Пассивная ядерная безопасность - это проектный подход к функциям безопасности, реализованный в ядерном реакторе , который не требует какого-либо активного вмешательства со стороны оператора или электрической / электронной обратной связи для приведения реактора в состояние безопасного останова в случае определенного типа аварийной ситуации (обычно перегрев в результате потери охлаждающей жидкостиили потеря потока охлаждающей жидкости). Такие конструктивные особенности, как правило, основываются на проектировании компонентов, так что их прогнозируемое поведение замедлится, а не ускорит ухудшение состояния реактора; они обычно используют преимущества естественных сил или явлений, таких как сила тяжести, плавучесть, перепад давления, теплопроводность или естественная конвекция тепла, для выполнения функций безопасности без использования активного источника энергии. [1] Многие старые общие конструкции реакторов используют системы пассивной безопасности в ограниченной степени, скорее, полагаясь на активную безопасность.системы, такие как двигатели с дизельным двигателем. Некоторые новые конструкции реакторов имеют более пассивные системы; Причина в том, что они обладают высокой надежностью и снижают затраты, связанные с установкой и обслуживанием систем, которые в противном случае потребовали бы нескольких цепей 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 для эффективности пассивной системы, особенно в краткосрочной перспективе после аварии.
Терминология
«Пассивная безопасность» описывает любые механизмы безопасности, задействование которых не требует или почти не требует внешней силы или человеческого контроля. Современные конструкции реакторов сосредоточены на увеличении количества пассивных систем, чтобы снизить риск усугубления человеческой ошибки.
Несмотря на повышенную безопасность, связанную с большим охватом пассивными системами, для всех современных крупномасштабных ядерных реакторов требуются как внешние (активные), так и внутренние (пассивные) системы. Нет «пассивно безопасных» реакторов, только системы и компоненты. Системы безопасности используются для поддержания контроля над станцией, если она выходит за пределы нормальных условий в случае ожидаемых при эксплуатации событий или аварий, в то время как 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 пассивными компонентами безопасности является защитная оболочка ядерного реактора. Бетонные стены и стальная облицовка судна обладают пассивной безопасностью, но для их работы требуются активные системы (клапаны, контуры обратной связи, внешние контрольно-измерительные приборы, схемы управления и т. Д.), Которые требуют внешнего источника энергии и вмешательства человека.
Международное агентство по атомной энергии (МАГАТЭ) классифицирует степень «пассивной безопасности» компонентов от категории А к D в зависимости от того, что система не использовать: [2]
- не движущаяся рабочая жидкость
- нет движущейся механической части
- нет сигнальных входов «интеллекта»
- нет внешнего питания или сил
В категории A (1 + 2 + 3 + 4) находится оболочка твэла, защитный и инертный внешний слой топливной таблетки, в котором не используется ни одна из вышеперечисленных функций: он всегда закрыт и удерживает топливо и продукты деления внутри и не открывается до прибытия на завод по переработке. В категории B (2 + 3 + 4) находится линия помпажа, которая соединяет горячую ветвь с компенсатором давления и помогает контролировать давление в первичном контуре PWR и использует движущуюся рабочую жидкость при выполнении своей задачи. В категории C (3 + 4) находится аккумулятор, который не требует ввода сигналов «интеллекта» или внешнего питания. Как только давление в первичном контуре падает ниже уставки подпружиненных клапанов гидроаккумулятора, клапаны открываются, и вода впрыскивается в первичный контур сжатым азотом. В категории D (только 4) находится SCRAM, в котором используются движущиеся рабочие жидкости, движущиеся механические части и входные сигналы «интеллекта», но не внешней силы или сил: управляющие стержни опускаются под действием силы тяжести после того, как они были выпущены из своего магнитного зажима. Но инженерия ядерной безопасности никогда не бывает такой простой: однажды выпущенный стержень может не выполнять свою миссию: он может застрять из-за землетрясения или из-за деформации структур активной зоны. Это показывает, что, хотя это пассивно безопасная система и была должным образом задействована, она может не выполнять свою миссию. Инженеры-ядерщики приняли это во внимание: обычно для остановки реактора требуется только часть сброшенных стержней. Образцы систем безопасности с пассивными компонентами безопасности можно найти практически на всех атомных электростанциях: защитная оболочка, гидроаккумуляторы в PWR или системы понижения давления в BWR.
В большинстве текстов по «пассивно безопасным» компонентам в реакторах следующего поколения ключевой проблемой является то, что для выполнения миссии системы безопасности не требуются насосы и что все активные компоненты (обычно КИПиУ и клапаны) систем работают с электроэнергией. от батареек.
