Пассивная ядерная безопасность
Пассивная ядерная безопасность — это подход к проектированию функций безопасности, реализованный в ядерном реакторе , который не требует какого-либо активного вмешательства со стороны оператора или электрической/электронной обратной связи для перевода реактора в состояние безопасного останова в случае аварийной ситуации определенного типа (обычно перегрев в результате потери теплоносителя или потери потока теплоносителя). Такие конструктивные особенности, как правило, основаны на разработке таких компонентов, чтобы их прогнозируемое поведение замедляло, а не ускоряло ухудшение состояния реактора; они обычно используют природные силы или явления, такие как гравитация, плавучесть, перепад давления, проводимость или естественная тепловая конвекция, для выполнения функций безопасности, не требуя активного источника энергии. [1] Во многих старых конструкциях обычных реакторов пассивные системы безопасности используются в ограниченной степени, а скорее полагаются на системы активной безопасности, такие как дизельные двигатели. Некоторые новые конструкции реакторов имеют более пассивные системы; мотивация заключается в том, что они обладают высокой надежностью и снижают затраты, связанные с установкой и обслуживанием систем, которые в противном случае потребовали бы нескольких цепочек оборудования и резервных источников питания класса безопасности для достижения того же уровня надежности. Однако слабые движущие силы, которые приводят в действие многие функции пассивной безопасности, могут создать серьезные проблемы с эффективностью пассивной системы, особенно в краткосрочной перспективе после аварии.
Терминология
[ редактировать ]Под «пассивной безопасностью» понимается любой механизм безопасности, включение которого практически не требует внешней силы или человеческого контроля. Современные конструкции реакторов ориентированы на увеличение количества пассивных систем для снижения риска усугубления человеческой ошибки.
Несмотря на повышенную безопасность, связанную с большим охватом пассивными системами, все современные крупномасштабные ядерные реакторы требуют как внешних (активных), так и внутренних (пассивных) систем. Не существует «пассивно безопасных» реакторов, есть только системы и компоненты. Системы безопасности используются для поддержания управления станцией, если она выходит за пределы нормальных условий в случае ожидаемых эксплуатационных событий или аварий, а системы управления используются для эксплуатации станции в нормальных условиях. Иногда система сочетает в себе обе функции. Пассивная безопасность относится к компонентам системы безопасности, тогда как внутренняя безопасность относится к процессу системы управления независимо от наличия или отсутствия подсистем, специфичных для безопасности.
Примером системы безопасности с компонентами пассивной безопасности является защитная оболочка ядерного реактора. Бетонные стены и стальная облицовка судна обеспечивают пассивную безопасность, но требуют активных систем (клапанов, контуров обратной связи, внешних приборов, цепей управления и т. д.), для функционирования которых требуется внешнее питание и участие человека.
Международное агентство по атомной энергии (МАГАТЭ) классифицирует степень «пассивной безопасности» компонентов от категории A до D в зависимости от того, что в системе не используется: [2]
- нет движущейся рабочей жидкости
- нет движущейся механической части
- нет входных сигналов «интеллекта»
- нет внешнего источника питания или сил
К категории А (1+2+3+4) относится оболочка твэла, защитный и инертный внешний слой топливной таблетки, который не использует ни одну из вышеперечисленных функций: он всегда закрыт и удерживает топливо и продукты деления внутри и не открывается до прибытия на перерабатывающий завод. К категории B (2+3+4) относится уравнительная линия, которая соединяет горячую нить с компенсатором давления и помогает контролировать давление в первом контуре PWR и использует движущуюся рабочую жидкость при выполнении своей миссии. В категории С (3+4) находится аккумулятор, не требующий ввода сигнала «интеллекта» или внешнего питания. Как только давление в первичном контуре падает ниже заданного значения подпружиненных гидроаккумуляторных клапанов, клапаны открываются, и вода впрыскивается в первичный контур посредством сжатого азота. В категории D (только 4) находится SCRAM , в котором используются движущиеся рабочие жидкости, движущиеся механические части и входные сигналы «разума», но не внешней энергии или сил: стержни управления падают под действием силы тяжести, как только они освобождаются от магнитного зажима. Но разработка ядерной безопасности никогда не бывает такой простой: однажды освобожденный стержень может не выполнить свою миссию: он может застрять из-за землетрясения или из-за деформации основных структур. Это показывает, что, хотя это пассивно безопасная система и она правильно активирована, она может не выполнить свою миссию. Инженеры-ядерщики приняли это во внимание: обычно для остановки реактора необходима только часть упавших стержней. Образцы систем безопасности с элементами пассивной безопасности можно найти практически на всех АЭС: защитная оболочка, гидроаккумуляторы в реакторах PWR или системы подавления давления в реакторах PWR. BWR .
