Курс лекций по физике ядерного реактора Аварийные ситуации Радиоактивные отходы Термоядерные реакторы Источники радиоактивного облучения

Атомная энергетика. Курс лекций по физике ядерного реактора

Для того чтобы конструкция реактора могла противостоять различным авариям,

перечисленным выше, она должна включать в себя ряд систем обеспечения безопасности. Двумя наиболее важными системами обеспечения безопасности являются система прекращения цепной реакции деления в реакторе (управляющие стержни) и вспомогательная система охлаждения - так называемая система аварийного охлаждения активной зоны. Эти системы обеспечения безопасности приводятся в действие сигналами, поступающими из различных частей установки. Поступление сигналов обеспечивается так называемой системой защиты, реактора. Эта система должна обладать высокой степенью надежности, что достигается в результате использования следующих принципов.

1. Резервирование. Для измерения наиболее важных параметров используется несколько датчиков, а поступающие сигналы обрабатываются несколькими процессорами. Если все датчики и процессоры находятся в рабочем состоянии, то часть из них - резервные. Обычно система защиты содержит четыре идентичных датчика, показания которых сравниваются. Система защиты приводится в действие, если этого требуют одинаковые сигналы, поступающие с двух датчиков из четырех. Таким образом, предусмотрена возможность отказа двух систем из четырех.

2. Разнообразие принципов действия. Для обнаружения неисправности одного вида фиксируются различные параметры системы. Так, в случае одной и той же неисправности, основанием для остановки реактора и (или) срабатывания системы аварийного охлаждения активной зоны могут послужить два совершенно различных сигнала – например, показания давления и температуры.

Несмотря на все попытки уменьшить вероятность отказа системы защиты, трудно повысить ее надежность сверх уровня, характеризуемого одним отказом на каждые 10 000 запросов на срабатывание. Однако поскольку необходимость в срабатывании самой системы защиты возникает сравнительно редко (примерно раз в год при нарушении нормального рабочего режима), то вероятность отказа еще более уменьшается.

Переходные режимы, нарушения нормального рабочего режима, аварийные ситуации и предельные аварийные режимы, определение которых было дано выше, представляют собой состояния, которые учитываются при конструировании установки. Наиболее серьезное из этих событий - предельный аварийный режим - часто называют максимальной проектной аварией. Однако можно представить себе аварию более крупную, чем максимальная проектная, в случае которой реактор оказывается в известной степени незащищенным. Примерами таких гипотетических аварий являются:

1. События, которые можно постулировать, но которые считаются настолько маловероятными, что нет веских оснований для защиты от них реактора. К таким событиям можно отнести возникновение землетрясений в зоне, где обычно они не происходят, а также прямое падение крупного самолета на реактор с одновременным разрушением защитной оболочки и систем защиты. Под оболочкой здесь понимается здание, в котором располагается реактор. Оно предназначено для удержания радиоактивных материалов, выбрасываемых из реактора при аварии, а также часто способно противостоять различным внешним воздействиям и происходящим внутри взрывам.

2. Возникновение нарушения нормального рабочего режима, аварийной ситуации или предельного аварийного режима с одновременным отказом системы защиты и (или) системы обеспечения безопасности (например, системы аварийного охлаждения активной зоны). Как указано в табл. 4.1, предельный аварийный режим может осуществляться раз в каждые 10 000 лет. Если вероятность выхода из строя системы аварийного охлаждения активной зоны характеризуется одним отказом на каждую тысячу запросов, то очень крупная авария, ведущая к расплавлению активной зоны реактора, может произойти раз в каждые 10 млн. лет эксплуатации реактора (ее вероятность определяется умножением вероятности события, равной 10-4 на один реактор в течение года, на вероятность отказа системы аварийного охлаждения активной зоны, равной 10-3 на событие).

3. Несмотря на то, что проектировщики стараются предусмотреть все вообразимые переходные режимы, отклонения от нормального рабочего режима, аварийные ситуации и предельные аварийные режимы, тем не менее остается возможность осуществления некоторого непредвиденного события. Наименее предсказуемыми являются события, связанные с множественными наложениями отказов оборудования, сопровождающимися непредвиденными действиями оператора. Именно к этому типу относится авария на АЭС Three Mile Island, которая рассмотрена в гл. 5.