МАГАТЭ прямо делает следующее предостережение: [2]
... пассивность не является синонимом надежности или доступности, тем более с гарантированной адекватностью функции безопасности, хотя некоторым факторам, потенциально неблагоприятным для производительности, легче противодействовать посредством пассивного проектирования (общественное мнение). С другой стороны, активные конструкции, использующие переменные элементы управления, позволяют гораздо более точно выполнять функции безопасности; это может быть особенно желательно в условиях управления авариями.
Характеристики реакции ядерного реактора, такие как температурный коэффициент реактивности и коэффициент реактивности пустот, обычно относятся к термодинамической реакции и реакции на изменение фазы процесса теплопередачи замедлителя нейтронов соответственно. Говорят, что реакторы, в которых процесс теплопередачи имеет эксплуатационную характеристику отрицательного пустотного коэффициента реактивности, обладают присущей технологической характеристикой 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 повышенное давление на выходе замедлителя и теплоносителя без вмешательства системы управления. Такие реакторы можно охарактеризовать как оснащенные таким пассивным компонентом безопасности, который мог бы - если бы он был так спроектирован - обеспечить в реакторе отрицательный коэффициент реактивности, независимо от эксплуатационных свойств реактора, в котором он установлен. Эта функция будет работать только в том случае, если она будет реагировать быстрее, чем возникающая (паровая) пустота, и компоненты реактора могут выдержать повышенное давление теплоносителя. Реактор, оборудованный обеими функциями безопасности - если он спроектирован так, чтобы взаимодействовать друг с другом - является примером защитной блокировки . Более редкие режимы отказа при эксплуатации могут сделать обе эти функции безопасности бесполезными и снизить общую относительную безопасность реактора.
Примеры пассивной безопасности в эксплуатации
Традиционные системы безопасности реактора активны в том смысле, что они включают электрическое или механическое управление системами управления (например, водяные насосы высокого давления). Но некоторые спроектированные реакторные системы работают полностью пассивно, например, с использованием предохранительных клапанов для управления избыточным давлением. По-прежнему требуются системы с параллельным резервированием. Комбинированная внутренняя и пассивная безопасность зависит только от физических явлений, таких как перепады давления, конвекция, гравитация или естественная реакция материалов на высокие температуры, замедляющие или останавливающие реакцию, а не от функционирования инженерных компонентов, таких как водяные насосы высокого давления.
Современные реакторы с водой под давлением и реакторы с кипящей водой - это системы, которые были спроектированы с одним видом пассивной безопасности. В случае перегрузки по мощности, когда вода в активной зоне ядерного реактора закипает, образуются карманы пара . Эти паровые пустоты сдерживают меньшее количество нейтронов , что приводит к снижению уровня мощности внутри реактора. В экспериментах буры и SL-1 расплавление случайно доказали этот принцип.
Конструкция реактора, в которой по своей природе безопасный процесс непосредственно обеспечивает пассивный компонент безопасности во время определенного состояния отказа во всех режимах эксплуатации, обычно описывается как относительно отказоустойчивый по отношению к этому состоянию отказа. [2] Однако большинство современных реакторов с водяным охлаждением и замедлителем в аварийном состоянии не могут удалить остаточное производственное и остаточное тепло без технологической теплопередачи или активной системы охлаждения. Другими словами, хотя по своей природе безопасный процесс теплопередачи обеспечивает компонент пассивной безопасности, предотвращающий чрезмерное нагревание во время работы реактора, такой же по своей сути безопасный процесс теплопередачи не обеспечивает компонент пассивной безопасности, если реактор остановлен (SCRAMed). Аварии Three Mile Island подвергается этим дизайну недостаток: генератор реактора и пар были закрыты , но с потерей теплоносителя он все еще страдал частичное расплавлением. [3]
Третье поколение конструкций улучшить ранние конструкции пути включения пассивных или присущие функций безопасности [4] , которые не требуют ни одного активных элементов управления или (человека) оперативного вмешательства , чтобы избежать несчастных случаев в случае неисправности, и может рассчитывать на перепадах давления, тяжесть, естественной конвекцию, или естественная реакция материалов на высокие температуры.
В некоторых конструкциях активная зона реактора-размножителя на быстрых нейтронах погружена в ванну с жидким металлом . Если реактор перегревается, тепловое расширение металлического топлива и оболочки вызывает выход большего количества нейтронов из активной зоны, и цепная ядерная реакция больше не может поддерживаться. Большая масса жидкого металла также действует как радиатор, способный поглощать остаточное тепло от сердечника, даже если обычные системы охлаждения выйдут из строя.
