border

Главное меню
Основы
Развитие ядерной энергетики в мире
Ядерная энергия как источник электроэнергии
Судовые реакторы
Использование высокотемпературной теплоты ядерных реакторов
Получение водорода
Экономические аспекты ядерной энергетики
Стоимость производства электроэнергии
Коэффициент использования мощности АЭС
Основы ядерной физики
Упругое рассеяние
Неупругое рассеяние
Захват нейтрона
Деление ядер
Выделение энергии при делении ядер
Постоянная распада и период полураспада
Мгновенные и запаздывающие нейтроны
Остаточное тепловыделение в реакторе
Поток нейтронов и скорость ядерных реакций
Пространственное распределение потока нейтронов в активной зоне реактора
Выгорание топлива и образование продуктов деления
Коэффициент конверсии и воспроизводства
Коэффициент конверсии и эффективность использования топлива
Источники активности в реакторе
Реактивность и нестационарные условия работы реактора
Температурный коэффициент реактивности, связанный с эффектом Доплера
Коэффициенты реактивности замедлителя и теплоносителя
Температурный коэффициент реактивности конструкционных материалов
Изменение реактивности реактора
Качественное описание поведения реактора
Введение (ядерный топливный цикл)
Потребность в уране реакторов различного типа
Мировые запасы урана
Производство урана
Запасы тория
Потребности в уране и его запасы
Получение концентрата, чистых соединений, преобразование урана
Обогащение урана (введение)
Схемы заводов по обогащению урана
Обогащение урана газодиффузионным методом
Центрифужный метод обогащения
Аэродинамические методы
Усовершенствованные методы разделения
Оптимальное содержание урана в отвале
Производство топлива
Легководные реакторы
Реакторы с водой под давлением
Активная зона
Система охлаждения
Защитная оболочка
Системы регулирования
Система безопасности
Аварийная остановка реактора
Система аварийного электропитания
Система аварийной подачи питательной воды
Система аварийного охлаждения
Герметизация защитной оболочки
Активная зона, корпус давления и система охлаждения
Системы безопасности
Система аварийного охлаждения и отвода энергии остаточного тепловыделения
Тепловые газоохлаждаемые реакторы
Усовершенствованные газоохлаждаемые реакторы
Высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы
Реактор HTGR с призматическими ТВС
Реактор HTR с шаровыми твэлами
Основы безопасности
Система управления и защиты
Отвод энергии остаточного тепловыделения
Основные аварии
Тяжеловодные реакторы
Реактор с тяжелой водой под давлением CANDU
Регулирование реактивности
Система аварийного охлаждения
Системы безопасности
Тепловые реакторы-размножители
Гомогенные реакторы-размножители
Легководные реакторы-размножители LWBR
Роль реакторов размножителей на быстрых нейтронах
История развития быстрых реакторов-размножителей
Конструкция активной зоны
Энергетическое и пространственное распределения нейтронов
Коэффициенты реактивности и контроль реактора
Доплеровский коэффициент реактивности
Температурный коэффициент реактивности теплоносителя
Температурные коэффициенты реактивности топлива
Характеристики запаздывающих нейтронов
Технические аспекты быстрых реакторов-размножителей с натриевым охлаждением
"Суперфеникс" - промышленный быстрый реактор с натриевым теплоносителем
Активная зона и зоны воспроизводства
Корпус реактора и циркуляция натрия в первом контуре
Второй контур охлаждения и парогенераторы
Вопросы безопасности АЭС с реактором LMFBR
Принцип многократного барьера
Система управления и защиты
Отвод энергии остаточного тепловыделения и аварийное охлаждение реактора LMFBR
Внутриреакторный контроль и предотвращение распространения аварий
Конструкция первого контура и корпуса реактора
Возгорание натрия
Взаимодействие натрия с водой в парогенераторе
Гетерогенные зоны реактора LMFBR
Активные зоны реактора LMFBR с усовершенствованным топливом
Газоохлаждаемые быстрые реакторы
Однократный (открытый) топливный цикл
Замкнутый ядерный топливный цикл
Плутониевый рециклинг
Торий-урановый топливный цикл
Сравнение различных типов реакторов-конвертеров
Выбор топливного цикла для реакторов-размножителей
Уран-плутониевый топливный цикл
Торий-урановый топливный цикл
Расход природного урана при различных сценариях развития ядерной энергетики
Выгрузка и хранение отработавшего топлива
Перевозка отработавшего топлива
Промежуточное хранилище отработавшего топлива
Уран-плутониевый топливный цикл
Переработка отработавшего топлива из диоксида урана
Разделка ТВС и растворение топлива
Газовая очистка и удержание газообразных продуктов делений
Химическое отделение урана и плутония
