Задачи курсовой Курс лекций по теории электрических цепей Ядерная физика Курс лекций по физике


Типы ядерных реакторов. Аварии на ядерных электростанциях

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 показана на рис. 4.28. Она состоит из четырех отдельных подсистем, а именно: системы впрыска в активную зону воды высокого давления автоматической системы снижения давления, впрыска в активную зону воды низкого давления и системы инжекции теплоносителя низкого давления.

Рис. 4.28. Средства аварийного охлаждения активной зоны реактора BWR, расположенного под защитной оболочкой Mark III:

1 - активная зона; 2 -нижняя камера; 3 - рециркуляционный насос; 4-струйные насосы; 5-разбрызгиватель; 6-сепараторы пара; 7-осушители пара; 8-предохранительные клапаны системы автоматического снижения давления; 9 - пар; 10- питательная вода; 11 - две линии впрыска воды в активную зону; 12-система впрыска воды высокого давления; 13 - система впрыска теплоносителя низкого давления; 14 - бассейн системы снижения давления; 15- горизонтальные проходы; 16 - система впрыска воды низкого давления; 17 - влажный колодец; 18 - сухой колодец; 19 - бассейн-водохранилище; 20 - защитная оболочка Mark III; 21 - турбина; 22 - генератор; 23 - конденсатор; 24 - резервуар для хранения конденсата; 25 - дизель С; 26-дизель В; 27-дизель А

Насосы системы впрыска высокого давления забирают воду из резервуара с конденсатом и (или) бассейна системы снижения давления, как показано на рис. 4.28, и подают ее в корпус реактора, в полукруглые перфорированные кольца, предназначенные для равномерного разбрызгивания воды вокруг активной зоны, и на топливные сборки. Эта система может функционировать во всем диапазоне рабочего давления реактора и включается, когда вода в реакторе опускается ниже заданного.уровня или давление в корпусе становится слишком высоким.

Если система впрыска воды высокого давления оказывается не в состоянии поддерживать уровень воды или вообще не срабатывает, то давление в реакторе снижается автоматически с помощью системы снижения давления, выпускающей воду из реактора в специальный бассейн. Понижение давления позволяет ввести в действие систему впрыска воды низкого давления и систему инжекции теплоносителя низкого давления, которые обеспечивают достаточное охлаждение. Насосы системы впрыска низкого давления забирают воду из бассейна системы снижения давления и разбрызгивают ее через круглые перфорированные трубки в верхней части корпуса реактора над активной зоной; действия этой системы во многом аналогичны работе системы впрыска воды высокого давления. Система же инжекции теплоносителя низкого давления используется для долговременного расхолаживания реактора.

Рис. 4.29. Гипотетическая авария с потерей теплоносителя реактора BWR -начало аварии

Рис. 4.30. Гипотетическая авария с потерей теплоносителя реактора BWR - момент обнажения всасывающего отверстия струйного насоса

Авария реактора BWR с потерей теплоносителя через крупный разрыв (максимальная проектная авария). Наиболее серьезная авария, которую рассматривают как максимальную проектную для BWR, является результатом разрыва одного из трубопроводов, соединяющих циркуляционный насос с корпусом реактора, как показано на рис. 4.29. Такой разрыв приводит к более плавному снижению давления, чем в случае PWR, поскольку размер этого трубопровода (50 см) значительно меньше размера главного трубопровода реактора с водой под давлением (80 см). Другим фактором, ограничивающим скорость падения давления, является то, что 40% объема корпуса реактора занимает пар, а паропровод перекрывается в течение нескольких секунд, изолируя корпус от главного потребителя тепла (турбины), так что содержащийся в системе теплоноситель может вытекать только через разрыв. Хотя из-за разгерметизации поврежденного контура может произойти обращение потока, первое время после начала аварии охлаждение активной зоны продолжается, поскольку в течение некоторого времени питательный насос продолжает работать (выбег из насоса), подавая воду в корпус, а также поскольку продолжается циркуляция в неповрежденных контурах. В конечном итоге питательный насос останавливается, и всасывающее отверстие струйного насоса (создающее циркуляцию жидкости в корпусе) оказывается над уровнем воды, в результате чего скорость потока через активную зону падает до нуля (рис. 4.30). Вследствие этого примерно через 10 с после начала аварии начинает происходить осушение активной зоны и повышение ее температуры. Выброс теплоносителя через разрыв начинает происходить в основном в виде пара, поскольку к этому времени вода из кольцевого зазора, где находятся струйные насосы, полностью вытекла, а по мере снижения давления в нижней камере увеличивается образование пара. Такое парообразование, происходящее в результате падения давления, часто называют мгновенным испарением, и этот эффект проиллюстрирован на рис. 4.31. В результате испарения в нижней камере в активной зоне возникает восходящий поток двухфазной смеси, что приводит на данном этапе к улучшению условий охлаждения активной зоны.

