Авария из-за потери охлаждающей жидкости

Авария с потерей теплоносителя ( LOCA ) — это вид отказа ядерного реактора ; в случае отсутствия эффективного управления последствия LOCA могут привести к повреждению активной зоны реактора. (САОЗ) каждой атомной электростанции Система аварийного охлаждения активной зоны существует специально для борьбы с LOCA.

Ядерные реакторы генерируют тепло внутри себя; для удаления этого тепла и преобразования его в полезную электроэнергию охлаждения используется система ядерного реактора . Если этот поток теплоносителя уменьшается или вообще теряется, система аварийного останова предназначена для остановки цепной реакции деления . Однако из-за радиоактивного распада ядерное топливо продолжит выделять значительное количество тепла. Остаточное тепло, выделяемое при остановке реактора с полной мощности, первоначально эквивалентно примерно 5–6% тепловой мощности реактора. ^[1] Если все независимые линии охлаждения САОЗ не будут работать должным образом, это тепло может повысить температуру топлива до такой степени, что это приведет к повреждению реактора.

При наличии воды она может закипеть, выплеснувшись из труб. По этой причине атомные электростанции оборудуются предохранительными клапанами, работающими под давлением , и резервными источниками охлаждающей воды.
Если графит присутствуют и воздух, графит может загореться , распространяя радиоактивное загрязнение . Такая ситуация существует только в АГР , РБМК , Магноксах и реакторах оружейного производства, которые используют графит в качестве замедлителя нейтронов (см. Чернобыльская катастрофа и Пожар в Виндскейле ).
Топливо и внутренние детали реактора могут расплавиться; если расплавленная конфигурация остается критической, расплавленная масса будет продолжать выделять тепло, возможно, расплавляясь через нижнюю часть реактора. Такое событие называется ядерным расплавлением и может иметь серьезные последствия. Так называемый « китайский синдром » представляет собой этот процесс, доведенный до крайности: расплавленная масса продвигается сквозь почву к уровню грунтовых вод (и ниже) – однако современное понимание и опыт реакций ядерного деления предполагают, что расплавленная масса станет слишком разрушенной, чтобы продолжать выделение тепла, прежде чем опуститься очень далеко; например, во время Чернобыльской катастрофы активная зона реактора расплавилась, и в подвале был обнаружен материал активной зоны, слишком широко рассредоточенный, чтобы продолжать цепную реакцию (но все еще опасно радиоактивный).
Некоторые конструкции реакторов имеют функции пассивной безопасности , которые предотвращают расплавление в таких экстремальных обстоятельствах. топливе . Например, реактор с галечным слоем может выдерживать экстремальные температурные переходы в Другим примером является реактор CANDU , который имеет две большие массы относительно прохладной воды низкого давления (первая — тяжеловодный замедлитель; вторая — защитный резервуар, заполненный легкой водой), которые действуют как теплоотводы. Другим примером является саморегулирующийся ядерный энергетический модуль с водородным замедлителем , в котором химическое разложение гидридного уранового топлива останавливает реакцию деления путем удаления водородного замедлителя. ^[2] Тот же принцип используется в исследовательских реакторах TRIGA .

В условиях эксплуатации реактор может пассивно (т.е. при отсутствии каких-либо систем управления) увеличивать или уменьшать свою мощность в случае АПТ или появления пустот в системе теплоносителя (например, при кипении воды). Это измеряется коэффициентом пустот охлаждающей жидкости . Большинство современных атомных электростанций имеют отрицательный коэффициент пустотности, что указывает на то, что когда вода превращается в пар, мощность мгновенно снижается. Двумя исключениями являются советский РБМК и канадский CANDU . реакторы с кипящей водой С другой стороны, спроектированы так, чтобы внутри корпуса реактора были паровые пустоты.

Современные реакторы спроектированы так, чтобы предотвращать и выдерживать потери теплоносителя, независимо от их коэффициента пустотности , с использованием различных методов. Некоторые из них, такие как реактор с галечным слоем , пассивно замедляют цепную реакцию при потере теплоносителя; другие имеют обширные системы безопасности для быстрого прекращения цепной реакции и могут иметь обширные системы пассивной безопасности (такие как большой тепловой радиатор вокруг активной зоны реактора, пассивно активируемые резервные системы охлаждения / конденсации или пассивно охлаждаемая защитная конструкция), которые минимизировать риск дальнейшего ущерба.