В большинстве текстов о «пассивно безопасных» компонентах реакторов следующего поколения ключевой вопрос заключается в том, что для выполнения задач системы безопасности не нужны насосы и что все активные компоненты (обычно контрольно-измерительные приборы и клапаны) систем работают от электроэнергии. от батареек.
МАГАТЭ прямо использует следующее предостережение: [2]
... пассивность не является синонимом надежности или доступности, тем более гарантированной адекватности функции безопасности, хотя с некоторыми факторами, потенциально неблагоприятными для производительности, можно легче бороться с помощью пассивного дизайна (общественное мнение). С другой стороны, активные конструкции, использующие переменное управление, позволяют гораздо более точно выполнять функции безопасности; это может быть особенно желательно в условиях управления авариями.
Свойства реакции ядерного реактора, такие как температурный коэффициент реактивности и коэффициент реактивности Пустоты, теплопередачи замедлителя нейтронов обычно относятся к термодинамической реакции и реакции изменения фазы процесса соответственно. Говорят, что реакторы, процесс теплопередачи которых имеет эксплуатационное свойство отрицательного пустотного коэффициента реактивности, обладают неотъемлемым свойством процесса безопасности . Режим эксплуатационного отказа потенциально может изменить процесс и сделать такой реактор небезопасным.
Реакторы могут быть оснащены компонентом гидравлической системы безопасности, который увеличивает давление на входе теплоносителя (особенно воды) в ответ на увеличение давления на выходе замедлителя и теплоносителя без вмешательства системы управления. Такие реакторы можно было бы охарактеризовать как оснащенные таким компонентом пассивной безопасности , который, если бы он был спроектирован таким образом, мог бы создать в реакторе отрицательный пустотный коэффициент реактивности, независимо от эксплуатационных характеристик реактора, в котором он установлен. Эта функция будет работать только в том случае, если она среагирует быстрее, чем возникающая (паровая) пустота, и компоненты реактора смогут выдержать повышенное давление теплоносителя. Реактор, оснащенный обеими функциями безопасности – если он спроектирован для конструктивного взаимодействия – является примером защитной блокировки . Более редкие режимы эксплуатационных отказов могут сделать обе эти функции безопасности бесполезными и снизить общую относительную безопасность реактора.
Примеры пассивной безопасности в эксплуатации
[ редактировать ]Традиционные системы безопасности реактора являются активными в том смысле, что они включают электрическое или механическое управление системами управления (например, водяными насосами высокого давления). Но некоторые инженерные реакторные системы работают полностью пассивно, например, используя предохранительные клапаны для управления избыточным давлением. По-прежнему необходимы параллельные резервные системы. Комбинированная внутренняя и пассивная безопасность зависит только от физических явлений, таких как перепад давления, конвекция, сила тяжести или естественная реакция материалов на высокие температуры, замедляющие или останавливающие реакцию, а не от функционирования инженерно-технических компонентов, таких как водяные насосы высокого давления.
