Зеленая энергия - популярно об экологии, химии, технологиях

  • Увеличить размер шрифта
  • Размер шрифта по умолчанию
  • Уменьшить размер шрифта
Home Библиотека Безопасность АЭС экология Аварии реактора с разрушением активной зоны

Аварии реактора с разрушением активной зоны

В настоящее время уделяется большое внимание проблеме предотвращения тяжелых аварий и смягчению их последствий.

Считается, что частота серьезных повреждений активной зоны должна быть не более 10-5 — 10-6 на реактор в год, а частота значительного выброса радиоактивных веществ в атмосферу после аварии реактора не должна превышать 10-6—10-7 на реактор в год.

Тяжелые аварии. Аварийные цепочки, в которых события находятся под контролем систем безопасности, не приводят к плавлению зоны. Лишь в сценариях с разрушением или отказом систем безопасности имеют место тяжелые аварии.

Значительные повреждение, разрушение, плавление активной зоны (гипотетические или тяжелые аварии) возможны при возникновении не предусмотренного проектом события или при непроектном протекании аварийной ситуации.

Выделение продуктов деления и удержание их в первом контуре

Необходимо учитывать две категории выхода радиоактивных материалов:

  • из топлива во всем диапазоне возможных температур в присутствии конструкционных материалов и пара;
  • из топлива в условиях воздействия на бетон.

Выход продуктов деления из топлива

Выделение продуктов деления из топлива на начальном этапе определяется микроструктурой топлива, его температурой и глубиной выгорания. Инертные радиоактивные газы (ИРГ), главным образом Хе и Кг, относительно легко выходят из топлива вместе с летучими элементами I и Cs.

По имеющимся оценкам, выделение основной массы продуктов деления успевает произойти за 1—2 ч до разрушения корпуса реактора в результате проплавления. Форма существования указанных продуктов деления — пары и аэрозоли. Cs, J и Те имеют достаточно низкую температуру кипения и присутствуют в виде паров или летучих соединений. Основные химические формы существований цезия и йода в рассматриваемых условиях: CsJ (иодид цезия) (99% выделившегося йода), CsOH (гидрооксид цезия).

Перенос продуктов деления в первом контуре

Значительная часть материалов расплавившейся активной зоны остается в первом контуре в результате конденсации аэрозолей и высаждения на относительно холодных поверхностях трубопроводов и ПГ, химических реакций с поверхностью контура (химсорбция). Так, в аварийном реакторе на АЭС «Три-Майл-Айленд» 10 т материалов активной зоны локализовалось в районе ПГ.

Выделяющиеся при плавлении радиоактивные продукты транспортируются газовыми потоками пара и водорода, интенсивность которых возрастает при попадании фрагментов активной зоны в воду, оставшуюся на днище реактора. Затем большая часть активной зоны и опорных конструкций рушится вниз, осушая корпус реактора. До момента разрушения днища корпуса реактора вынос происходит вследствие термического расширения газа. После разрушения корпуса вследствие остаточного тепловыделения в продуктах деления, отложившихся на поверхностях первого контура, возможно повторное испарение некоторых из них, перенос по контуру или вынос с небольшой скоростью за его пределы. Временные характеристики последовательности событий для одного из сценариев тяжелой аварии на реакторе PWR приведены ниже.

Состав газа влияет на химическую форму радиоактивных материалов и определяет динамику самого газового потока. Первоначально это чистый пар. Когда начинается окисление стали и циркония, в паре увеличивается содержание водорода, в течение короткого периода перед обрушением зоны это может быть почти чистый водород; затем в газовом потоке вновь возрастает доля пара.

Учет водорода важен при аэрозольных расчетах, так как он значительно снижает плотность и вязкость газового потока, меняет его транспортные свойства.

Давление в первом контуре в процессе аварии также влияет на транспорт продуктов деления: при более высоком Р, возможно образование больших массовых потоков.

Температура газовых потоков в первом контуре управляет процессом конденсации наиболее летучих продуктов деления на окружающих частичках. Температура изменяется по контуру очень существенно и на разных этапах плавления имеет значение от 700 до 2500° С.

Перенос и отложения материалов в первом контуре определяются химической формой летучих материалов. Инертные газы выделяются в элементарной форме, Cs, J и Те —в виде элементарных паров и летучих соединений в потоке газоносителя на выходе из активной зоны. Компонентный состав газовой атмосферы (Н2О/Н2) и кислородный потенциал топлива (который растет с выгоранием) играют значительную роль в образовании тех или иных химических соединений.

Как показывают расчеты, конденсация цезийсодержащих паров на аэрозольных частицах часто является основным механизмом удержания этих соединений в первом контуре. Второй важный (конкурирующий) процесс — конденсация на внутренних поверхностях оборудования.

Ниже приведены некоторые химические эффекты и виды взаимодействий, которые должны учитываться при оценке переноса продуктов деления от момента их выделения из топлива до выхода за пределы реактора:

  • окисление циркония паром  (1000°С), выделение водорода;
  • окисление  стали  паром  (1400°С),  выделение  водорода;
  • гидролитическое окисление карбида бора. Образование летучей окиси бора;
  • образование низкоплавких сплавов циркония при взаимодействии нержавеющая сталь — цирконий;
  • образование сплавов с низкой температурой плавления и их капельное стекание;
  • образование эвтектики в результате взаимодействия циркония и окиси урана (1750° С).

Удержание продуктов деления в первом контуре

Наиболее эффективный механизм удержания аэрозолей в первом контуре — гравитационное высаждение, особенно при низких скоростях парогазового потока, когда отдельные частички успевают слиться и достичь размеров более 1 мкм.

Выход продуктов деления в ЗО. Общим результатом указанных процессов является то, что в атмосферу 30 попадает (в виде аэрозольных частиц) I—2% массы материалов активной зоны, 3—6% от этой массы являются радиоактивными. Инертные радиоактивные газы выходят полностью. Расчетный максимальный выход летучих соединений продуктов деления для типичного PWR составляет: CsOH — 130 кг; CsI — 25 кг, Те — 26 кг. Масса аэрозолей других материалов 2800 кг. Динамика выхода радиоактивных аэрозолей в ЗО показана на рис. 7.6. Выход летучих соединений в основном происходит в течение первого часа после расплавления активной зоны.