Прогрессирование после потери охлаждающей жидкости

Большая работа проводится для предотвращения серьезного основного события. Если такое событие произойдет, ожидается, что три различных физических процесса увеличат время между началом аварии и временем, когда может произойти крупный выброс радиоактивности. Эти три фактора предоставят операторам станции дополнительное время для смягчения последствий происшествия:

Время, необходимое для выкипания воды (хладагент, замедлитель) . Предполагая, что в момент аварии реактор будет аварийно отключен (немедленное и полное включение всех регулирующих стержней), что снизит потребляемую тепловую мощность и еще больше задержит кипение.
Время, необходимое для плавления топлива . После того, как вода закипит, время, необходимое для достижения топлива точки плавления, будет зависеть от подвода тепла за счет распада продуктов деления, теплоемкости топлива и температуры плавления топлива.
Время, необходимое для того, чтобы расплавленное топливо преодолело границу первичного давления . Время, необходимое для того, чтобы расплавленный металл активной зоны преодолел первичную границу давления (в легководных реакторах это корпус высокого давления; в реакторах CANDU и РБМК это массив каналов для топлива под давлением; в реакторах PHWR типа Атуча I это время быть двойным барьером каналов и сосуда под давлением) будет зависеть от температуры и граничных материалов. Существенную роль будет играть то, останется ли топливо критическим в условиях внутри поврежденной активной зоны или за ее пределами.

Ядерная катастрофа на Фукусиме-дайити

Авария на АЭС «Фукусима-дайити» в 2011 году произошла из-за аварии с потерей теплоносителя. Цепи, обеспечивающие электроэнергией насосы теплоносителя, вышли из строя, что привело к потере охлаждения активной зоны, что имело решающее значение для удаления остаточного остаточного тепла, которое выделяется даже после остановки активных реакторов и прекращения ядерного деления. Потеря охлаждения активной зоны реактора привела к трем ядерным расплавлениям, трем взрывам водорода и выбросу радиоактивного загрязнения.

Водородные взрывы можно напрямую объяснить окислением циркония паром в твэлах в результате потери теплоносителя.

Топливные оболочки

В большинстве реакторов в качестве материала оболочек твэлов используется циркониевый сплав из -за его коррозионной стойкости и низкого сечения поглощения нейтронов. Однако одним из основных недостатков циркониевых сплавов является то, что при перегреве они окисляются и вызывают неконтролируемую экзотермическую реакцию с водой (паром), которая приводит к образованию водорода: ${\ce {Zr + 2H2O -> ZrO2 + 2H2}}$ . Именно такие реакции привели к взрывам водорода во время ядерной катастрофы на Фукусиме-дайити.

Поведение при разрыве

Остаточное остаточное тепло вызывает быстрое повышение температуры и внутреннего давления оболочки твэла, что приводит к пластической деформации и последующему разрыву. Во время аварии с потерей теплоносителя оболочки твэлов на основе циркония одновременно подвергаются высокотемпературному окислению, фазовому превращению и деформации ползучести. ^[3] Эти механизмы были тщательно изучены исследователями с использованием моделей критерия всплеска. В одном исследовании ученые разработали критерий разрыва оболочек твэлов Циркалой-4 и определили, что влияние паровой среды на разрушение оболочек незначительно при низких температурах. Однако с увеличением температуры разрушения происходит быстрое окисление оболочек Циркалой-4, приводящее к резкому снижению ее пластичности. Фактически, при более высоких температурах разрывная деформация практически падает до нуля, что означает, что окисленная оболочка локально становится настолько хрупкой, что, по прогнозам, она выйдет из строя без какой-либо дальнейшей деформации или напряжения.

Количество кислорода, поглощенного циркониевым сплавом, зависит от времени воздействия пара (H ₂ O) перед разрушением. При быстрых разрывах из-за высоких скоростей нагрева и внутреннего давления окисление незначительно. Однако окисление играет важную роль в разрушении при низких скоростях нагрева и низких начальных внутренних давлениях.

Покрытия, устойчивые к окислению

На подложки из циркониевого сплава можно нанести покрытие для повышения их стойкости к окислению. В одном исследовании исследователи покрыли подложку Zirlo фазой Ti ₂ AlC MAX, используя технику гибридного дугового/магнетронного распыления с последующей обработкой отжигом. Впоследствии они исследовали механические свойства и стойкость к окислению в условиях чистого пара при 1000 °C, 1100 °C и 1200 °C при различных временах окисления. Результаты показали, что покрытие подложки Zirlo Ti ₂ AlC привело к увеличению твердости и модуля упругости по сравнению с голой подложкой. Кроме того, значительно улучшилась стойкость к высокотемпературному окислению. Преимущества Ti ₂ AlC перед другими материалами покрытия заключаются в том, что он обладает превосходной стабильностью при нейтронном облучении, более низким коэффициентом теплового расширения, лучшей стойкостью к термическому удару и более высокой стойкостью к температурному окислению. ^[4] Таблица 1 дает хорошее представление об улучшении механических свойств в результате покрытия и повышении устойчивости к пластической деформации.