Современные реакторы с водой под давлением и реакторы с кипящей водой представляют собой системы, спроектированные с одним видом пассивной безопасности. В случае превышения мощности при закипании воды в активной зоне ядерного реактора карманы паровые образуются . Эти паровые пустоты замедляют меньшее количество нейтронов , что приводит к снижению уровня мощности внутри реактора. Эксперименты с БОРАКСом и SL-1 авария на доказали этот принцип.
Конструкция реактора, чей изначально безопасный процесс непосредственно обеспечивает компонент пассивной безопасности во время конкретного отказа во всех режимах работы, обычно описывается как относительно отказобезопасная для этого отказа. [2] Однако большинство современных реакторов с водяным охлаждением и замедлителем при аварийном останове не могут удалять остаточное производство и остаточное тепло без технологического теплопереноса или активной системы охлаждения. Другими словами, хотя изначально безопасный процесс теплопередачи обеспечивает компонент пассивной безопасности, предотвращающий чрезмерное выделение тепла во время работы реактора, тот же изначально безопасный процесс теплопередачи не обеспечивает пассивный компонент безопасности, если реактор остановлен (SCRAMed). Авария на Три-Майл-Айленде выявила этот конструктивный недостаток: реактор и парогенератор были остановлены, но из-за потери теплоносителя он все же частично расплавился. [3]
Конструкции третьего поколения улучшают ранние конструкции за счет включения пассивных или встроенных функций безопасности. [4] требуют которые не активного контроля или (человеческого) оперативного вмешательства во избежание несчастных случаев в случае неисправности и могут зависеть от перепада давления, гравитации, естественной конвекции или естественной реакции материалов на высокие температуры.
В некоторых конструкциях активная зона быстрого реактора-размножителя погружается в ванну с жидким металлом . Если реактор перегревается, тепловое расширение металлического топлива и оболочки приводит к выходу большего количества нейтронов из активной зоны, и цепная ядерная реакция больше не может поддерживаться. Большая масса жидкого металла также действует как радиатор, способный поглощать тепло распада ядра, даже если обычные системы охлаждения выйдут из строя.
Реактор с галечным слоем является примером реактора, демонстрирующего безопасный по своей сути процесс, который также способен обеспечить компонент пассивной безопасности для всех режимов работы. температуры топлива доплеровское По мере повышения уширение увеличивает вероятность захвата нейтронов атомами U-238 . Это снижает вероятность того, что нейтроны будут захвачены атомами U-235 и инициируют деление, тем самым снижая выходную мощность реактора и устанавливая внутренний верхний предел температуры топлива. Геометрия и конструкция топливных камешков обеспечивают важный компонент пассивной безопасности.
Реакторы с одножидкостным фторидом и расплавленными солями содержат делящиеся , воспроизводящие и актинидные радиоизотопы в молекулярных связях с фторидным теплоносителем. Молекулярные связи обеспечивают функцию пассивной безопасности, поскольку событие потери охлаждающей жидкости соответствует событию потери топлива. Расплавленное фторидное топливо само по себе не может достичь критичности, а достигает критичности только за счет добавления отражателя нейтронов, такого как пиролитический графит . Более высокая плотность топлива [5] наряду с дополнительным фторидным теплоносителем FLiBe более низкой плотности без топлива обеспечивает компонент пассивной безопасности флотационного слоя, в котором графит более низкой плотности, который отрывает стержни управления или погружную матрицу во время механического отказа, не вызывает критичности. Гравитационный дренаж реакторных жидкостей обеспечивает пассивную составляющую безопасности.