Результаты исследований поврежденной активной зоны на аварийном реакторе ТМА

Большой объем экспериментальных и расчетных исследований, выполненных к настоящему времени на поврежденном в результате аварии реакторе АЭС «Три-Майл-Айленд» (ТМА), позволил установить основные этапы развития аварийного процесса.

Сначала произошло снижение уровня теплоносителя в реакторе в результате кипения в зоне и утечки через открытый клапан, затем обнажение зоны и ее разогрев до состояния сильного повреждения. Через 3 ч уровень воды находился в интервале 0,5— 1 м выше нижней границы активной зоны.. Происходило разрушение твэлов, поскольку  температура  твэлов превысила 2150° С, при которой следует ожидать растворение UО2 жидким цирконием и стекания этой массы вниз. Эта масса замерзала в районе, где находился уровень воды в зоне. В этот период происходило быстрое окисление циркалоевых оболочек твэлов и образование водорода.

Далее имело место включение ГЦН. Менее чем за 15 с в реактор поступило 28 м3 воды; в результате зона могла бы быть затоплена, однако из-за повреждений ТВС расход через ее центральную часть был, вероятно, незначительным. Телоноситель, заполнивший реактор, вызвал быстрый рост давления в нем и обусловил термомеханические нагрузки, которые привели к образованию насыпного слоя фрагментов сверху сплавившихся материалов центральной части активной зоны. Происходил разогрев спекшейся массы и насыпного слоя над ней, что привело к образованию расплавленной массы UO2 — ZrО2, окруженной коркой застывшего материала. Этот разогрев происходил, несмотря на продолжающуюся подачу теплоносителя в корпус реактора, так как геометрия зоны нарушилась так сильно, что она стала неохлаждаемой.

Расплавленные материалы активной зоны, которые переместились в нижнюю камеру, представляют собой твердый раствор UO2 — ZrО2. Минимальная температура плавления таких керамических смесей составляет примерно 2550° С. Примечательно, что перемещение расплава в нижнюю камеру, заполненную водой, привело к образованию слоя фрагментов с охлаждаемой геометрией. Взаимодействие расплавленных материалов с водой было причиной образования пара и роста давления в системе.

Перенос расплавленных материалов активной зоны вниз происходил главным образом путем вытекания через отверстия в опоре активной зоны без проплавления ее конструкций.

С помощью расчетной модели были рассмотрены следующие специфические явления: вздутие оболочек твэлов до разрушения; разрушение оболочек твэлов; окисление оболочек твэлов, включая эффекты образования Н2; распухание и охрупчивание оболочек твэлов.

На этапе истечения теплоносителя через клапан уровень воды в активной зоне падал и твэлы нагревались со скоростью 0,25° С/с. Скорость пара через активную зону составляла 0,5 м/с.

Твэлы нагревались со скоростью 0,25° С/с до тех пор, пока не началась реакция цирконий — пар, сопровождающаяся значительным выделением тепла. Далее температура активной зоны возрастала со скоростью 1°С/с.

Результаты анализа показали, что на разрушение оболочек твэлов большое влияние оказывает начальное давление газов в твэле. Во время аварии температура твэлов была достаточно высока и способствовала окислению оболочек.

В самом горячем месте по оси активной зоны оболочки твэлов окислились снаружи на 1/3 толщины до начала расплавления. В целом по активной зоне это количество окисленного металла могло бы выделить 130 кг Н2.

Расчетное уменьшение поперечного сечения межканального пространства теплоносителя, вызванного окислением, было незначительным, и на охлаждаемость зоны наибольшее воздействие оказывало вздутие оболочек твэлов.

Интенсивное вздутие и разрушение оболочек твэлов происходило по всему радиусу активной зоны и сказалось в относительно равномерном увеличении сопротивления потока через зону.

Окисление наружной поверхности оболочки твэлов вызывало охрупчивание оболочки. Окисленные фрагменты циркониевой оболочки при быстром охлаждении с 570 до 140° С стали очень хрупкими и разрушились после включения САОЗ. Затем таблетки топлива, также подвергнутые этим воздействиям, вероятно, тоже разрушались.

Таким образом, повреждение зоны носит очень тяжелый характер, особенно в верхней ее части, которая в течение нескольких часов была оголена.

Приведенные данные  позволяют  сделать следующие  очень важные выводы. Значительные разрушения активной зоны с топливом из диоксида урана происходят при ее нагреве примерно до 1450° С, что существенно ниже температуры плавления диоксида урана. Уже при таких температурных условиях происходит диспергирование топлива и из топлива в контур выходят практически 50% иода, цезия, инертных газов, значительные количества стронция, рутения.

Процессы в защитной оболочке. Нагрузка на защитную оболочку при аварии с расплавлением активной зоны

Воздействие на ЗО в ходе тяжелой аварии

Нагрузка на ЗО вызывается первоначально воздействием выброшенного из реактора пара, позднее — остаточным тепловыделением вышедших продуктов деления. Повышенное давление создается неконденсирующимися газами — Н2,СО, СО2.

Тепловое воздействие первого контура начинается в процессе оголения и разогрева активной зоны; тепло подвозится к над-зонным конструкциям и верхней части корпуса реактора от активной зоны потоками горячего пара и водорода, циркулирующими за счет естественной циркуляции. Показано, что этот процесс в PWR способен передать значительное количество тепла к поверхностям первого контура и 30 и является возможной причиной термического разрушения.

Водород, образовавшийся при аварии, может загореться в ЗО, как это случилось на ТМА, или даже сдетонировать, что приведет к более тяжелым последствиям из-за образования ударной волны большого избыточного давления и высокой температуры.

Паровые взрывы в результате взаимодействия фрагментов и расплава зоны с водой также являются потенциальным источником разгерметизации ЗО.

Взаимодействие бетона с расплавом является источником образования большого количества горючих газов и выноса аэрозолей.

Вторичные эффекты. Возможно воздействие на ЗО быстро-летящих предметов, возникающих в результате, например, парового взрыва.

Ниже рассмотрены подробнее некоторые факторы воздействия на ЗО.

