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

Атомная энергетика. Курс лекций по физике ядерного реактора

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. Для отвода остаточного тепла вполне хватит производительности системы охлаждения низкого давления, показанной на рис. 4.4, при условии, что давление в реакторе может быть снижено достаточно быстро, чтобы привести эту систему в действие. В противном случае, если возможно использование парогенераторов и вспомогательной системы подачи питательной воды, которая автоматически включается при остановке реактора, остаточное тепловыделение можно отвести через парогенераторы даже при высоком давлении в системе. В случае же когда не удается привести в действие ни одну из этих систем по причинам, которые будут обсуждаться в гл. 5, можно ожидать серьезных неприятностей. Именно это привело к аварии на АЭС Three Mile Island.

Если для расхолаживания реактора не удается использовать систему охлаждения низкого давления и парогенераторы, то единственной возможностью остается подача воды с помощью системы инжекции высокого давления и нагнетательных насосов (т.е. насосов, используемых при нормальной работе для поддержания необходимого количества воды в системе), при этом подаваемая вода будет вытекать через разрыв. Интересно рассмотреть перенос энергии вытекающей жидкостью. Схематическое изображение этой ситуации показано на рис. 4.11. Если подаваемая в реактор вода испаряется и покидает его в парообразном состоянии, то это позволяет отводить максимально возможное количество энергии. Истечение же воды в жидком состоянии не только происходит с большой скоростью, но и сопровождается сравнительно малым отводом энергии по сравнению с истечением пара при этом же массовом расходе. По этим причинам предпочтительно истечение воды в парообразном, а не жидком состоянии. Таким образом, потеря теплоносителя из верхней части контура сопровождается переносом большего количества энергии, чем из нижней, где присутствие жидкости в аварийных переходных условиях более вероятно.

Рис. 4.12. Размер отверстия, необходимый для отвода остаточного тепловыделения при истечении пара

В случае истечения пара из контура реактора можно оценить, что максимальному массовому расходу соответствует перенос 17000 МВт энергии на 1 м2 сечения потока. Для отвода того количества пара, которое может образоваться за счет тепловыделения продуктов распада сразу же после остановки реактора, потребовалось бы отверстие сечением 0,011 м2, т.е. диаметром 12 см. Зависимость размера отверстия, необходимого для отвода остаточного тепловыделения, от времени после остановки реактора с учетом уменьшения тепловыделения продуктов распада со временем (см. табл. 2.2) показана на рис. 4.12. Отметим, что через 1 ч после остановки необходимый размер отверстия уменьшается до 3,8 см.

Если действительный размер разрыва больше того, который необходим для отвода энергии с паром, то потеря энергии будет превышать ее выделение в активной зоне, и это вызовет падение давления в первом контуре. Такое падение давления может привести к быстрому включению системы расхолаживания низкого давления. Однако если размер разрыва меньше необходимого для отвода энергии остаточного тепловыделения, то энергия будет накапливаться в системах реактора, что приведет к повышению давления в первом контуре. При этом состояние системы можно частично контролировать, если удастся открыть предохранительные клапаны с механическим приводом, чтобы увеличить выброс пара и, соответственно, отвод энергии. Эти предохранительные клапаны, называемые также разгрузочными, расположены в верхней части компенсатора давления. Обычно реактор PWR оборудуется двумя такими клапанами с полным проходным сечением около 0,002 м2, что позволяет отводить с паром примерно 34 МВт энергии. Это, очевидно, намного меньше, чем 200 МВт, выделяемые при распаде продуктов деления непосредственно после остановки реактора. Так что, по-видимому, целесообразно рассмотреть возможность увеличения проходного сечения и (или) числа разгрузочных клапанов в будущих конструкциях реакторов, что позволило бы повысить скорость расхолаживания.

Рис. 4.13. Крупная авария с потерей теплоносителя - фаза выброса

Если при разгерметизации контура проходное сечение разгрузочных клапанов оказывается недостаточным для отвода энергии, то давление в реакторе будет продолжать повышаться, что в конечном итоге приведет к срабатыванию пружинных предохранительных клапанов, проходное сечение которых, видимо, окажется достаточным для расхолаживания. Однако в этом случае ситуация до известной степени неконтролируема, поскольку эти клапаны открываются и возвращаются в исходное положение при определенной величине давления в системе.

Авария реактора PWR с потерей теплоносителя через крупный разрыв. Классической максимальной проектной аварией для реактора PWR является авария с потерей теплоносителя в результате большого разрыва контура. Предполагается, что при такой аварии один из входных трубопроводов, ведущих от циркуляционного насоса к контуру реактора, оказывается полностью разорванным, причем оборванные концы трубы расходятся в стороны так, что из них обоих может свободно вытекать теплоноситель первого контура. Такой вид разрыва называют «гильотинированием обоих концов» или разрывом на «200%». Поскольку обычно считается, что подобный разрыв представляет собой наихудшую аварию, которая может случиться с контуром водоохлаждаемого реактора, то он выбирается в качестве основной ситуации при проектировании систем защиты от аварии.

Рис. 4.14. Крупная авария с потерей теплоносителя - фаза байпасирования

Рис. 4.15. Крупная авария с потерей теплоносителя - фаза повторного заполнения нижней камеры

Рис. 4.16. Крупная авария с потерей теплоносителя - фаза повторного затопления активной зоны

Рис. 4.17. Крупная авария с потерей теплоносителя - фаза долговременного охлаждения

Рис. 4.18. Развитие событий . корпусе реактора во время аварии с потерей теплоносителя через крупный разрыв: нормальный рабочий режим (а), фаза выброса (б), фаза повторного заполнения нижней камеры (в), фаза повторного затопления активной зоны (г):

1 - трубопровод системы аварийного охлаждения активной зоны; 2- горячий трубопровод; 3 - верхняя камера; 4 - опускной участок; 5 - активная зона; 6 - холодный трубопровод; 7 - нижняя камера; 8 - пар; 9 - разрыв холодного трубопровода; 10 - поступление воды из системы аварийного охлаждения активной зоны ограничивается противотоком пара; 11 - разогрев топливных стержней; 12 - вода, поступающая из системы аварийного охлаждения; 13 - к парогенератору; 14 - перелив; 15 - пар из парогенератора


На главную страницу. Реакторы атомных станций