении температуры в активной зоне и не требующую участия расположенных вне реактора устройств и механизмов.

в)  Локальное повреждение топливной сборки. Активная зона реактора состоит из сотен отдельных групп топливных элементов, которые могут извлекаться или вводиться независимо друг от друга. Типичная сборка состоит из 300 стержней диаметром 6 мм и длиной 1 м. После аварии на реакторе Enrica Fermi (описанной в гл. 5) большое внимание стало уделяться возможности блокировки каналов для теплоносителя в одной сборке или их группе. Если заблокирован проход потоку теплоносителя, то может произойти локальное расплавление топливной оболочки, а возможно, и самого оксидного топлива. Взаимодействие оксидного топлива с натрием сокращает срок службы сборки, однако повреждение может быть обнаружено с помощью специальной контрольно-измерительной аппаратуры. Неспособность обнаружить повреждение может привести к возникновению аварийной ситуации, когда фрагменты разрушенного топлива будут блокировать все большую область активной зоны, что приведет к уменьшению потока теплоносителя и к ухудшению условий охлаждения. В результате уменьшения расхода начнется локальное кипение натрия, что может вызвать возрастание реактивности и сделает ситуацию намного более опасной.

г) Прекращение теплоотвода от второго натриевого контура или от паротурбинной установки. В этом случае реакция системы аналогична ситуации с потерей циркуляции. Реактор останавливается и начинается охлаждение в режиме естественной циркуляции, когда остаточное тепловыделение отводится с помощью теплообменников расхолаживания. В этой ситуации циркуляционные насосы могут находиться в рабочем состоянии, поскольку предусмотрена возможность их привода вспомогательными «пони»-двигателями.

В заключение можно отметить, что основной задачей при конструировании и эксплуатации LMFBR является обеспечение надлежащих условий его охлаждения в различных рабочих режимах, что может осуществляться либо отводом тепла первого контура через промежуточный жидкометаллический контур к парогенераторам, либо отводом тепла от первого контура через отдельный жидкометаллический контур к теплообменникам с воздушным охлаждением. В первом случае циркуляция теплоносителя первого контура осуществляется принудительно, тогда как во втором, промежуточном, контуре может происходить естественная циркуляция. К парогенераторам подключается аварийная система подачи питательной воды, а образующийся пар выпускается из контура. Bo-втором случае для охлаждения активной зоны в первом контуре достаточно естественной циркуляции и, фактически, если функционируют все теплообменники, то достаточно естественной циркуляции и во втором контуре. Однако если это не так, то для прокачки воздуха через теплообменники необходима газодувка.

Для быстрых реакторов большое внимание было уделено исследованию ситуаций, выходящих за рамки максимальной проектной аварии, а именно: условий расплавления некоторой части топлива. Предполагается, что в этом случае энергия расплавленного топлива может стать источником ударной волны и вызвать паровой взрыв. Эта почти невероятная ситуация рассмотрена в гл. 6.

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.

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?


Полный цикл для топлива ядерного реактора (топливный цикл)