Паровой взрыв

На водо-водяных реакторах процесс аварии с потерей теплоносителя, сопровождающийся расплавлением активной зоны, можно разделить на четыре фазы:

  • разогрев и последующее расплавление активной зоны;
  • выпаривание остаточной воды в корпусе реактора;
  • разогрев и расплавление корпуса реактора;
  • проникновение расплава в бетон защитной оболочки.

Взаимодействие между расплавом и водой может наступить в первой фазе, когда расплав попадает в остаточную воду в области днища реактора, а также в четвертой фазе, когда расплав проникает в бетонный фундамент и контактирует с водой, находящейся в защитной оболочке.

Для описания процесса, следующего после расплавления активной зоны, существуют различные модели. Предполагают, что из расплавленной области активной зоны поток расплава попадает через нижнюю опорную плиту в воду Днища реактора, причем поток расплава за счет касательных напряжений и импульсной энергии распадается и дробится в воде. Расплав может падать в воду в виде ливня капель. Существует также предположение, что часть несущих конструкций активной зоны разрушается и большая масса разрушенных твэлов падает вниз.

Физический процесс контакта и перемешивания расплава с теплоносителем имеет важное значение.

При взаимодействии расплава с теплоносителем существует возможность внезапного образования пара. Это взаимодействие может быть импульсным  (паровой взрыв)  или замедленным.

С точки зрения безопасности реактора наибольший интерес представляет взаимодействие типа парового взрыва, при котором в результате взрывообразного парообразования в теплоносителе выделяется значительная механическая энергия в виде ударного повышения давления в системе. Под паровым взрывом понимают внезапное (в течение 1 мс) испарение жидкости, что вследствие увеличения объема вызывает ударную волну. Предпосылкой для этого спонтанного испарения является достаточно большой перегрев жидкости относительно температуры насыщения, что возможно только из-за прямого контакта расплава и жидкости. Теплоперенос от расплава к жидкости осуществляется через паровую пленку, образующуюся между расплавом и жидкостью, которая имеет изолирующее действие и поддерживает постоянное испарение. Эта паровая пленка, как показывают многие эксперименты с кипением, весьма стабильна. Необходима мелкая фрагментация расплавленного топлива и его перемешивание с теплоносителем. В результате образования большой поверхности теплообмена и высокой эффективности тепло-переноса при жидкостном контакте расплава и теплоносителя последний быстро и взрывообразно испаряется.

Фрагментация расплава является начальным условием для возникновения парового взрыва. Согласно проведенным экспериментам размеры фрагментированных частиц расплава должны лежать в диапазоне от менее микрометра до нескольких миллиметров, чтобы в короткое время осуществилась передача огромного количества тепла от расплава и возник заметный паровой взрыв. Чем крупнее фрагментация, тем незначительнее взрывное давление при паровом взрыве. Иногда это явление называют физическим взрывом в отличие от взрывов химических (взрывов ВВ, газовых смесей и т. п.).

Таким образом, паровой взрыв — это мгновенное сильное тепловое взаимодействие между горячим металлическим или керамическим расплавом и водой, причем в течение менее 1 мс посредством теплопередачи от расплава к воде должно быть произведено столько пара, чтобы возник скачкообразный импульс давления соответствующего уровня. Последнее может произойти только при кратковременном жидкостном контакте между расплавом и водой. Для возникновения мощного парового взрыва необходимы:

  • большая площадь поверхности взаимодействия расплава с водой;
  • равномерное распределение частиц в воде;
  • интенсивный теплообмен;
  • достаточно большая масса расплава, взаимодействующая с водой.

Расплав и вода должны быть очень мелко диспергированы друг с другом и перемешаны для образования достаточно большой теплопередающей поверхности.

Чтобы создалась предпосылка для большого парового взрыва, достаточная для повреждения корпуса реактора или защитной оболочки, необходима фрагментация нескольких тонн расплава.

Физически реальный сценарий предполагает, что максимально реагирует в воде несколько сот килограммов расплава, так как из-за различных механизмов преждевременно вызывается малый паровой взрыв или серия малых паровых взрывов. Проведенные оценки показывают, что для большого парового взрыва необходимо 5000 кг расплава с водой при коэффициенте преобразования тепловой энергии в механическую 5%. Вероятность такого события незначительна (<10-4), поскольку отсутствуют механические силы для перемешивания воды и расплава.

Таким образом, в период разрушения, расплавления активной зоны и стекания расплава в воду обязательно происходит серия малых паровых взрывов, которые не опасны ни для корпуса реактора, ни для защитной оболочки, но способствуют предотвращению большого парового взрыва.

Водородная безопасность

Появление водорода в системах АС с водоохлаждаемыми реакторами обусловлено разложением воды или пара под действием облучения. При нормальной эксплуатации такое разложение происходит главным образом в активной зоне реактора, а в аварийных условиях — везде, где есть источники излучения.

В условиях гипотетической аварии при оголении активной зоны возникают условия образования водорода в термохимических реакциях пара с цирконием, топливом, конструкционными материалами (сталью) и топлива с бетоном.

Накопление водорода в стехиометрической смеси с кислородом может привести к возгоранию или взрыву (детонации). Очевидно, что условия успешной борьбы с последствиями аварий требуют тщательного анализа возможности накопления водорода и кислорода в первом контуре и в помещениях 30, и в частности образования взрывоопасных концентраций.

Такой анализ позволяет определить наиболее критические места, требующие контроля концентрации водорода. В этих местах в первую очередь должны быть установлены датчики водорода.

Датчики водорода должны входить в системы водородной безопасности АС, включающие в себя также средства контроля содержания водорода в среде и дожигатели.

Детонационный предел. Считается, что детонация водорода в смеси с воздухом возможна при объемной концентрацией водорода от 13 до 70%. Предел воспламенения 9—74%.

Возможность детонации зависит от следующих факторов: относительной концентрации горючего и окислителя; концентрации газов-разбавителей; начальных значений температуры и давления (плотность газа); формы и размера канала или помещения; формы, размера и расположения преград на пути распространения пламени.

Добавление пара и инертных газов (флегматизаторов) значи-телшо уменьшает способность смеси к детонации.

Взаимодействие с бетоном

Длительное воздействие слоя фрагментов активной зоны служит причиной роста давления и температуры в результате выходов газообразных продуктов взаимодействия фрагментов с бетоном или водой.

