Из Википедии, бесплатной энциклопедии
Перейти к навигации Перейти к поиску

С потерей давления-контроль авария (LOPA) представляет собой режим отказа для ядерного реактора , который включает в себя давление охлаждающей жидкости в замкнутом падении ниже спецификации. [1] В большинстве коммерческих типов ядерных реакторов для поддержания давления в реакторной установке используется корпус высокого давления. Это необходимо в реакторе с водой под давлением, чтобы предотвратить кипение в активной зоне, которое могло бы привести к ядерному расплавлению . Это также необходимо для других типов реакторных установок, чтобы замедлители не обладали неконтролируемыми свойствами.

В реакторе с водой под давлением регулируется давление, чтобы гарантировать, что сама активная зона не достигнет точки кипения, при которой вода превратится в пар и быстро уменьшит тепло, передаваемое от топлива к замедлителю. Комбинацией нагревателей и распылительных клапанов регулируется давление в компенсаторе давления.сосуд, который соединен с реакторной установкой. Поскольку корпус компенсатора давления и реакторная установка соединены, давление парового пространства создает давление во всей реакторной установке для обеспечения того, чтобы давление было выше того, которое допускало бы кипение в активной зоне реактора. Сам резервуар компенсатора давления может поддерживаться намного более горячим, чем остальная часть реакторной установки, чтобы гарантировать контроль давления, потому что в жидкости по всей реакторной установке давление, приложенное в любой точке, влияет на всю систему, тогда как теплопередача ограничена окружающие и другие потери.

Причины потери контроля давления [ править ]

Многие отказы в реакторной установке или ее вспомогательном оборудовании могут вызвать потерю контроля давления, в том числе: [2]

  • Небрежность изоляция нагнетательного судно из реакторной установки, посредством закрытия запорного клапана или механически забитых трубопроводов. Из-за этой возможности ни на одной коммерческой атомной электростанции нет клапана в соединении между компенсатором давления и контуром теплоносителя реактора. Чтобы избежать засорения где-либо в первом контуре, охлаждающая жидкость поддерживается очень чистой, а соединительная труба между компенсатором давления и контуром охлаждающей жидкости реактора короткая и имеет большой диаметр.
  • Разрыв в сосуде компенсатора давления, который также может быть аварией с потерей теплоносителя . Однако в большинстве конструкций реакторных установок это не ограничивает расход через активную зону и, следовательно, ведет себя как авария с потерей контроля давления, а не как авария с потерей теплоносителя.
  • Отказ либо распылительных форсунок (если их не открыть, то будет препятствовать повышению давления, поскольку относительно холодный распылитель разрушает пузырек в резервуаре компенсатора давления) или нагреватели системы повышения давления.
  • Термическое расслоение жидкой части компенсатора давления. Когда жидкая часть компенсатора давления расслаивается, нижние слои воды (самые дальние от парового пузыря) переохлаждены, и по мере того, как паровой пузырек медленно конденсируется, давление в компенсаторе давления будет относительно постоянным, но на самом деле будет медленно снижаться. Когда оператор включает нагреватели компенсатора давления для поддержания или повышения давления, давление будет продолжать падать до тех пор, пока переохлажденная вода не нагреется нагревателями компенсатора давления до температуры насыщения, соответствующей давлению паровой (пузырьковой) части компенсатора давления. Во время этого периода повторного нагрева контроль давления будет потерян, так как давление все еще будет падать, когда требуется поднять давление.

Результаты потери контроля давления в реакторе с водой под давлением [ править ]

Когда в реакторной установке теряется контроль давления, в зависимости от уровня тепла, вырабатываемого реакторной установкой, тепла, отводимого паром или другими вспомогательными системами, начального давления и нормальной рабочей температуры установки, это может Операторам потребуется несколько минут или даже часов, чтобы увидеть важные тенденции в основном поведении.

При любом уровне мощности, на котором в настоящее время работает реактор, в теплоносителе присутствует определенное количество энтальпии . Эта энтальпия пропорциональна температуре, поэтому, чем горячее растение, тем выше давление должно поддерживаться, чтобы предотвратить кипение. Когда давление упадет до точки насыщения, произойдет пересыхание в каналах охлаждающей жидкости.

По мере того как реактор нагревает воду, протекающую по каналам теплоносителя, происходит пузырьковое кипение недогретого газа, при котором часть воды превращается в маленькие пузырьки пара на оболочке топливных стержней. Затем они отделяются от оболочки твэла и попадают в канал теплоносителя потоком воды. Обычно эти пузырьки схлопываются в канале, передавая энтальпиюк окружающей охлаждающей жидкости. Когда давление ниже давления насыщения для данной температуры, пузырьки не схлопываются. По мере того, как в канале накапливается и объединяется все больше пузырьков, пространство для пара внутри канала становится все больше и больше, пока пар не покрывает стенки топливного элемента. Когда стенки топливных элементов покрываются паром, скорость теплопередачи значительно снижается. Тепло не передается из топливных стержней так быстро, как оно генерируется, что может вызвать ядерный расплав.. Из-за этого потенциала все атомные электростанции имеют системы защиты реакторов, которые автоматически отключают реактор, если давление в первом контуре падает ниже безопасного уровня или если запас переохлаждения падает ниже безопасного уровня. После того, как реактор остановлен, скорость, с которой остаточное тепло генерируется в топливных стержнях, аналогична скорости в электрочайнике, и топливные стержни можно безопасно охлаждать, просто погружаясь в воду при нормальном атмосферном давлении.

Ссылки [ править ]

  1. Перейти ↑ Pitta, Terra (2015). Катастрофа: Путеводитель по наихудшим промышленным катастрофам в мире . ISBN компании Vij Books India Pvt Ltd. 9789385505171.
  2. ^ Хаббел, MW (2011). Основы атомной энергетики: вопросы и ответы . Авторский Дом. ISBN 9781463426583.