Реактора галька слоя является примером реактора , проявляющего по своей сути безопасного процесса , который также способен обеспечить пассивный компонент безопасности для всех режимов работы. По мере того как температура топлива повышается, доплеровское уширение увеличивает вероятность того, что нейтроны захватываются U-238 атомов. Это снижает вероятность захвата нейтронов атомами U-235 и начала деления, тем самым уменьшая выходную мощность реактора и устанавливая естественный верхний предел для температуры топлива. Геометрия и конструкция топливных шариков обеспечивают важный компонент пассивной безопасности.
Реакторы с расплавом фторидных солей с одной жидкостью содержат делящиеся , воспроизводимые и актинидные радиоизотопы в молекулярных связях с фторидным теплоносителем. Молекулярные связи обеспечивают функцию пассивной безопасности, так как событие потери теплоносителя соответствует событию потери топлива. Расплавленное фторидное топливо само по себе не может достичь критичности, а достигает критичности только путем добавления отражателя нейтронов, такого как пиролитический графит . Более высокая плотность топлива [5] вместе с дополнительным фторидным теплоносителем FLiBe низкой плотности без топлива обеспечивает компонент пассивной безопасности с плавающим слоем, в котором графит с более низкой плотностью, который отламывает управляющие стержни или иммерсионную матрицу во время механического отказа, не вызывает критичности. Дренаж реакторных жидкостей под действием силы тяжести обеспечивает пассивную безопасность.
Низкие мощности реактор бассейна , такие как Slowpoke и TRIGA были лицензирован для автоматической работы в исследовательской среде , потому что , как температура низкообогащенного (19,75% U-235) гидрид сплава урана топливо возрастает, молекулярный связанный водород в топливных причинах тепло передается нейтронам деления при их выбросе. [6] Такое доплеровское смещение или усиление спектра [7] рассеивает тепло от топлива по всему бассейну тем быстрее, чем выше повышается температура топлива, обеспечивая быстрое охлаждение топлива при сохранении гораздо более низкой температуры воды, чем у топлива. Быстрая, самодиспергирующаяся, высокоэффективная теплопередача водород-нейтроны вместо неэффективной теплопередачи радионуклид- вода гарантирует, что топливо не может расплавиться только в результате аварии. В вариантах с гидридом из уран-циркониевого сплава само топливо также устойчиво к химической коррозии, обеспечивая устойчивую безопасность молекул топлива на протяжении всего их срока службы. Большой объем воды и бетонное окружение бассейна для проникновения нейтронов высокой энергии обеспечивают высокую степень искробезопасности процесса. Активная зона видна через бассейн, и контрольные измерения могут проводиться непосредственно на тепловыделяющих элементах активной зоны, что облегчает полное наблюдение и обеспечивает безопасность с точки зрения ядерного нераспространения. И сами молекулы топлива, и открытое пространство бассейна являются компонентами пассивной безопасности. Качественная реализация этих проектов, возможно, является самыми безопасными ядерными реакторами.
Примеры реакторов, использующих средства пассивной безопасности
Блок № 2 «Три-Майл-Айленд» не смог удержать около 480 ПБк радиоактивных благородных газов в результате выброса в окружающую среду и около 120 кл загрязненной радиоактивными веществами охлаждающей воды в результате выброса за пределы защитной оболочки в соседнее здание. Импульсное предохранительное устройство на TMI-2 был разработан , чтобы автоматически отключается после снятия избыточного давления внутри реактора в закалочной бак. Однако клапан механически отказал, в результате чего резервуар гашения PORV наполнился, а предохранительная диафрагма в конечном итоге прорвалась в здание защитной оболочки. [8] Отстойники здания защитной оболочки автоматически откачивали загрязненную воду за пределы здания защитной оболочки. [9] И рабочий ПВР с резервуаром гашения, и отдельно здание защитной оболочки с отстойником обеспечивали два уровня пассивной безопасности. Ненадежный PORV сводил на нет его проектную пассивную безопасность. В конструкции завода использовался только один индикатор открытия / закрытия, основанный на состоянии его соленоидного привода, вместо отдельного индикатора фактического положения PORV. [10] Это сделало механическую надежность PORV напрямую неопределенной, и, следовательно, его статус пассивной безопасности неопределенным. Автоматические отстойники и / или недостаточная пропускная способность отстойника защитной оболочки сводили на нет проектную пассивную безопасность здания защитной оболочки.