После проплавления корпуса расплав зоны или фрагменты взаимодействуют с бетоном шахты. Взаимодействие бетона с расплавом — источник образования большого количества горючих газов и аэрозолей — возникает, когда на бетоне нет воды или когда расплав проходит имеющийся слой воды без фрагментации.

Экспериментальные исследования показали, что расплавленное топливо вступает в контакт с бетонным основанием шахты и в результате химических и физических реакций происходит дополнительное выделение из расплава продуктов деления в количестве, которое может достигать  1/3 полного выхода активности.

Перенос продуктов деления происходит паром и пароводяной смесью из зоны к другим частям системы. В этом потоке присутствуют также водород и другие газы, а также различные ионы, которые служат центрами конденсации.

При взаимодействии расплава с бетоном продукты деления транспортируются вверх в ЗО паром и газами (Нг, СО, СОг), генерируемыми в результате этого взаимодействия. Необходимо учитывать возможность горения этой смеси газов.

При взаимодействии расплава и фрагментов с бетоном шахты имеет место увеличенный выход теллура и малолетучих изотопов La, Ba, Sr. Кроме того, образуются органические формы иода, летучие и неудерживаемые при барботаже через воду.

Скорость проникновения расплава в бетон, состав газовых продуктов в сильной степени зависят от свойств и конкретной марки бетона.

Разгерметизация

Наиболее опасной с точки зрения радиационных последствий является ранняя (одновременно с выбросом из реактора или в пределах 1—2 ч после него) и большая по масштабу разгерметизация 3О. Такое повреждение 3О крайне маловероятно для водо-водяных реакторов. Более реальной представляется частичная разгерметизация 3О по имеющимся в ней проходкам при достижении определенного (проектного) внутреннего давления в ней. По самым консервативным оценкам, для 3О существующих АС это может произойти не ранее 1 сут после начала аварии.

Основная доля неопределенности в оценке радиационных последствий тяжелых аварий связана с невозможностью точно рассчитывать площадь и время возникновения повреждения в 3О с учетом наличия в ней нескольких сотен проходок, а также действия всех видов аварийных нагрузок.

Считается, что при аварийном повышении давления и температуры в ЗО произойдет разгерметизация относительно небольшого масштаба в результате частичного повреждения уплотнений проходок в 3О или появления трещин в ней (модель «протечка до разрыва»). Например, применительно к западно-германским PWR появление в ЗО неплотности сечением всего 20 см2 уже исключает дальнейший рост давления в оболочке и возможность ее прорыва большим сечением.

До момента повреждения 3О должна сохранять нормируемый уровень герметичности от 0,1 до 1 % в сутки.

Если ЗО сохраняет при аварии проектную герметичность, то радиационные последствия на окружающей местности — минимальные. При повреждениях локализующие свойства 30 определяются не столько видом и масштабом ее разгерметизации, сколько временем задержки между повреждениями первого контура и 30, а также наличием в 30 хотя бы пассивных систем выведения радиоактивности. Расчетные исследования различных вариантов аварийных событий показывают, что давление разгерметизации в 30 достигается спустя много часов после разрыва первого контура.

Итак, три основных процесса определяют нагрузки на 30 при аварии с расплавлением активной зоны:

  • горение газовой смеси в 30;
  • взаимодействие расплава фрагментов зоны с водой;
  • взаимодействие расплава с бетоном шахты.

Все они оказывают сильное воздействие не только на 30, но и на системы и оборудования, находящиеся в ней (возможность отказа систем безопасности и оборудования по общей причине).

В качестве примера ниже приведена хронология развития запроектнон аварии с расплавлением активной зоны для типового западно-германского PWR в результате разрыва полным сечением основного трубопровода первого контура и одновременного отказа.в САОЗ:

  • в корпусе реактора начинается испарение воды;
  • уровень воды в корпусе реактора падает до верхней границы активной зоны и начинается ее разрушение (в результате взаимодействия водяного пара с цирконием образуется водород) ;
  • через 1,8 ч происходит разрушение опорных конструкций и основная масса материалов активной зоны падает в воду, заполняющую нижний распределительный коллектор, что сопровождается большим выделением пара.

Взаимодействие расплавленных материалов активной зоны с бетонным основанием начинается непосредственно после разрушения корпуса реактора (спустя около 1,9 ч). Пар и СО2 выбрасываются в противоаварийную оболочку и восстанавливаются до Н2 и СО. Излучение тепла с поверхности расплава также способствует выделению газов.

Приблизительно через 3,5 сут после аварии давление достигает проектного значения (0,6 МПа), а через 5 сут возрастает до разрушающего значения 0,9 МПа.

Байпасирование 30

Если одним из последствий аварии является обход (байпасирование) 30, продукты деления попадают во вспомогательные здания либо в атмосферу. Путь к выбросу в атмосферу при байпасировании ЗО состоит из многих помещений, в которых продукты деления будут задерживаться. Тем не менее ситуация с байпасированием 3O дает, по оценкам, наибольший выход продуктов деления в окружающую среду. Обход 3O может произойти несколькими путями. Один из путей связан с переопрессовкой САОЗ полным давлением первого контура, когда пар высокого давления попадает в систему низкого давления и приводит к разрушению той ее части, которая расположена вне ЗО, например во вспомогательном здании. Незакрытие изолирующих клапанов в проходах 3O также может служить причиной обхода 30. Анализируется также ситуация с разгерметизацией (большого числа) трубок ПГ, в результате которой может произойти сообщение первого контура с машинным залом. Считается, что все эти ситуации могут быть достаточно эффективно предотвращены или сведены к минимуму соответствующими техническими и организационными мероприятиями.

Осаждение аэрозолей

Радиоактивный выброс зависит от конкретных условий протекания аварии, в том числе от поведения радионуклидов при их выходе из твэлов, активной зоны и 30. На поверхностях стен и полов локализующих помещений АЭС радиоактивные аэрозоли осаждаются вследствие естественных процессов выведения (гравитационное осаждение, диффузиофорез, термофорез и т. п.). Под диффузиофорезом понимается движение аэрозолей к вертикальным стенкам помещений вместе с паром, конденсирующимся на этих стенках. Термофорез аэрозолей на поверхностях помещений обусловлен наличием градиента температуры около стенок. Выведение возможно также в результате использования специальных систем безопасности (спринклеры, фильтры, бассейны-барботеры и т. п.). Ведутся работы по изучению естественных процессов осаждения аэрозолей, существенно влияющих на выброс радионуклидов во время тяжелой аварии АЭС.