Реакторы малой мощности с плавательным бассейном, такие как SLOWPOKE и TRIGA, были лицензированы для автономной работы в исследовательских условиях, поскольку при повышении температуры низкообогащенного ( 19,75% U-235) гидридного топлива из сплава урана молекулярно-связанный водород в топливе вызывает тепло, передаваемое нейтронам деления при их вылете. [6] Это доплеровское смещение или ужесточение спектра. [7] чем выше повышается температура топлива, тем быстрее рассеивается тепло топлива по всему бассейну, обеспечивая быстрое охлаждение топлива, сохраняя при этом гораздо более низкую температуру воды, чем топливо. Быстрый, самодиспергирующийся и высокоэффективный водородно-нейтронный теплообмен, а не неэффективный теплообмен между радионуклидами и водой, гарантирует, что топливо не расплавится только в результате аварии. В вариантах гидрида из уран-циркониевого сплава само топливо также является химически стойким к коррозии, что обеспечивает устойчивую безопасность молекул топлива на протяжении всего их срока службы. Большое пространство воды и бетонное окружение бассейна, обеспечивающее проникновение нейтронов высокой энергии, обеспечивают высокую степень искробезопасности процесса. Активная зона видна через бассейн, и проверочные измерения могут проводиться непосредственно на тепловыделяющих элементах активной зоны, что облегчает тотальное наблюдение и обеспечивает безопасность ядерного нераспространения. И сами молекулы топлива, и открытое пространство бассейна являются пассивными компонентами безопасности. Качественная реализация этих проектов, возможно, является самым безопасным ядерным реактором.
Примеры реакторов, использующих средства пассивной безопасности
[ редактировать ]Блок 2 Три-Майл-Айленда не смог удержать около 480 ПБк радиоактивных благородных газов в результате выброса в окружающую среду и около 120 литров радиоактивно загрязненной охлаждающей воды в результате выброса за пределы защитной оболочки в соседнее здание. Пилотный предохранительный клапан на ТМИ-2 был спроектирован так, чтобы автоматически закрываться после сброса избыточного давления внутри реактора в закалочную емкость. Однако клапан механически вышел из строя, что привело к заполнению закалочного резервуара PORV и разрыву предохранительной диафрагмы в здании защитной оболочки. [8] Отстойные насосы здания защитной оболочки автоматически откачивали загрязненную воду за пределы здания защитной оболочки. [9] И работающий ПОРВ с закалочной емкостью, и отдельно здание защитной оболочки с отстойником обеспечивали два уровня пассивной безопасности. Ненадежный PORV сводил на нет заложенную в него пассивную безопасность. В конструкции установки имелся только один индикатор открытия/закрытия, зависящий от состояния электромагнитного привода, вместо отдельного индикатора фактического положения PORV. [10] Это делало механическую надежность PORV непосредственным и, следовательно, неопределенным его статус пассивной безопасности. Автоматические отстойные насосы и/или недостаточная емкость отстойника защитной оболочки сводили на нет пассивную безопасность, спроектированную в защитной оболочке.
Пресловутые РБМК водоохлаждаемые реакторы на Чернобыльской АЭС с графитовым замедлителем аварии были спроектированы с положительным коэффициентом пустотности и борными регулирующими стержнями на электромагнитных захватах для управления скоростью реакции. В той степени, в которой системы управления были надежны, эта конструкция имела соответствующую степень активной внутренней безопасности. Реактор был небезопасен на низких уровнях мощности, поскольку ошибочное движение управляющего стержня могло иметь неожиданный усиленный эффект. Вместо этого Чернобыльский реактор 4 был построен с боровыми стержнями управления с ручным крановым приводом, на которых было установлено вещество-замедлитель, графит, и отражатель нейтронов . Он был спроектирован с системой аварийного охлаждения активной зоны (ECCS), работа которой зависела либо от сети, либо от резервного дизельного генератора. Компонент безопасности САОЗ явно не был пассивным. Проект предусматривал частичную защитную оболочку, состоящую из бетонной плиты над и под реактором, в которую проникают трубы и стержни, металлического резервуара, заполненного инертным газом для защиты от кислорода от водоохлаждаемого горячего графита, огнестойкой крыши и труб. под сосудом, запечатанным во вторичных коробках, наполненных водой. Крыша, металлический резервуар, бетонные плиты и резервуары для воды являются примерами компонентов пассивной безопасности. Крыша в. Комплекс Чернобыльской электростанции был изготовлен из битума – вопреки проекту – что сделало его воспламеняющимся. В отличие от аварии на Три-Майл-Айленде , ни бетонные плиты, ни металлический резервуар не могли сдержать взрыв водорода , вызванный паром, графитом и кислородом . Водяные камеры не выдержали разрушения труб под высоким давлением. Разработанные компоненты пассивной безопасности не соответствовали требованиям безопасности системы.