Модель потоков масс радиоактивных материалов в установке по переработке топлива
Составляющие активности отработавшего топлива и радиоактивных отходов
Повторное использование плутония и урана
Преобразование нитрата плутония в оксид плутония
Преобразование уранилнитрата в оксид урана
Производство оксидного топлива
Состояние технологии переработки уранового топлива
Опыт переработки и изготовления смешанного оксидного топлива
Конструктивные меры безопасности перерабатывающих установок
О безопасности заводов по изготовлению твэлов из смешанного оксидного топлива
ТОРИЙ-УРАНОВЫЙ ТОПЛИВНЫЙ ЦИКЛ
Разделка ТВС
Торекс-процесс
Производство уран-ториевого топлива
Уран-плутониевый топливный цикл быстрых реакторов размножителей
Составляющие времени внешнего топливного цикла LMFBR
Потоки масс в модели топливного цикла LMFBR
Составляющие активности отработавшего топлива LMFBR
Переработка топлива LMFBR
Производство топлива для LMFBR
Переработка и повторное производство топлива для LMFBR
Обработка радиоактивных отходов
Отверждение и хранение жидких отходов высокой удельной активности
Отверждение и хранение твердых отходов высокой удельной активности
Обработка отходов средней удельной активности
Обработка других отходов
Объемы отходов переработки топлива, предназначенных для хранения
Радиоактивные отходы при переработке уран-ториевого топлива
Радиоактивные отходы при переработке уран-плутониевого топлива LMFBR
Отходы на других этапах топливного цикла
Отходы при переработке урановой руды
Отходы при очистке, конверсии и обогащении урана
Отходы при изготовлении твэлов и эксплуатации АЭС
Захоронение отходов в глубоких геологических формациях
Непосредственное захоронение отработавших ТВС
Воздействие радиоактивных захоронений на безопасность и здоровье населения
Выбросы и радиационное воздейстзие радиоактивных продуктов
Тритий, углерод-14 и криптон
Радионуклиды йода
Стронций и цезий
Нуклиды плутония
Прочие радиологически существенные нуклиды
Доза ионизирующего излучения
Допустимые уровни радиационного воздействия
Выбросы радионуклидов и радиационное воздействие на различных этапах топливного цикла
Радиоактивные загрязнения при добыче и переработке урановой руды
Радиационное воздействие на урановых рудниках и заводах по переработке руды
Получение UF6, обогащение и изготовление топлива
Выбросы радиоактивных продуктов на АЭС
Выбросы радиоактивных продуктов из реакторов
Сравнение радиоактивных выбросов на реакторах PWR и BWR
Сравнение радиоактивных выбросов на реакторах PWR и BWR
Радиоактивные выбросы на реакторах LMFBR, CANDU и HTGR
Дозы облучения населения в результате радиоактивных выбросов АЭС
Переработка облученного топлива и обработка радиоактивных отходов
Радиоактивные выбросы на комбинате по переработке облученного низкообогащенного топлива из UO2
Оцененные радиоактивные выбросы на комбинате по переработке смешанного облученного топлива PUO2/UO2
Радиационное воздействие комбината по переработке, топлива и радиоактивных отходов
Длительное накопление трития, 85Кr и 14С
Оценка риска связанного с эксплуатацией ядерных реакторов
Основные понятия (оценка риска)
Метод деревьев событий
Анализ деревьев отказов
Инициирующие события
Инициирующие события
Разрушение защитной оболочки
Радиоактивные выбросы
Внешние события
Моделирование распространения радиоактивных выбросов и облучение населения
Результаты анализа деревьев событий и деревьев отказов
Исследование риска в ФРГ
Изучение безопасности реакторов в США
Оценки риска с учетом последних данных по отказам
Исследования риска, связанного с эксплуатацией реакторов других типов
Исследование риска эксплуатации установок топливного цикла
Риск от объектов ядерной энергетики и других технических систем


Конструкция первого контура и корпуса реактора Печать
Автор Сергей   
28.01.2008 г.

Хотя авария с потерей теплоносителя относится к классу крайне маловероятных событий, она в первую очередь принимается во внимание при разработке конструкции и анализе безопасности реакторов LMFBR. Разрушение активной зоны LMFBR может произойти только при отказе обеих систем аварийной защиты и одновременного отключения циркуляционных насосов. В этой так называемой аварии без защиты с потерей циркуляции (LOF) натриевое охлаждение из-за остановки насосов прекращается, в то время как мощность реактора остается неизменной. Аварии, связанные с неожиданным вводом положительной реактивности, менее вероятны, чем LOF, но последствия этих аварий были бы весьма похожи. Вероятность одновременного отказа двух совершенно независимых систем аварийной защиты составляет менее 10-6 за год. Следовательно, вероятность LOF не может превышать этого значения.