Определяющий вклад в процесс осаждения через несколько часов после выхода радионуклидов из реактора вносит гравитация.

Оценки показывают, что через 5 ч после начала выхода радионуклидов из-под поврежденных оболочек твэлов 43% всех аэрозолей, вышедших к этому времени из активной зоны, будет выведено из паровоздушной среды вследствие диффузиофореза, 15% — в результате гравитации, а 42% аэрозолей останется в атмосфере помещения.

Гравитационное осаждение и диффузиофорез являются основными естественными процессами выведения аэрозолей из паровоздушной среды защитной оболочки при крупных авариях на АЭС.

Относительный вклад гравитационного осаждения аэрозолей и диффузиофореза определяется размером аэрозольных частиц и интегральной массой аэрозолей, выходящих из поврежденной активной зоны. Чем больше размер аэрозольной частицы, тем больше ее масса и вклад гравитационного осаждения по сравнению с осаждением вследствие диффузиофореза; чем больше масса вышедших из активной зоны аэрозолей, тем больше скорость их коагуляции и вклад осаждения из-за гравитации, и наоборот, чем меньше размеры отдельных частиц и суммарная масса аэрозолей, выходящих при аварии, тем больше относительная значимость процесса диффузиофореза.

При раннем разрушении защитной оболочки АЭС (до 5ч) во время крупной аварии учет осаждения аэрозолей из-за диффузиофореза может привести к уменьшению радиоактивного выброса в окружающую среду примерно в 2—3 раза. Это связано с небольшими размерами аэрозольных частиц (0,5 мкм), взвешенных в паровоздушной среде, в начальный период развития аварии, что и определяет относительно большой вклад диффузиофореза и малую роль гравитационного осаждения. При более позднем разрушении защитной оболочки АЭС (более 5 ч) учет диффузиофореза несущественно влияет на радиоактивный выброс.

При временах, превышающих 3—5 ч, основным механизмом выведения продуктов деления из атмосферы ЗО является гравитационное осаждение аэрозолей.

Развитие этого процесса требует определенного времени. После того как в результате агломерации отдельные частички аэрозоля станут относительно тяжелыми по сравнению с силами плавучести, начнется осаждение и обеднение аэрозольной атмосферы ЗО. Оценки показывают, что масса аэрозольных частиц в ЗО через сутки уменьшается на два порядка, а через 5 сут на четыре порядка. Поэтому принципиален вопрос: успеет ли основная масса аэрозолей отложиться на поверхностях 30 до выброса в атмосферу?

Эффективность выведения аэрозолей существенно усиливается при прохождении парогазового потока через барботажные объемы и при работе спринклерной системы в 30 (коэффициент выведения от 10 до 100).

Оценка выброса из 3О

Аварии реакторов, которые в принципе могут привести к значительному выбросу в окружающую среду радиоактивных продуктов,— это аварии, при которых происходит значительное повреждение топлива в сочетании с одним из трех видов возможного отказа 3О:

  • нарушение целостности ЗО на ранней стадии аварии;
  • разгерметизация 3О и выброс радиоактивных продуктов на более поздней стадии;
  • выход радинуклидов минуя 3О (байпасирование).

Причинами повреждения ЗО считаются паровые взрывы в корпусе реактора, горение или детонация водорода, образовавшегося в ходе аварии, превышение давления парогазовой смеси в защитной оболочке и прямой нагрев ее атмосферы.

Как уже отмечалось, по расчетам, применительно к западногерманским PWR появление в 3О неплотности сечением всего 20 см уже исключает дальнейший рост давления в оболочке и возможность ее прорыва большим сечением. Связанное с этим замедление утечки радиоактивных аэрозолей наружу приводит к существенному снижению общей активности выброса за счет осаждения аэрозолей на поверхностях 3О и улавливания в водяных объемах.

Выброс зависит от сценария аварии, масштаба и времени повреждения ЗО.

Основные процессы и события, учитываемые в тяжелой аварии с плавлением активной зоны

  1. Перегрев твэлов при оголении, включая эффекты реакций металлов с водой.
  2. Расплавление и обрушение твэлов на нижние опорные конструкции и днище корпуса реактора.
  3. Выход продуктов деления из топлива и перенос в первом контуре.
  4. Взаимодействие обломков активной зоны с остатками воды в корпусе реактора.
  5. Взаимодействие обломков активной зоны с днищем корпуса реактора, включая его проплавление или разрушение из-за роста давления.
  6. Взаимодействие обломков активной зоны с водой в шахте реактора с учетом химических реакций.
  7. Взаимодействие обломков (расплава) активной зоны и конструкционных материалов с бетоном фундамента здания.
  8. Перенос продуктов деления из первого контура в ЗО.
  9. Перенос массы и энергии в 3О, связанный со всеми внешними процессами, и их влияние на температуру и давление в 30, включая соответствующие активные и пассивные характеристики безопасности.
  10. Влияние на температуру и давление в 3О процессов горения Н2 и СО.
  11. Утечка в окружающую среду через неплотности при бай-пасировании или после разрушения 30.

Новые подходы к локализующим системам

Как повысить безопасность АС существующей концепции и предотвратить неконтролируемый выход продуктов деления при авариях с тяжелыми последствиями?

Предложены достаточно простые средства предотвращения повреждения 3О и выхода радиоактивности за ее пределы. Основная идея решения — направленный выброс содержимого 30 через мощную фильтр-вентиляционную систему, способную эффективно конденсировать пар и улавливать все радиоактивные компоненты без значительного повышения давления в атмосфере 3О. Указанная идея реализована в сооружении, состоящем из вентиляционной системы и системы фильтрации. Фильтр представляет собой расположенное над поверхностью земли цилиндрическое железобетонное сооружение высотой 40 м, диаметром 20 м, с толщиной стенок 1 м и объемом 10 000 м3. Оно заполняется гравием (около 15 тыс. т) с размерами 25—35 мм. Поступающие в фильтр пар и газы распределяются в слое гравия, действующем так же, как и пассивный поглотитель тепла. Пар конденсируется на пот верхности гравия, а газы вместе с некоторым количеством конденсата проходят вниз. Результаты исследований показали, что аэрозоли и элементарный йод могут быть эффективно задержаны гравийным конденсатором. Для герметичности внутренняя поверхность фильтровальной камеры облицована сталью.

