Из Википедии, бесплатной энциклопедии
Перейти к навигации Перейти к поиску
Смоделированная анимация плавления активной зоны легководного реактора после аварии с потерей теплоносителя. После достижения чрезвычайно высокой температуры ядерное топливо и сопровождающая его оболочка сжижаются и перемещаются на дно корпуса высокого давления реактора .

С потерей теплоносителя аварии ( АПТ ) представляет собой режим отказа для ядерного реактора ; без эффективного управления результаты LOCA могут привести к повреждению активной зоны реактора. Система аварийного охлаждения активной зоны (САОР) каждой атомной станции существует специально для борьбы с LOCA.

Ядерные реакторы производят тепло внутри; Чтобы отвести это тепло и преобразовать его в полезную электрическую энергию, используется система охлаждения . Если этот поток теплоносителя уменьшается или полностью прекращается, система аварийного останова ядерного реактора предназначена для остановки цепной реакции деления . Однако из-за радиоактивного распада ядерное топливо будет продолжать выделять значительное количество тепла. Остаточное тепло производится с помощью остановки реактора от полной мощности первоначально эквивалентно примерно от 5 до 6% от тепловой мощности реактора. [1] Если все независимые цепи охлаждения САОЗ не работают должным образом, это тепло может повысить температуру топлива до точки повреждения реактора.

  • Если вода присутствует, она может закипеть, вырвавшись из труб. По этой причине АЭС оборудуются предохранительными клапанами с регулируемым давлением и резервными источниками охлаждающей воды.
  • Если графит и воздух присутствует, графит может поймать огнь , распространение радиоактивного загрязнения . Такая ситуация существует только в реакторах AGR , РБМК , Magnox и оружейных реакторах, в которых в качестве замедлителя нейтронов используется графит (см. Чернобыльская катастрофа и Пожар в Виндскейле ).
  • Топливо и внутренние части реактора могут расплавиться; если расплавленная конфигурация остается критической, расплавленная масса будет продолжать выделять тепло, возможно, плавясь вниз через дно реактора. Такое событие называется ядерным расплавом и может иметь серьезные последствия. Так называемый « китайский синдром » - это процесс, доведенный до крайности: расплавленная масса продвигается вниз через почву к уровню грунтовых вод (и ниже), однако нынешнее понимание и опыт ядерных реакций деления предполагает, что расплавленная масса масса станет слишком разрушенной, чтобы продолжать тепловыделение, прежде чем опуститься очень далеко; например, в Чернобыльской катастрофеактивная зона реактора расплавилась, и материал активной зоны был обнаружен в подвале, слишком рассредоточенном для проведения цепной реакции (но все еще опасно радиоактивным).
  • Некоторые конструкции реакторов имеют средства пассивной безопасности, которые предотвращают расплавление в этих экстремальных условиях. ТВЭЛами реактор , например, может выдерживать экстремальные температурные переходные процессы в топливе. Другим примером является реактор CANDU , который имеет две большие массы относительно холодной воды под низким давлением (первая - это замедлитель тяжелой воды, вторая - защитный резервуар, заполненный легкой водой), которые действуют как поглотители тепла. Другим примером является саморегулирующийся ядерный энергетический модуль с водородным замедлителем , в котором химическое разложение топлива из гидрида урана останавливает реакцию деления за счет удаления водородного замедлителя. [2] Тот же принцип используется в TRIGA. исследовательские реакторы.

В рабочих условиях реактор может пассивно (то есть при отсутствии каких-либо систем управления) увеличивать или уменьшать свою выходную мощность в случае LOCA или пустот, появляющихся в его системе теплоносителя (например, из-за кипения воды). Это измеряется коэффициентом пустотности охлаждающей жидкости . Большинство современных атомных электростанций имеют отрицательный коэффициент пустотности, что указывает на то, что когда вода превращается в пар, мощность мгновенно падает. Двумя исключениями являются советский РБМК и канадский CANDU . С другой стороны, реакторы с кипящей водой имеют паровые пустоты внутри корпуса реактора.