Рис. 4.31. Гипотетическая авария с потерей теплоносителя реактора BWR - мгновенное вскипание в нижней камере

Примерно через 30 с включается система аварийного охлаждения активной зоны и начинает работать система автоматического снижения давления в корпусе реактора, что позволяет ввести в действие системы впрыска воды и инжекции теплоносителя низкого давления. Напомним, что в кипящем реакторе топливо содержится в виде топливных сборок, состоящих из ряда топливных стержней, помещенных в кожух, т. е. прямоугольную коробку, открытую с верхнего и нижнего концов. Вода, которую система аварийного охлаждения впрыскивает над активной зоной, стекает по кожухам, окружающим каждую топливную сборку, в нижнюю камеру. Присутствие воды замедляет разогрев топливных сборок, а в конечном итоге происходит затопление нижней камеры и вода начинает подниматься по активной зоне, охлаждая ее почти таким же образом, как это происходит в PWR. Как и в реакторе с водой под давлением, скорость повторного затопления ограничивается скоростью утечки образующегося пара - эффектом паровой пробки. Данная фаза аварии показана на рис. 4.32, а на рис. 4.33 приведены типичные расчетные данные по изменению температуры оболочки топливного стержня при аварии с потерей теплоносителя.

Рис. 4.32. Паровая пробка при гипотетической аварии с потерей теплоносителя, реактора BWR

Рис. 4.33. Типичное изменение максимальной температуры оболочки топлива реактора BWR при максимальной проектной аварии:

1 - смена режима кипения; 2 - мгновенное вскипание в нижней камере; 3 - начала вспрыска воды в активную зону; 4 - повторное затопление горячих пятен; 5 - предел, установленный Комиссией по ядерному регулированию США (1477,6 К)

Авария реактора типа BWR с потерей теплоносителя через малый разрыв. В ходе анализа режимов работы кипящего реактора необходимо рассматривать весь возможный диапазон размеров разрыва. При описанной выше основной проектной аварии (при полном разрыве трубопровода) максимальная температура оболочки топлива будет достигать наиболее высоких значений. В целом же ее изменение носит следующий характер: максимальная температура оболочки возрастает с увеличением размера разрыва в диапазоне сечений от 0 до 100 см2, затем падает и снова растет, достигая значения, наблюдавшегося при 100 см2, вновь при 1000 см2 и впоследствии непрерывно возрастает с увеличением размера разрыва вплоть до наибольшего возможного значения, т.е. до разрыва трубопровода полным сечением.

Нарушения нормального рабочего режима PWR можно отнести к следующим категориям. Нарушения, приводящие к изменению количества теплоносителя в первом контуре. Это может быть потеря жидкости через предохранительный клапан или другие вспомогательные контуры реактора. Кроме того, количество воды в первом контуре может возрасти в результате непреднамеренной подачи воды в контур нагнетательными насосами высокого давления. В итоге компенсатор давления может оказаться полностью заполнен водой, и регулировка давления станет невозможна

Энергетический баланс для реактора PWR в аварийных ситуациях. В типичном реакторе с водой под давлением, вырабатывающем около 1100 МВт электроэнергии, тепловыделение продуктов распада непосредственно после остановки составит примерно 200 МВт. Это сравнительно небольшая величина по сравнению с 3400 МВт тепловой энергии, выделяющимися в реакторе до его остановки

Фаза выброса. При нормальном рабочем режиме вода совершает следующий путь: поступает по входным трубопроводам (холодным трубопроводам) в корпус реактора, опускается по кольцевому зазору, окружающему активную зону, поднимается сквозь активную зону и затем покидает корпус реактора, направляясь по выходным трубопроводам (горячим трубопроводам) в парогенератор

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.


На главную