Проектом системы предусматривается:

сокращение выхода радиоактивных аэрозолей, вызывающих долговременное загрязнение поверхности земли; система способна задерживать 99,9% выбрасываемых радиоактивных продуктов, включая инертные газы, пассивное функционирование системы в течение первых 24 ч после начала аварии.

Рассматриваются также технические решения с направленным выбросом содержимого 30 через мощную фильтр-вентиляционную систему, способную конденсировать пар и улавливать радионуклиды.

Устройство включает вентиляционную трубу, заполненную фильтрующим материалом, и холодильную станцию. В отличие от предыдущей системы противоаварийная оболочка постоянно находится при атмосферном давлении даже при аварии. Тем самым исключается возможность разрушения противоаварийной оболочки, уплотнения и затворы не подвергаются действию разности давлений.

Система основана на использовании хорошо изученной и освоенной технологии криогенной фильтрации с применением обычных материалов — наполнителей (гранитный щебень и активированный уголь). Охлажденный до -60° С слой щебня обеспечивает быструю и полную конденсацию водяного пара. Общая теплоемкость этой части фильтра выбирается такой, чтобы неконденсирующиеся газы выходили из слоя с низкой температурой.  Это  позволяет  эффективно  задерживать  соединения йода и ИРГ в верхнем слое активированного угля.

Поскольку система постоянно находится в охлажденном состоянии из-за циркуляции жидкого азота и не требует работы холодильной установки в процессе аварии, она может быть отнесена к лассивным системам безопасности. Режим вентиляции 30 в аварийной ситуации позволяет применить дожигатели водорода, чтобы полностью исключить возможность неконтролируемого горения водорода и переопрессовки оболочки.

Тяжелые аварии в реакторах на быстрых нейтронах

Характер протекания и последствия аварийных режимов в РБН, при которых происходит частичное или полное разрушение активной зоны, определяются следующими особенностями этих реакторов:

  • высокой плотностью энерговыделения;
  • большой загрузкой высокообогащенного топлива;
  • малым временем жизни мгновенных нейтронов;
  • малой долей запаздывающих нейтронов (при использовании плутония);
  • положительным натриевым пустотным эффектом реактивности (НПЭ);
  • хорошими теплофизическими характеристиками натрия;
  • пожароопасностью натрия и активным его взаимодействием с водой.

Проявление этих особенностей зависит от вида аварийной ситуации. Рассмотрим сначала аварию, которая должна быть проанализирована как максимальная проектная авария. Вследствие высокой теплонапряженности активной зоны нарушение режима циркуляции теплоносителя вызывает быстрое увеличение температуры оболочек твэлов и топлива, работающих при номинальной мощности в условиях, близких к предельным. Поэтому как МПА в РБН предложено анализировать сужение или перекрытие проходного сечения в отдельной ТВС вследствие распухания, оседания примесей из теплоносителя или попадания посторонних предметов, приводящее к снижению расхода теплоносителя через эту ТВС и к повреждению, разрушению или плавлению твэлов в ней с распространением повреждений на один ряд окружающих ТВС. В качестве МПА может рассматриваться также аварийное разуплотнение трубопровода первого контура, не имеющего страховочного кожуха. В РБН с интегральной компоновкой первого контура весь радиоактивный теплоноситель находится в . баке, имеющем герметичный страховочный кожух, а в реакторах с петлевой компоновкой последствия разуплотнения  определяются  величиной  вылившегося натрия от начала течи до ее обнаружения и закрытия запорной арматуры на выходе из участков, снабженных страховочными кожухами. Очевидно, что проблема своевременного обнаружения течи и принятия необходимых мер может быть решена обычными техническими средствами.

Более сложной задачей является обнаружение уменьшения расхода теплоносителя через отдельную ТВС. Это нарушение непосредственно может быть не зафиксировано системой контроля. В соответствии с рис. 7.11 для начала кипения натрия необходимо значительное уменьшение проходного .сечения {свыше 90%). При местном кипении полного осушения поверхности твэлов не происходит благодаря дисперсному режиму течения, характерному для жидкометаллических теплоносителей, при котором стенки твэлов покрыты пленкой жидкого натрия. Это было подтверждено экспериментом на реакторе в Даунри (Великобритания), когда ТВС с искусственно прикрытым сечением на входе работала с кипением теплоносителя длительное время. При дальнейшем уменьшении расхода, когда кипение захватывает все сечение сборки, процесс становится неустойчивым, сопровождается пульсациями давления и расхода и натрий может быть выброшен из ТВС.

После высыхания твэлов скорость роста температуры оболочки может достигать 600° С/с, если реактор продолжает работать на номинальной мощности.

Времена плавления оболочки и топлива зависят от линейной мощности твэлов. Первоначально плавится оболочка и спустя некоторое время после ее расплавления — сердечник твэла. Продолжительность плавления оболочки и сердечника в данном диапазоне изменяется незначительно и составляет 0,3—0,5 с для оболочки и 1,6—3,4 с для сердечника. Расплавление твэла в наиболее теплонапряженном сечении из-за более раннего начала кипения происходит в 3 раза быстрее, чем на концах. Материал оболочки будет стекать под действием силы тяжести и,застывать на менее разогретых участках нижней торцевой зоны воспроизводства, образуя пробки в каналах теплоносителя. При развитии кипения, когда паровой пузырь занимает центральную часть потока натрия (пробковый режим), течение может происходить как вверх, так и вниз. На стекание металла расплавленной оболочки это течение может оказать заметное влияние, в некоторых случаях возможно образование пробок в верхней части активной зоны.