Современные реакторы спроектированы таким образом, 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 отключения цепной реакции и могут иметь обширные системы пассивной безопасности (такие как большой теплоотвод вокруг активной зоны реактора, пассивно активируемые резервные системы охлаждения / конденсации или пассивно охлаждаемая защитная оболочка), которые снизить риск дальнейшего повреждения.

Развитие после потери охлаждающей жидкости [ править ]

Большая работа идет на предотвращение серьезного профильного события. Если такое событие должно было произойти, ожидается, что три различных физических процесса увеличат время между началом аварии и временем, когда может произойти большой выброс радиоактивности. Эти три фактора предоставят операторам завода дополнительное время, чтобы смягчить последствия события:

  1. Время, необходимое для выкипания воды (теплоноситель, замедлитель) . Предполагая, что в момент возникновения аварии реактор будет SCRAMed (немедленное и полное введение всех регулирующих стержней), таким образом уменьшая потребляемую тепловую мощность и еще больше задерживая закипание.
  2. Время, необходимое для расплавления топлива . После того, как вода закипит, время, необходимое топливу для достижения точки плавления, будет определяться подводимой теплотой из-за распада продуктов деления, теплоемкостью топлива и точкой плавления топлива.
  3. Время, необходимое для того, чтобы расплавленное топливо преодолело границу давления в первичном контуре . Время, необходимое для того, чтобы расплавленный металл активной зоны нарушил границу давления в первичном контуре (в легководных реакторах это сосуд высокого давления; в реакторах CANDU и РБМК это массив топливных каналов под давлением; в реакторах PHWR, таких как Atucha I , это будет быть двойным барьером каналов и сосуда высокого давления) будет зависеть от температуры и материалов границ. Важную роль играет то, останется ли топливо критическим в условиях внутри поврежденной активной зоны или за ее пределами.

Ядерная катастрофа на Фукусима-дайити [ править ]

Ядерная катастрофа на Фукусима-дайити в 2011 году произошла из-за аварии с потерей теплоносителя. Цепи, которые снабжали электроэнергией насосы теплоносителя, вышли из строя, что привело к потере теплоносителя, которая имела решающее значение для отвода остаточного тепла распада, которое образуется даже после того, как активные реакторы остановлены и ядерное деление прекращено. Потеря охлаждения активной зоны реактора привела к трем ядерным авариям, трем взрывам водорода и выбросу радиоактивного загрязнения.

Водородные взрывы можно напрямую отнести к окислению циркония водяным паром в оболочках твэлов в результате потери теплоносителя.

Топливные оболочки [ править ]

В большинстве реакторов в качестве материала оболочек твэлов используется сплав циркония из-за его коррозионной стойкости и низкого поперечного сечения поглощения нейтронов. Тем не менее, одним из основных недостатков циркониевых сплавов является то , что, когда перегрет, они окисляются и производят беглого экзотермической реакции с водой (паром) , что приводит к образованию водорода: . Именно такие реакции привели к водородным взрывам при ядерной катастрофе на Фукусима-дайити.

Поведение при разрыве [ править ]

Остаточное тепло распада 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, использующими модели критериев взрыва. В одном исследовании ученые разработали критерий разрыва оболочек твэлов из циркалоя-4 и определили, что влияние паровой среды на разрушение оболочек незначительно при низких температурах. Однако при повышении температуры разрыва происходит быстрое окисление оболочек из циркалоя-4, приводящее к резкому снижению его пластичности. Фактически, при более высоких температурах деформация разрыва практически падает до нуля, что означает, что окисленная оболочка локально становится настолько хрупкой, что, согласно прогнозам, она выйдет из строя без дальнейшей деформации или деформации.

Количество кислорода, поглощаемого циркониевым сплавом, зависит от времени воздействия пара (H 2 O) перед разрывом. При быстром разрыве из-за высоких скоростей нагрева и внутреннего давления окисление незначительно. Однако окисление играет важную роль в разрушении из-за низких скоростей нагрева и низких начальных внутренних давлений.