Чтобы заложить основу для дальнейшего обсуждения, на данном этапе полезно рассмотреть некоторые основные принципы, связанные с энергетическими характеристиками аварии. Для любой системы реактора можно записать следующее простое выражение энергетического баланса:

ПОДВОДИМАЯ ЭНЕРГИЯ - ОТВОДИМАЯ ЭНЕРГИЯ = = ЗАПАСАЕМАЯ ЭНЕРГИЯ

При выводе реактора на мощность часть энергии, выделяемой при делении, запасается в элементах реактора по мере возрастания их температуры. В частности, энергия запасается в самих топливных элементах, поскольку, как показано на рис. 3.1, отвод тепла связан с появлением градиента температуры. После того, как реактор выходит на стационарный рабочий режим, накопление энергии в его элементах прекращается и подводимая энергия становится равна отводимой. Накопление энергии происходит также в теплоносителе первого контура, поскольку он обладает теплоемкостью, а если теплоноситель находится под давлением, то и вследствие повышения давления. Любые переходные процессы, приводящие к отклонению от стационарных условий работы, вызывают и изменение количества запасенной энергии. Однако приведенное выше уравнение продолжает оставаться справедливым и при переходных режимах. Приведем два примера, иллюстрирующие это положение.

1. В случае повреждения трубопровода теплоносителя второго контура, ведущего, скажем, к парогенератору, количество отводимой от системы энергии сокращается и, следовательно, количество запасенной в системе тепловой энергии увеличивается, что ведет к возрастанию температуры всех компонентов первого контура. В некоторых системах (как, например, реакторы с водой под давлением) это ведет также к повышению давления в первом контуре. Естественно, возможные последствия такого рода событий должны быть тщательно проанализированы.

2. Если происходит ухудшение режима охлаждения топливных элементов теплоносителем первого контура, то в них начинает накапливаться выделяемая при делении энергия, что в свою очередь ведет к быстрому увеличению температуры самих топливных элементов.

Понятие энергетического баланса применительно к переходным режимам можно также использовать в случае отвода тепла при разрыве одного из контуров реактора. Это приведет к потере теплоносителя и к уменьшению его количества (запаса) в контуре. Если теплоноситель вытекает из контура в парообразном состоянии, то это сопровождается отводом большего количества энергии, чем при потере теплоносителя в жидком состоянии, и уменьшение количества запасенной в системе энергии при этом более значительно. Мы вернемся к этому вопросу в § 4.3 при обсуждении конкретной ситуации с реактором, охлаждаемым водой под давлением.

Рис. 4.1. Разогрев топлива реактора PWR (топливная сборка 17 X 17 топливных элементов) в адиабатных условиях:

1 - линейная тепловая нагрузка 38 кВт/м; 2 - линейная тепловая нагрузка 28 кВт/м. Штриховая кривая - плавление топлива

Крайним случаем накопления тепловой энергии в топливе является ситуация, при которой после переходного процесса, ведущего к остановке реактора, отвод тепла от топливных элементов полностью прекращается. Такой случай изображен на рис. 4.1. Сначала происходит выравнивание температуры топлива, в результате чего в первые моменты времени температура его поверхности достаточно быстро возрастает. Последующий разогрев топливных элементов осуществляется за счет тепла, выделяющегося при распаде продуктов деления. Мощность остаточного тепловыделения падает со временем по мере того, как постепенно распадаются накопленные продукты деления. Тем не менее, в конечном итоге температура топлива достигает точки плавления, и, очевидно, при проработке различных сценариев протекания переходных процессов необходимо добиться исключения такого результата. Скорость возрастания температуры топлива будет зависеть от исходной мощности тепловыделения в реакторе, которая определяет число продуктов деления, накопившихся к данному моменту времени. Кроме того, скорость возрастания температуры зависит от топлива, а также и от реактора.

Теперь, после введения в общие принципы проектирования ЯЭУ, касающиеся переходных процессов, можно перейти к обсуждению особенностей переходных процессов и связанных с ними конструктивных решений для водоохлаждаемых реакторов (PWR, BWR и CANDU), газоохлаждаемых и быстрых реакторов. Сначала, однако, проиллюстрируем некоторые моменты на простом примере - приготовления чая в электрическом чайнике.


На главную страницу. Реакторы атомных станций