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


Ядерные реакторы

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.

Схематическое изображение активной зоны реактора представлено на рис. 5.14,а. За время своего срока службы реактор эксплуатировался с активными зонами четырех различных конфигураций, в каждой из которых использовалось металлическое топливо. В первых трех активных зонах применялся высокообогащенный уран, состоящий в основном из изотопа уран-235. Во второй активной зоне топливо использовалось в виде уран-циркониевого сплава, содержащего 2% циркония. Диаметр топливных стержней составлял 1,25 см, и 217 таких стержней, упорядоченных в треугольную решетку, образовывали расположенную в центре шестигранную активную зону поперечным размером 19 см. Малый размер активной зоны указывает на большую компактность быстрых реакторов с жидкометаллическим охлаждением. Вокруг этой центральной зоны с высоким обогащением урана-235 располагается бланкет, содержащий стержни с естественным ураном (рис. 5.14,а), В качестве теплоносителя в реакторе использовалась смесь натрия с калием, остающаяся жидкой при комнатной температуре (см. гл. 3).

В этой активной зоне при очень малых расходах теплоносителя наблюдались осцилляции мощности. 29 ноября 1955 г был начат эксперимент для исследования этого эффекта. В ходе этого эксперимента, проводившегося при полном прекращении циркуляции теплоносителя через активную зону и с отключением определенных блокирующих устройств системы безопасности, производилось резкое увеличение мощности для определения скорости возрастания реактивности с температурой. Предполагалось прекратить эксперимент при достижении топливом температуры 5000С, однако вследствие наложения изучаемого эффекта и ошибки оператора, температура поднялась свыше 7200С. При такой температуре началось взаимодействие металлического уранового топлива с оболочкой из нержавеющей стали, в результате чего расплавилось примерно 40% активной зоны, но это, однако, не привело к взрыву, повреждению установки или возникновению радиационной опасности.

Рис. 5.14. Схематическое изображение реактора EBR-1, поясняющее произошедшую на нем аварию с плавлением топлива:

1 - стальная перегородка; 2 - связующие стальные стержни; 3-внешний бланкет; 4- аварийные стержни внешнего бланкета (8 шт.); 5 - воздушный зазор; 6 - графит: 7- алюминий; 8-регулирующие стержни внешнего бланкета (4 шт.); 9 - кольцевые зазоры, охлаждаемые воздухом; 10 - стержни внутреннего бланкета (138 шт.); 11 - топливные стержни (217 шт.)

Как отмечалось в гл, 4, сближение топливных стержней в быстром реакторе приводит к возрастанию реактивности или плотности нейтронов. Это имеет непосредственное отношение к инциденту, в результате которого расплавилась активная зона EBR-1. Топливные стержни имели возможность изгибаться, как показано на рис. 5.14,6, и это привело к возрастанию реактивности, причем процесс оказался саморазвивающимся, поскольку при увеличении температуры увеличивался и изгиб. Это и явилось причиной возникновения температурного эффекта, исследовавшегося в ходе эксперимента, который был впоследствии объяснен теоретически. Активная зона реактора EBR-1 позднее была демонтирована и заменена другой, в конструкции которой для устранения этого температурного эффекта использовались дистанционирующие ребра. Расширение этих ребер при повышении температуры приводит к расширению активной зоны, что создает отрицательный, а не положительный, как наблюдалось ранее, температурный коэффициент реактивности.

Эксплуатация реактора EBR-1, окончательно остановленного в декабре 1963 г., дала ценную информацию об особенностях конструирования быстрых реакторов. В настоящее время активные зоны всех реакторов проектируются со значительным количеством налагаемых ограничений, так что они всегда имеют отрицательный температурный коэффициент реактивности. Фактически, представляется возможным создавать в будущем для быстрых реакторов активные зоны с внутренне присущей конструкции безопасностью, заключающейся в том, что при их расширении цепная реакция будет прекращена даже в том случае, если не сработает система стержней регулирования. Это является одной из специфических особенностей быстрых реакторов, которая делает их в некоторых отношениях даже более безопасными, чем тепловые реакторы.