) компании General Electric ESBWR (экономичный упрощенный реактор с кипящей водой, BWR Сообщается, что в конструкции используются компоненты пассивной безопасности. В случае потери охлаждающей жидкости никаких действий со стороны оператора не требуется в течение трех дней. [11]
В Westinghouse AP1000 («AP» означает «Advanced Passive») используются компоненты пассивной безопасности. В случае аварии никаких действий оператора не требуется в течение 72 часов. [12] В последних версиях российского ВВЭР к существующим активным системам добавлена пассивная система отвода тепла с использованием системы охлаждения и резервуаров для воды, построенных поверх купола защитной оболочки. [13]
Интегральный быстрый реактор представлял собой быстрый реактор-размножитель, управляемый Аргоннской национальной лабораторией . Это был реактор с натриевым охлаждением, способный выдержать потерю потока (хладагента) без SCRAM и потерю радиатора без SCRAM . Это было продемонстрировано в ходе серии испытаний на безопасность, в ходе которых реактор успешно остановился без вмешательства оператора. Проект был отменен из-за опасений по поводу распространения , прежде чем его можно было скопировать где-либо еще.
Эксперимент с реактором на расплавленной соли [14] (MSRE) — реактор на расплавленной соли, управляемый Национальной лабораторией Ок-Ридж . Это был ядерно-графитовый замедлитель, а в качестве теплоносителя использовалась соль FLiBe , которая также содержала топливо урана-233 растворенное в ней фторидное . MSRE имел отрицательный температурный коэффициент реактивности: по мере повышения температуры FLiBe он расширялся вместе с переносимыми им ионами урана; это снижение плотности привело к уменьшению количества делящегося материала в активной зоне, что снизило скорость деления. При меньшем подводе тепла конечный результат заключался в том, что реактор остыл. Из нижней части активной зоны реактора шла труба, ведущая к пассивно охлаждаемым сливным резервуарам. Труба имела «замораживающий клапан» по всей длине, в котором расплавленная соль активно охлаждалась до твердой пробки с помощью вентилятора, обдувающего трубу воздухом. Если в корпусе реактора произойдет чрезмерный нагрев или потеря электроэнергии из-за воздушного охлаждения, пробка расплавится; FLiBe будет вытянут из активной зоны реактора под действием силы тяжести в отстойные резервуары, и критичность прекратится, поскольку соль потеряет контакт с графитовым замедлителем.
В конструкции General Atomics HTGR используется полностью пассивная и по своей природе безопасная система отвода остаточного тепла, называемая системой охлаждения полости реактора (RCCS). В этой конструкции ряд стальных воздуховодов расположен вдоль бетонной оболочки (и, следовательно, окружает корпус реактора ), которые обеспечивают путь для естественной циркуляции воздуха из дымоходов, расположенных выше уровня земли. Производные этой концепции RCCS (с воздухом или водой в качестве рабочего тела) также использовались в других конструкциях реакторов с газовым охлаждением, включая японский высокотемпературный инженерный испытательный реактор , китайский HTR-10 , южноафриканский PBMR и российский GT-MHR . Хотя ни один из этих проектов не был коммерциализирован для исследований в области выработки электроэнергии в этих областях, они не активны, особенно в поддержку инициативы «Поколение IV» и программ NGNP , с экспериментальными установками в Аргоннской национальной лаборатории (где находится испытательный стенд для отвода тепла при естественной конвекции, RCCS с воздушным охлаждением в масштабе 1/2) [15] и Университет Висконсина (где установлены отдельные RCCS с воздушным и водяным охлаждением в масштабе 1/4). [16] [17]
См. также
[ редактировать ]- Реактор третьего поколения
- Атомная энергетика
- Программа «Атомная энергетика 2010»
- Атомная электростанция
- Ядерный реактор
- Ядерная безопасность и защищенность
- Российская плавучая атомная электростанция.