Покрытия, стойкие к окислению [ править ]

На подложки из циркониевого сплава может быть нанесено покрытие для повышения их стойкости к окислению. В одном исследовании исследователи покрыли подложку из цирло MAX фазой Ti 2 AlC с использованием гибридной техники дугового / магнетронного распыления с последующей обработкой отжигом. Впоследствии они исследовали механические свойства и стойкость к окислению в условиях чистого пара при 1000 ºC, 1100 ºC и 1200 ºC при разном времени окисления. Результаты показали, что покрытие подложки из цирло Ti 2 AlC привело к увеличению твердости и модуля упругости по сравнению с подложкой без покрытия . Кроме того, была значительно улучшена стойкость к высокотемпературному окислению. Преимущества Ti 2По сравнению с другими материалами покрытия AlC имеет превосходную стабильность при нейтронном облучении, более низкий коэффициент теплового расширения, лучшую стойкость к тепловому удару и стойкость к окислению при более высоких температурах. [4] Таблица 1 дает хорошее представление об улучшенных механических свойствах в результате покрытия и повышенном сопротивлении пластической деформации.

Таблица 1. Механические свойства основы и материала с покрытием.
Твердость (ГПа)Модуль упругости (ГПа)ОНH 3 / E 2 (ГПа)
Субстрат5,39 ± 0,1129,92 ± 3,10,040,01
Материал с покрытием Ti 2 AlC14,24 ± 0,1230,8 ± 3,10,060,05

В другом недавнем исследовании оценивались покрытия Cr и FeCrAl (нанесенные на циркалой-4 с использованием технологии атмосферного плазменного напыления) в условиях имитации потери теплоносителя. [5] Покрытие Cr показало превосходную стойкость к окислению. Формирование компактного слоя Cr 2 O 3 на Cr-покрытии действует как барьер для диффузии кислорода, который защищает Zr-подложку от окисления, тогда как FeCrAl-покрытие разрушается из-за взаимной диффузии между покрытием и Zr-подложкой при высокой температуре, что позволяет Zr по-прежнему окисляется.

См. Также [ править ]

  • ЛОФТ (LOCA)
  • Здание содержания
  • Атомная энергия
  • Реактор с водой под давлением
  • Реакция ядерного топлива на аварии на реакторах
  • Ядерные аварии в США
  • Ядерная безопасность в США
  • Ядерный кризис
  • Реактор Lucens

Ссылки [ править ]

  1. ^ "Справочник по основам DOE - Распад тепла, Ядерная физика и теория реакторов, том 2, модуль 4, стр. 61" . Проверено 20 апреля 2016 года . CS1 maint: обескураженный параметр ( ссылка )
  2. ^ Петерсон, Отис Г. (2008-03-20). «Заявка на патент 11/804450: Саморегулирующийся ядерный энергетический модуль» . Публикация патентной заявки США . Управление по патентам и товарным знакам США, Федеральное правительство США, Вашингтон, округ Колумбия, США . Проверено 5 сентября 2009 . CS1 maint: обескураженный параметр ( ссылка )
  3. ^ Суман, Сиддхартх; Хан, Мохд. Калим; Патхак, Манабендра; Сингх, Р. Н.; Чакравартти, JK (2016-10-01). «Поведение оболочек ядерного топлива при разрыве 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, Вентао; Ван, Чжэньюй; Шуай, Цзиньтао; Сюй, Бэйбэй; Ван, Айин; Кэ, Пэйлин (2019-08-01). «Покрытие Ti2AlC с высокой стойкостью к окислению на подложках из Zirlo для аварийных условий с потерей теплоносителя» . Керамика Интернэшнл . 45 (11): 13912–13922. DOI : 10.1016 / j.ceramint.2019.04.089 . ISSN 0272-8842 . 
  5. ^ Ван, Идинь; Чжоу, Ваньчэн; Вэнь Циньлун; Жуань, Синьцуй; Ло, Фа; Бай, Гуанхай; Цин, Юйчан; Чжу, Дунмэй; Хуанг, Чжибинь; Чжан, Янвэй; Лю, Тонг (25.06.2018). «Поведение плазменных напыленных Cr-покрытий и FeCrAl-покрытий на Zr-оболочках твэлов в условиях аварии с потерей теплоносителя» . Технология поверхностей и покрытий . 344 : 141–148. DOI : 10.1016 / j.surfcoat.2018.03.016 . ISSN 0257-8972 .