Наиболее вероятно начало кипения и плавления оболочек у твэлов, расположенных в центре ТВС, после чего область разрушения быстро распространяется на всю сборку. Разрушение оболочек начинается с выхода газовых продуктов деления, которые способствуют закупорке проходного сечения и ускоряют процесс распространения области плавления. Кроме того, перемещение топлива в вертикальном направлении уменьшает плотность тепловыделения в центральной части активной зоны. Под действием силы тяжести смесь расплавленного металла оболочек и топлива оседает и частично застывает в торцевой зоне воспроизводства и в нижней части активной зоны. Эксперименты показывают, что наряду с плавлением топлива происходит его разрушение из-за внутреннего давления газообразных продуктов деления, так что осевшее топливо может представлять собой смесь жидкости и твердых обломков.

На определенной стадии процесс разрушения доходит до стенки ТВС, и если теплоотвод натрием, текущим между сборками и в соседних аварийных ТВС, недостаточен, то произойдет разрушение стенки и выход расплавленного топлива к стенке соседней ТВС. Нераспространение разрушения на соседние ТБС возможно только при своевременном срабатывании A3. Условия сохранения ТВС с коркой затвердевшего на ней топлива, полученные из расчетного анализа, не вполне надежны. Эти расчеты могут быть использованы для оценки масштаба времени, в течение которого система контроля должна обнаружить локальную аварию и вызвать срабатывание A3. Расчеты показывают, что это время составляет для центральной ТВС около 10 с.

За это время температура топлива в центральной области ТВС превышает температуру его кипения, поэтому чехол аварийной сборки должен выдерживать давление расширяющихся паров топлива. Вторичного поступления теплоносителя в сборку после полного запаривания ТВС не происходит, так как скорость кипения натрия превышает скорость конденсации его паров. Следовательно, на этой стадии аварии интенсивного теплового взаимодействия расплавленной смеси металла оболочек и топлива с натрием и соответствующих такому взаимодействию импульсов давления наблюдаться не будет.

Поскольку температурный контроль на выходе из активной зоны не охватывает все ТВС, то задача обнаружения большого перегрева какой-либо сборки должна быть решена другими средствами контроля. Такими средствами могут быть: текущий анализ баланса реактивности, анализ акустических и нейтронных шумов, работа системы КТО.

Малое время жизни мгновенных нейтронов и малая доля запаздывающих нейтронов {при плутониевой загрузке) делают опасными аварии со скачками реактивности. В РБН скачок реактивности сопровождается почти мгновенным скачком плотности потока нейтронов, а выделение энергии при этом будет значительно большим, чем при аналогичном скачке реактивности в реакторе на тепловых нейтронах. Большинство обратных связей по реактивности в такой аварии не успевают проявиться, и единственным механизмом, способствующим гашению ценной реакции деления, остается эффект Доплера на 238U, запаздывание которого относительно возмущения потока нейтронов может быть порядка.

Потенциальными источниками быстрого повышения коэффициента размножения являются НПЭ, водородный эффект реактивности, уплотнение активной зоны при внешнем воздействии ударной волны. Водородный эффект, связанный с забросом масла в первый контур из смазки насосов, может дать скорость ввода реактивности того же порядка. Опасность уплотнения активной зоны вызвана тем обстоятельством, что высокообогащенное топливо находится не в самом реактивном состоянии, занимая всего около 40% объема, активной зоны. Свободно стоящие в напорном коллекторе ТВС имеют возможность под внешним воздействием сместиться с образованием сверхкритической конфигурации. Кроме того, следует отметить такой важный фактор безопасности РБН, как небольшую избыточную реактивность, предназначенную для компенсации выгорания и шлакования активной зоны.

Роль эффекта Доплера снижается при повышении начальной температуры топлива, кроме того, следует обратить внимание на то, что при крупных авариях с разрушением активной зоны та часть топлива, которая плавится, уже не будет давать вклада в эффект Доплера.

Эффект Доплера, расширение топлива и активной зоны в целом ограничивают масштабы аварии, затягивают прохождение аварийного процесса, что обеспечивает своевременность срабатывания аварийной защиты. Полный отказ последней чрезвычайно маловероятен, так как требует наложения многих маловероятных событий. Тем не менее оценкам поведения РБН в экстремальных, гипотетических условиях отводится большое место в проектном анализе для разработки противоаварийного плана мероприятий по защите персонала и населения.

Наиболее крупные аварии, которые обычно анализируются для РБН, — это аварии с неконтролируемым повышением мощности и аварии с нарушением циркуляции теплоносителя. Последовательность событий в тяжелой аварии, которая может привести в конце концов к выходу продуктов деления и актиноидов в окружающую среду. Одна из целей расчетных и экспериментальных исследований применительно к такой гипотетической, запроектной аварии — оценка механической энергии, выделяемой на той или иной стадии аварийного процесса, оценка деформации элементов конструкции.

После внезапного прекращения циркуляции и несрабатывания A3 события в отдельных ТВС будут развиваться примерно по тому же сценарию, который описан выше для МПА, но в этом случае следует учитывать добавочные факторы, влияющие на ход процесса. Во-первых, несмотря на то что кипение начнется не во всех ТВС одновременно и рядом с уже опустошенными сборками будут находиться сборки, частично содержащие натрий, отвод тепла через стенку чехла будет мал, что ускорит плавление твэлов и приведет к более быстрому разрушению всей сборки. Во-вторых, более интенсивно будут действовать обратные связи по реактивности и мощность реактора будет меняться со временем.

Механическая энергия, преобразуемая из тепловой, затрачивается на деформацию внутрикорпусных конструкций, корпуса реактора и перемещение поворотных пробок. При неконтролируемом разгоне реактора рабочим телом, определяющим импульс давлений, можно считать расширяющееся топливо, находящееся в двухфазном состоянии (жидкость — пар).

Другим источником разрушительной энергии может быть паровой взрыв (ПВ) в случае интенсивного теплового взаимодействия расплавленного топлива с теплоносителем из-за резкого увеличения поверхности теплоотдачи топлива при его тонком диспергировании в натрии. В этом случае рабочим телом являются пары натрия, поскольку его температура кипения значительно ниже температуры плавления топлива. При ПВ передача тепла от топлива к натрию происходит за очень короткий промежуток времени и в механическую, воздействующую на конструкции энергию передается значительная часть тепловой энергии, содержащейся в расплавленном топливе. Но даже если ПВ не произойдет, механическое воздействие на внутрибаковые конструкции и на стенки бака расширяющегося при интенсивном кипении натрия может быть большим, сравнимым с воздействием от расширяющих паров топлива, а возможно, и большим.