Анализ безопасности реактора SNR-300 показывает, что в случае LOF, из-за несбалансированности генерации и отвода энергии, через несколько секунд последует быстрый рост температуры натрия и компонентов активной зоны. После достижения температуры натрия 900 — 1000 °С начнется его кипение в активной зоне. Сначала вследствие положительного натриевого пустотного коэффициента реактивности мощность реактора будет расти, что вызовет уменьшение реактивности, обусловленное отрицательным температурным коэффициентом реактивности, например, из-за эффекта Доплера и расширения топлива. Поэтому со временем увеличение мощности будет остановлено, однако при этом возможно, что температура стали, топлива и продуктов деления достигнет таких высоких значений, что произойдет расплавление, вскипание и даже испарение центральной части активной зоны. Через несколько миллисекунд локальное давление горячей смеси достигнет нескольких мегапаскалей, что вызовет ее быстрое расширение. В результате активная зона реактора станет подкритический, и мощность самопроизвольно снизится. Расчетами показано, что значение энергии, выделяемой при адиабатическом расширении смеси раскаленных материалов горячего участка активной зоны реактора SNR-300, составляет менее 100 МДж. Это существенно меньше допустимого проектного значения выделяемой энергии 370 МДж, выбранного из соображений сохранения механической целостности корпуса реактора и связанных с ним систем.
Для промышленного быстрого реактора, такого, как "Суперфеникс", анализ последствий LOF показал, что при расплавлении и расширении
активной зоны выделяемая механическая энергия составит несколько сот мегаджоулей. Большинство активных зон реакторов LMFBR в результате LOF будет расплавлено. Охлаждение расплавленных материалов активной зоны должно быть обеспечено также и в случае этой крайне маловероятной аварии.,Для SNR-300 теоретические и экспериментальные исследования показали, что в корпусе реактора охлаждение обеспечивается и выхода расплавленного тогащва сквозь днище корпуса реактора не будет. Аналогичные заключения получены и для других демонстрационных быстрых реакторов, и для "Суперфеникса". Тем не менее в реакторах SNR-300 предусмотрен дополнительный барьер безопасности в виде устройства ддя сбора и длительного охлаждения расплавленного топлива в практически невероятном случае его проникновения сквозь днище корпуса реактора. Это устройство заполняется натрием, вытекающим из корпуса. Фрагменты расплавленной активной зоны улавливаются слоями из диоксида урана, охлаждаемыми снизу циркуляцией сплава NaK. Это позволяет отвести теплоту от расплавленного топлива И, теплоизолировать бетонную плиту фундамента защитной оболочки.
Даже при рассматриваемой здесь наиболее серьезной аварии с радиоактивным выбросом из корпуса реактора оставшиеся барьеры безопасности будут выполнять свои защитные функции против дальнейшего распространения радиоактивных продуктов. Источниками активности при такой аварии в первую очередь являются газообразные и летучие продукты деления, а также аэрозоли натрия. В реакторе "Суперфеникс" аэрозоли могут проникнуть под колпак, расположенный над поворотной пробкой корпуса. Отсюда они могут быть удалены через фильтры и линии задержки. Аэрозоли, выходящие за пределы внутреннего защитного барьера, т. е. за пределы корпуса, попадут в полость внешней защитной оболочки, откуда они после фильтрации будут постепенно выброшены в окружающую среду. Конструкция задерживающих аэрозоли барьеров (корпуса и защитной оболочки), а также фильтрующих систем разработана с учетом физики аэрозолей. Большинство аэрозолей, поступающих во внешнюю защитную оболочку, отложится на стенах и днищах оболочки путем коагуляции, термофореза й других процессов осаждения. Только аэрозоль плутония с концентрацией примерно несколько миллиграммов на кубический сантиметр, по-видимому, останется в воздушной атмосфере защитной оболочки реактора SNR-300. Спустя несколько суток необходимо часть содержащегося в защитной оболочке газа выпустить в окружающую атмосферу, предварительно пропустив его через угольные фильтры. При этом доза облучения на территории, прилегающей к реактору, не превысит допустимых норм.
Выбор описанной конструкции защитной оболочки для промышленных быстрых реакторов петлевого типа в настоящее время обсуждается. Предпочтительнее конструкция из двух оболочек. В этом случае внутренняя газонепроницаемая стальная оболочка цилиндрической формы окружена наружной оболочкой из предварительно напряженного железобетона, предназначенной для защиты реактора от внешних воздействий.
 

...   border border