Пресловутый РБМК с графитовым замедлителем, охлаждаемой водой реакторы на Чернобыльской АЭС катастрофы были разработаны с положительным коэффициентом пористости с контрольной борой стержнями на электромагнитных захватах для контроля скорости реакции. В той степени, в которой системы управления были надежными, эта конструкция действительно обладала соответствующей степенью активной внутренней безопасности. Реактор был небезопасен на низких уровнях мощности, потому что ошибочное движение стержня управления имело бы неожиданно увеличенный эффект. Вместо него был построен Чернобыльский реактор 4 с ручными управляющими стержнями, управляемыми краном, которые были снабжены замедлителем, графитом, отражателем нейтронов . Он был разработан с системой аварийного охлаждения активной зоны (ECCS), которая зависела либо от электросети, либо от резервного дизельного генератора. Компонент безопасности САОЗ определенно не был пассивным. Конструкция включала частичную защитную оболочку, состоящую из бетонной плиты над и под реактором с проникающими трубами и стержнями, металлический резервуар, заполненный инертным газом, чтобы удерживать кислород от горячего графита с водяным охлаждением, огнестойкую крышу и трубы. под сосудом запечатаны в ящики, заполненные вторичной водой. Крыша, металлический резервуар, бетонные плиты и водяные боксы являются примерами компонентов пассивной безопасности. Крыша в комплексе Чернобыльской АЭС была сделана из битума - вопреки конструкции - что сделало ее воспламеняемой. В отличие от аварии на Три-Майл-Айленде , ни бетонные плиты, ни металлический корпус не могли удержать водородный взрыв, вызванный паром, графитом и кислородом . Водяные камеры не могли выдержать выход из строя труб из-за высокого давления. Компоненты пассивной безопасности в том виде, в каком они были спроектированы, не соответствовали требованиям безопасности системы.
General Electric Company ESBWR (экономическая упрощенный кипящий реактор, BWR ) является конструкция сообщила использовать пассивные компоненты безопасности. В случае потери охлаждающей жидкости никаких действий оператора не требуется в течение трех дней. [11]
В Westinghouse AP1000 (AP, что означает «Advanced Passive») используются компоненты пассивной безопасности. В случае аварии никаких действий оператора не требуется в течение 72 часов. [12] В последней версии российского ВВЭР к существующим активным системам была добавлена система пассивного отвода тепла с использованием системы охлаждения и резервуаров для воды, построенных над куполом защитной оболочки. [13]
Интегральный быстрый реактор был реактор на быстрых нейтронах в ведении Национальной лаборатории Аргон . Это был реактор с натриевым охлаждением, способный выдержать потерю потока (теплоносителя) без SCRAM и потерю радиатора без SCRAM . Это было продемонстрировано на протяжении серии испытаний на безопасность, в ходе которых реактор был успешно остановлен без вмешательства оператора. Проект был отменен из-за опасений по поводу распространения, прежде чем его можно было скопировать в другом месте.
Эксперимент Расплавленный-Соль реактора [14] (MSRE) был расплавленный реактор соли в ведении Национальной лаборатории Oak Ridge . Это был ядерно-графитовый замедлитель, а в качестве охлаждающей соли использовался FLiBe , который также содержал растворенное в нем фторидное топливо урана-233 . MSRE имел отрицательный температурный коэффициент реактивности: при увеличении температуры FLiBe он расширялся вместе с переносимыми ионами урана; это снижение плотности привело к уменьшению количества делящегося материала в активной зоне, что снизило скорость деления. При меньшем подводе тепла в конечном итоге реактор охладился. От дна активной зоны реактора отходила труба, ведущая к пассивно охлаждаемым дренажным бакам. Труба имела по всей длине «замораживающий клапан», в котором расплавленная соль активно охлаждалась до твердой пробки с помощью вентилятора, обдувающего трубу воздухом. Если корпус реактора будет перегреваться или терять электроэнергию из-за воздушного охлаждения, пробка расплавится; FLiBe будет извлечен из активной зоны реактора под действием силы тяжести в отстойные резервуары, и критичность исчезнет, когда соль потеряет контакт с графитовым замедлителем.