- Техника безопасности
- Искробезопасный небольшой реактор Тейлора Уилсона
Ссылки
[ редактировать ]- ^ Шульц, ТЛ (2006). «Усовершенствованная пассивная установка Westinghouse AP1000». Ядерная инженерия и дизайн . 236 (14–16): 1547–1557. дои : 10.1016/j.nucengdes.2006.03.049 . ISSN 0029-5493 .
- ^ Jump up to: а б с «Условия безопасности для современных атомных станций» (PDF) . Справочник сертификатов утверждения национальными компетентными органами конструкции упаковки, материалов специального назначения и перевозки радиоактивных материалов . Вена, Австрия: Международное агентство по атомной энергии : 1–20. Сентябрь 1991 г. ISSN 1011-4289 . МАГАТЭ-TECDOC-626.
- ^ Уокер, стр. 72–73.
- ^ «Усовершенствованные реакторы» . Архивировано из оригинала 19 октября 2007 года . Проверено 19 октября 2007 г.
- ^ Клименков А.А.; Н.Н. Курбатов; С. П. Распопин и Ю. Ф. Червинский (1 декабря 1986 г.), «Плотность и поверхностное натяжение смесей расплавленных фторидов лития, бериллия, тория и урана», Atomic Energy , 61 (6), Springer New York: 1041, doi : 10.1007/bf01127271. , S2CID 93590814
- ^ «ТРИГА – 45 лет успеха» . Дженерал Атомикс. Архивировано из оригинала 29 сентября 2009 года . Проверено 7 января 2010 г.
- ^ «Параметры ядерной безопасности реактора ТРИГА» . Бринье 40, Любляна , Словения : Центр реакторной инфраструктуры, Институт Йожефа Стефана . Архивировано из оригинала 16 июля 2011 года . Проверено 7 января 2010 г.
{{cite web}}: CS1 maint: местоположение ( ссылка ) - ^ Уокер, стр. 73–74.
- ^ Хард, с. 96; Роговин, с. 17–18
- ^ Роговин, стр. 14–15.
- ^ «Усовершенствованный ядерный реактор ESBWR компании GE выбран для двух предлагаемых проектов» . Джи Энерджи . Проверено 7 января 2010 г.
- ^ «Вестингауз АП1000» . Вестингауз. Архивировано из оригинала 5 апреля 2010 года . Проверено 7 января 2010 г.
- ^ В.Г. Асмолов (26 августа 2011 г.). «Пассивная безопасность в ВВЭР» . АО «Росэнергоатом» . Международная ядерная инженерия. Архивировано из оригинала 19 марта 2012 года . Проверено 6 сентября 2011 г.
- ^ П. Н. Хаубенрайх и Дж. Р. Энгель (1970). «Опыт эксперимента с реактором на расплавленной соли» (PDF, перепечатка) . Ядерные приложения и технологии . 8 (2): 118–136. дои : 10.13182/NT8-2-118 .
- ^ «NSTF в Аргонне: пассивная безопасность и отвод тепла от распада для усовершенствованных конструкций ядерных реакторов» . Аргоннская национальная лаборатория . Проверено 20 января 2014 г.
- ^ «Итоговый отчет NEUP 09-781: Экспериментальные исследования систем охлаждения полостей реактора NGNP водой» . inlportal.inl.gov .
- ^ «НЭУП награжден авторефератом: Моделирование и испытательная валидация системы охлаждения полости реактора воздухом» . inlportal.inl.gov .