Таблица 1. Механические свойства подложки и материала покрытия
	Твердость (ГПа)	Модуль упругости (ГПа)	ОН	ЧАС ³/И ² (ГПа)
Субстрат	5.39 ± 0.1	129.92 ± 3.1	0.04	0.01
Ti _{2 AlC}Материал с покрытием	14.24±0.1	230.8±3.1	0.06	0.05

В другом недавнем исследовании оценивались покрытия Cr и FeCrAl (осажденные на Циркалой-4 с использованием технологии атмосферно-плазменного напыления) в условиях моделирования потери охлаждающей жидкости. ^[5] Покрытие Cr показало превосходную стойкость к окислению. Формирование компактного слоя Cr ₂ O ₃ на Cr-покрытии действовало как барьер диффузии кислорода, который защищал подложку Zr от окисления, тогда как покрытие FeCrAl разрушалось из-за взаимной диффузии между покрытием и подложкой Zr при высокой температуре, что позволяло Zr все равно окисляется.

См. также

Ссылки

^ «Справочник по основам Министерства энергетики - Теплота распада, Ядерная физика и теория реакторов, том 2, модуль 4, стр. 61» . Проверено 20 апреля 2016 г.
^ Петерсон, Отис Г. (20 марта 2008 г.). «Заявка на патент 11/804450: Саморегулирующийся ядерный энергетический модуль» . Публикация заявки на патент США . Ведомство США по патентам и товарным знакам, Федеральное правительство США, Вашингтон, округ Колумбия, США . Проверено 5 сентября 2009 г.
^ Суман, Сиддхарт; Хан, Мод. Калим; Патхак, Манабендра; Сингх, Р.Н.; Чакраварти, Дж. К. (01 октября 2016 г.). «Поведение оболочки ядерного топлива при разрушении при аварии с потерей теплоносителя» . Ядерная инженерия и дизайн . 307 : 319–327. doi : 10.1016/j.nucengdes.2016.07.022 . ISSN 0029-5493 .
^ Ли, Вэньтао; Ван, Чжэньюй; Шуай, Цзиньтао; Сюй, Бэйбэй; Ван, Айин; Кэ, Пейлин (01 августа 2019 г.). «Покрытие Ti2AlC с высокой стойкостью к окислению на подложках Zirlo для защиты от аварий из-за потери охлаждающей жидкости» . Керамика Интернешнл . 45 (11): 13912–13922. doi : 10.1016/j.ceramint.2019.04.089 . ISSN 0272-8842 . S2CID 149686337 .
^ Ван, Идин; Чжоу, Ваньчэн; Вэнь, Циньлун; Жуань, Синцуй; Ло, Фа; Бай, Гуанхай; Цин, Юйчан; Чжу, Дунмей; Хуан, Чжибин; Чжан, Янвэй; Лю, Тонг (25 июня 2018 г.). «Поведение покрытий Cr, напыленных плазмой, и покрытий FeCrAl на оболочке твэла из циркония в условиях аварии с потерей теплоносителя» . Технология поверхностей и покрытий . 344 : 141–148. doi : 10.1016/j.surfcoat.2018.03.016 . ISSN 0257-8972 . S2CID 139798895 .

[1] «Справочник по основам Министерства энергетики - Теплота распада, Ядерная физика и теория реакторов, том 2, модуль 4, стр. 61» . Проверено 20 апреля 2016 г.

[USPatApp11804450-2] Петерсон, Отис Г. (20 марта 2008 г.). «Заявка на патент 11/804450: Саморегулирующийся ядерный энергетический модуль» . Публикация заявки на патент США . Ведомство США по патентам и товарным знакам, Федеральное правительство США, Вашингтон, округ Колумбия, США . Проверено 5 сентября 2009 г.

[3] Суман, Сиддхарт; Хан, Мод. Калим; Патхак, Манабендра; Сингх, Р.Н.; Чакраварти, Дж. К. (01 октября 2016 г.). «Поведение оболочки ядерного топлива при разрушении при аварии с потерей теплоносителя» . Ядерная инженерия и дизайн . 307 : 319–327. doi : 10.1016/j.nucengdes.2016.07.022 . ISSN 0029-5493 .

[4] Ли, Вэньтао; Ван, Чжэньюй; Шуай, Цзиньтао; Сюй, Бэйбэй; Ван, Айин; Кэ, Пейлин (01 августа 2019 г.). «Покрытие Ti2AlC с высокой стойкостью к окислению на подложках Zirlo для защиты от аварий из-за потери охлаждающей жидкости» . Керамика Интернешнл . 45 (11): 13912–13922. doi : 10.1016/j.ceramint.2019.04.089 . ISSN 0272-8842 . S2CID 149686337 .

[5] Ван, Идин; Чжоу, Ваньчэн; Вэнь, Циньлун; Жуань, Синцуй; Ло, Фа; Бай, Гуанхай; Цин, Юйчан; Чжу, Дунмей; Хуан, Чжибин; Чжан, Янвэй; Лю, Тонг (25 июня 2018 г.). «Поведение покрытий Cr, напыленных плазмой, и покрытий FeCrAl на оболочке твэла из циркония в условиях аварии с потерей теплоносителя» . Технология поверхностей и покрытий . 344 : 141–148. doi : 10.1016/j.surfcoat.2018.03.016 . ISSN 0257-8972 . S2CID 139798895 .

[1]

[2]

[3]

[4]

[5]