Конструкция HTGR компании General Atomics включает полностью пассивную и по своей сути безопасную систему отвода остаточного тепла, называемую системой охлаждения реакторной полости (RCCS). В этой конструкции ряд стальных каналов образует бетонную защитную оболочку (и, следовательно, окружает корпус реактора высокого давления ), которые обеспечивают путь потока для естественной циркуляции воздуха из дымовых труб, расположенных над уровнем 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 производства электроэнергии, исследования в этих областях активны, в частности, в поддержку инициативы поколения IV и программ NGNP , с экспериментальными объектами в Аргоннской национальной лаборатории (где находится испытательная установка по отводу тепла при остановке естественной конвекции, RCCS с воздушным охлаждением в масштабе 1/2) [15] и Университета Висконсина (где разделены RCCS с воздушным и водяным охлаждением в масштабе 1/4). [16] [17]
Смотрите также
- Реактор III поколения
- Атомная энергия
- Программа «Атомная энергетика 2010»
- Атомная электростанция
- Ядерного реактора
- Ядерная безопасность и физическая безопасность
- Российская плавучая атомная электростанция
- Техника безопасности
- Отказоустойчивый
- Анализ видов и последствий отказов (FMEA)
- Анализ видов отказов, последствий и критичности (FMECA)
- Собственная безопасность
- Искробезопасный реактор малой мощности Тейлора Уилсона
Рекомендации
- Перейти ↑ Schulz, TL (2006). «Усовершенствованная пассивная установка Westinghouse AP1000». Ядерная инженерия и дизайн . 236 (14–16): 1547–1557. DOI : 10.1016 / j.nucengdes.2006.03.049 . ISSN 0029-5493 .
- ^ а б в «Условия безопасности для перспективных атомных станций» (PDF) . Справочник сертификатов одобрения национальных компетентных органов на конструкцию упаковки, материалы особого вида и перевозки радиоактивных материалов . Вена, Австрия: Международное агентство по атомной энергии : 1–20. Сентябрь 1991 г. ISSN 1011-4289 . IAEA-TECDOC-626.
- ↑ Уокер, стр. 72–73.
- ^ «Архивная копия» . Архивировано из оригинального 19 октября 2007 года . Проверено 19 октября 2007 года .CS1 maint: заархивированная копия как заголовок ( ссылка )
- ^ Клименков А.А.; Н. Н. Курбатов; ИП Распопин, Ю. Ф. Червинский (1 декабря 1986), "Плотность и поверхностное натяжение смесей расплавленных фторидов лития, бериллия, тория и урана", атомной энергии , Спрингер Нью - Йорк, 61 (6): 1041, DOI : 10.1007 / bf01127271 , S2CID 93590814
- ^ «ТРИГА - 45 лет успеха» . General Atomics. Архивировано из оригинального 29 сентября 2009 года . Проверено 7 января 2010 года .
- ^ «Параметры ядерной безопасности реактора TRIGA» . Бринье 40, Любляна , Словения : Центр инфраструктуры реакторов, Институт Йожефа Стефана . Проверено 7 января 2010 года .CS1 maint: location ( ссылка )
- ↑ Уокер, стр. 73–74.
- ^ Кемени, стр. 96; Роговин, с. 17–18.
- ↑ Роговин, стр. 14–15.
- ^ «Усовершенствованный ядерный реактор GE с ESBWR выбран для двух предлагаемых проектов» . GE Energy . Проверено 7 января 2010 года .
- ^ «Вестингауз AP1000» . Вестингауз. Архивировано из оригинала на 5 апреля 2010 года . Проверено 7 января 2010 года .
- ^ В.Г. Асмолов (26 августа 2011 г.). «Пассивная безопасность ВВЭР» . ОАО «Росэнергоатом» . Nuclear Engineering International. Архивировано из оригинального 19 марта 2012 года . Проверено 6 сентября 2011 года .
- ^ PN Haubenreich и JR Engel (1970). "Опыт эксперимента в реакторе с расплавленной солью" (PDF, перепечатка) . Ядерные приложения и технологии . 8 (2): 118–136. DOI : 10.13182 / NT8-2-118 .
- ^ «NSTF в Аргонне: пассивная безопасность и отвод остаточного тепла для перспективных конструкций ядерных реакторов» . Аргоннская национальная лаборатория . Проверено 20 января 2014 года .
- ^ «Заключительный отчет NEUP 09-781: Экспериментальные исследования систем водяного охлаждения полости реактора NGNP» . inlportal.inl.gov .
- ^ «Реферат награжден NEUP: Моделирование и проверка испытаний системы охлаждения полости реактора воздухом» . inlportal.inl.gov .
Внешние ссылки
- Испытательная установка теплоотвода при останове естественной конвекции (NSTF) в Аргоннской национальной лаборатории