ПВ может возникнуть в результате какой-либо аварии, приводящей к плавлению топлива. Анализ следующих этапов развития процесса разрушения активной зоны связан с решением задач о возможности образования вторичной критической массы и о послеавариином отводе тепла от фрагментов активной зоны. Первоначально следует определить возможное расположение топлива, являющегося основным источником тепловыделения, и рассмотреть условия длительного рассеивания этого тепла. На рис. 7.16. показано предполагаемое распределение топлива в реакторе SNR-300 после полного разрушения активной зоны. Более вероятен случай, что большая часть топлива сохранит свое положение в активной зоне и будет охлаждаться по обычной схеме. Какое-то количество расплавленного топлива будет выброшено в натриевую полость над активной зоной, диспергировано там и осядет на горизонтальных поверхностях металлоконструкций. Проникновению топлива в нижнюю часть реактора будет препятствовать застывший там (благодаря большому количеству холодного натрия) металл оболочек. Тем не менее при условии неадекватности охлаждения остаточному тепловыделению топливо будет стекать вниз. Поэтому под активной зоной предусматриваются устройства для сбора и охлаждения обломков активной зоны. Недостаточный отвод тепла может привести к разогреву засыпки, разрушению поддерживающих устройств и дальнейшему движению радиоактивных продуктов под действием силы тяжести.

Если слой пористого (насыпного) тепловыделяющего материала достаточно тонок и находится на горизонтальной поверхности под уровнем натрия, то основной тепловой поток будет идти в верхнем направлении, а внутри слоя тепло передается за счет теплопроводности и за счет конвекции натрия. Наклонное расположение тепловыделяющего слоя улучшает условия его охлаждения благодаря возникающему при этом движению близлежащих слоев теплоносителя. При толстом слое топлива возникает паровая оболочка, препятствующая отводу тепла, и образуется область расплавленного материала.

Расхолаживание реактора после разрушения активной зоны возможно, только если исключено образование вторичной критичности при скоплении обломков на каком-либо участке металлоконструкций.

Конструкция устройств в нижней части реактора должна быть рассчитана так, чтобы падающее на нее топливо рассосре-дотачивалось не образуя критической массы. При интенсивном остаточном тепловыделении даже в сравнительно тонком слое топлива, толщиной 1—2 см, саморазогрев приводит к его кипению. Интенсивное образование паров топлива способствует снижению его плотности и удерживает в подкритическом состоянии. Благодаря этому процессу даже при большом разрушении активной зоны вторичных критических масс может не образоваться. В последующем, после спада остаточного тепловыделения, критические условия могут возникнуть. Эти условия появляются также, если из-за теплообмена кипение топлива прекратится и его средняя плотность увеличится.

Благодаря хорошим теплофизическим свойствам натрия (высокие температура кипения, теплоемкость и теплопроводность) есть возможность длительного расхолаживания реактора даже при полном разрушении активной зоны. Тем не менее раскрытие первого контура возможно как вследствие механического воздействия, так и вследствие проплавления при контакте днища корпуса с недостаточно охлаждаемым топливом. Возникает опасность взаимодействия натрия с бетоном. Стальная облицовка шахты предотвращает непосредственный контакт в первый момент, однако при прогреве горячим натрием бетона из него выделяется кристаллизационная вода (пар) и углекислый газ, способные разрушить облицовку. Прямое взаимодействие натрия с бетоном приводит к образованию водорода со скоростью примерно 5 кг/(м3 ч). Экзотермические реакции проходят по схеме:

2Na + H2O=Na2O + Н2;

Na + H2O=NaOH + + 0,5H2.

Скорость проникновения натрия в бетон на горизонтальной поверхности составляет около 13 мм/ч.

Натрий, попадаемый в среду, содержащую кислород, может вызвать пожар, так как имеет температуру, превышающую температуру самовоспламенения (~200°С). Горение натрия первого контура сопровождается выделением тепловой энергии и образованием труднолокализуемой аэрозольной радиоактивности.

Скорость сгорания натрия на свободной поверхности составляет 25 кг/(м2 ч). Натриевый пожар вызывает первоначально увеличение давления в герметичном помещении, затем по мере падения концентрации кислорода в атмосфере давление падает. Наиболее эффективной мерой пожарной безопасности является создание в боксах первого контура атмосферы инертного газа (достаточно уменьшение объемной концентрации кислорода ниже 4%). Однако достижение герметичности боксов первого контура энергетического РБН трудноосуществимо, и обычно на него не рассчитывают, используя систему технологической вентиляции: во время аварии помещение заполняется азотом, циркулирующим по замкнутому контуру. Под натриевым оборудованием устанавливаются поддоны для сбора пролитого теплоносителя, отделенные-от бетона слоем теплоизоляции и заполненные теплоемким и термостойким материалом.

Наибольшую опасность представляет попадание тепловыделяющего топлива в шахту реактора. Расплавленное топливо прожигает облицовку и вступает в интенсивное взаимодействие с бетоном, разрушая его и образуя радиоактивные аэрозоли. Для предотвращения этого необходимо охлаждение поверхностного слоя бетона либо пассивными устройствами, обеспечивающими движение теплоносителя по трубам, прилегающим к облицовке, либо естественной конвекцией, либо с помощью принудительной циркуляции этого теплоносителя. Иногда предусматривают под баком реактора специальное удерживающее устройство.

 

Интересно знать

Департамент энергетики США отобрал 37 исследовательских проектов в области хранения энергии, энергии биомассы, захвата диоксида углерода и ряда других направлений. Среди них - новые металловоздушные батареи на основе ионных жидкостей с плотностью энергии превышающей в 6-20 раз плотность энергии обычных литиевых аккумуляторов, а так же проект по получению бензина непосредственно из солнечного света и CO2 используя симбиоз двух микроорганизмов.

Пiдсилювач порогу кузова купить запчасть 6L4810600A Skoda Audi Volkswagen Seat
 
http://myhitmp3.top/mp3/audien+monaco+ft+rumors
 
bitcoin laundry