Авария с плавлением топлива на быстром реакторе-размножителе Enrico Fermi. Реактор Enrico Fermi являлся демонстрационным быстрым реактором-размножителем с натриевым охлаждением тепловой мощностью 200 МВт (электрической мощностью 61 МВт). Установка была построена вблизи Лагуна-Бич, штат Мичиган, и начала работать в 1963 г. После продолжительной эксплуатации на малой мощности, в 1961 г. мощность реактора стали увеличивать. При этом было замечено, что температура теплоносителя над двумя топливными сборками (из 155) превышает нормальную, а температура над другими топливными сборками ниже нормальной.

Реактор был остановлен и произведена перестановка сборок в активной зоне для определения, зависит ли эта температурная аномалия от положения в зоне или же она присуща самим топливным сборкам.

5 октября 1966 г. начало производиться увеличение тепловой мощности реактора до уровня (67 МВт), выбранного для испытаний зоны с переставленными топливными сборками. Примерно в 15 ч, когда тепловая мощность реактора составляла 20 МВт, оператор заметил контрольный сигнал, указывающий, что скорость изменения плотности нейтронов приобрела беспорядочный характер. С этой проблемой сталкивались и раньше и относили ее на счет случайных флуктуации электрической природы в системе управления. Реактор был переведен на ручное управление, а когда неустойчивости исчезали, то снова переключились на автоматическое управление и продолжали повышение мощности.

В 15 ч 05 мин, когда тепловая мощность реактора составляла 27 МВт, вновь стали наблюдаться сигналы хаотического характера. Вскоре после этого было замечено, что стержни управления находятся выше своего нормального положения. Проверка температур на выходе из активной зоны показала, что температура теплоносителя на выходе из двух сборок аномально высока: 380 и 3700С по сравнению со среднемассовой температурой всего теплоносителя на выходе из реактора, составляющей 3150С.

В 15 ч 09 мин от расположенных в вытяжных трубах верхней части здания датчиков вентиляционной системы поступили сигналы тревоги. Здание было автоматически изолировано - в это время в нем никто не находился и было сделано объявление о радиационной опасности. Повышение тепловой мощности реактора было остановлено на 31 МВт, и было начато ее снижение. К 15 ч 20 мин тепловая мощность реактора была снижена до 26 МВт, затем реактор был остановлен на ручном управлении. В течение следующего года было извлечено и исследовано большое количество топливных сборок. В результате было обнаружено, что значительная часть топлива в двух сборках расплавилась. Причина же аварии стала ясна только по окончании периода расследования. Она оказалась относительно тривиальной. Под активной зоной было установлено шесть небольших циркалоевых пластинок, которые должны были создавать восходящий поток натрия. Одна из этих пластинок оторвалась и почти полностью перекрыла доступ теплоносителя во входные отверстия нескольких сборок.

Ремонт полученных реактором повреждений выполнялся с помощью специально сконструированных механизмов с дистанционным управлением, и реактор вновь достиг полной проектной мощности в октябре 1970 г., четыре года спустя после аварии.

Хотя при аварии на Enrico Fermi не было пострадавших и не произошло утечки радиоактивности за пределы защитной оболочки, в циркулирующий натриевый теплоноситель попали продукты деления с радиоактивностью 10 000 Ки. Эта авария обратила внимание на потенциальную проблему, связанную с блокировкой потока посторонними предметами, оказавшимися в циркулирующем по контуру натрии. В частности, необходимо тщательно оценивать рабочие условия любой системы реактора, которая может оказаться подверженной вибрационным разрушениям, приводящим к поступлению в теплоноситель посторонних материалов. При проектировании современных реакторов проводится всестороннее исследование гидродинамических характеристик различных узлов установки. Нужно отметить, что циркониевые пластинки были добавлены на самом последнем этапе конструирования, и возможно, что это было сделано не с таким уровнем гарантии качества, как для других узлов реактора Enrico Fermi. Так что необходимо избегать таких производимых в последний момент доделок, что относится и к аварии, произошедшей на АЭС Hunterstone, служащей еще одним примером ситуации такого рода.

Повреждение топлива не распространилось на соседние с пострадавшими топливные сборки, и тот факт, что авария носила ограниченный характер, сам по себе выглядит обнадеживающе.

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

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.


Полный цикл для топлива ядерного реактора (топливный цикл)