proatom.ru - сайт агентства ПРоАтом
Журналы Атомная стратегия 2021 год
  Агентство  ПРоАтом. 24 года с атомной отраслью!              
Навигация
· Главная
· Все темы сайта
· Каталог поставщиков
· Контакты
· Наш архив
· Обратная связь
· Опросы
· Поиск по сайту
· Продукты и расценки
· Самое популярное
· Ссылки
· Форум
Журнал
Журнал Атомная стратегия
Подписка на электронную версию
Журнал Атомная стратегия
Атомные Блоги





Обсудим?!
Способствует ли безопасности атомной отрасли закрытость (усиление режима)?
Да
Нет
Сильнее влияют другие факторы

Результаты
Другие опросы
Подписка
Подписку остановить невозможно! Подробнее...
Задать вопрос
Наши партнеры
PRo-движение
АНОНС
Вышло в свет второе издание двухтомника Б.И.Нигматулина. Подробнее
PRo Погоду

Сотрудничество
Редакция приглашает региональных представителей журнала «Атомная стратегия» и сайта proatom.ru. Информация: (812) 438-32-77, E-mail: pr@proatom.ru Савичев Владимир.
Время и Судьбы

[20/01/2021]     Использование прямодействующей АЗ для повышения безопасности ядерных реакторов

В.А. Узиков, ведущий инженер-технолог ГНЦ НИИАР

Отличие прямодействующей аварийной защиты ядерных реакторов (A3) от традиционной автоматической заключается в том, что в ней не используется внешняя цепь контроля и управления, а управляющее устройство срабатывания расположено внутри исполнительного механизма.  Тем самым исключается возможность ошибочного или несанкционированного вывода A3 из строя [1].



Аварии в реакторе приводят к таким нарушениям режимных параметров, как уменьшение расхода и повышение температуры теплоносителя, изменение давления, увеличение нейтронного потока.

В зависимости от типа регулирующего органа (поглощающие стержни, шарики, диски, сборки пэлов, жидкий или газовый поглотитель) в прямодействующей A3 известны следующие устройства удержания поглотителя вне активной зоны: обратные клапаны, электромагниты, разрывные диафрагмы, упругие мембраны, плавкие элементы, механические элементы (захваты, распорки, упоры, штифты, шариковые стопоры, пробки), а также возможно использование перепада давления [1].

В аварийных ситуациях в устройствах удержания происходят изменения, которые условно можно разделить на первичные (реагирующие на нарушения в реакторе) и вторичные (реагирующие на первичные изменения). К первичным относятся плавление плавкого элемента, искривление биметаллического элемента, тепловое расширение специального элемента, расширение (сжатие) сильфона, разрыв диафрагмы, прогиб мембраны, нагрев терморезистора, нагрев магнитного элемента с заданной температурой точки Кюри, нагрев и увеличение давления газового поглотителя. Ко вторичным изменениям относятся открытие запорной пробки, сдвиг или ломка удерживающего стопора, уменьшение магнитной силы, размыкание электроконтакта, испарение жидкого поглотителя и др.[1].

Плавкие элементы используют в качестве запорных пробок, контейнеров для поглотителя, звеньев соединения стержня с держателем, фиксаторов захватов, элементов, поддерживающих давление. Эти элементы нагреваются при увеличении нейтронного потока (для чего их делают в контакте или в сплаве с нейтронно-поглощающим и тепловыделяющим веществом), или при повышении температуры обтекающего теплоносителя. На основе анализа предлагаемых патентных решений прямодействующей аварийной защиты, авторы работы [1] приходят к выводу, что эти системы, по-видимому, целесообразно применять лишь в дополнение к аварийной защите, срабатывающей автоматически по сигналу из внешней логической системы и проектное быстродействие которой обеспечивает надежную остановку реактора во всех возможных аварийных ситуациях. Прямодействующая A3 может быть более грубой и срабатывать в случае аварийного отказа или случайного, безответственного или преднамеренного отключения основной A3 [1].

Известные в настоящее время преобразователи аварийного сигнала, основанные на нагреве специальных элементов, имеют задержку по времени до срабатывания, поэтому их, прежде всего, рекомендуют для реакторов с газовым или жидкометаллическим теплоносителем, где в аварийных ситуациях имеет место большой градиент температуры теплоносителя до подъема мощности реактора. Использование же «температурных» чувствительных элементов, реагирующих на рост нейтронного потока, ограничено. При экспоненциальном разгоне реактора в начальные моменты времени имеет место медленный подъем мощности, чувствительные элементы слабо нагреваются и их срабатывание запаздывает [1]. Это усугубляется тем, что в наиболее распространенных водо-водяных реакторах разогрев самих твэлов во многих аварийных ситуациях (увеличение нейтронного потока, падение давления в контуре, снижение расхода и увеличение температуры теплоносителя) может носить скачкообразный характер из-за возникновения кризиса теплоотдачи. Учитывая это, прямодействующую аварийную защиту для водо-водяных реакторов предлагается строить на принципе схожести механизмов разрушения как самих твэлов, так и специальных элементов, удерживающих поглотитель. Это позволяет сделать сопоставимыми скорости тепловых процессов в твэлах и управляющем устройстве аварийной защиты и начать ввод отрицательной реактивности до опасного повышения температур твэлов.

По приведенной в [1] классификации предлагаемый принцип защиты следует отнести к аварийной защите с плавкими вставками. 

Принцип  работы устройств  прямодействующей аварийной защиты с упреждающим развитием кризиса теплоотдачи 

Одним из определяющих факторов разрушения твэлов в водо-водяных реакторах   является  кризис теплоотдачи при кипении,  приводящий  к  резкому  повышению  температуры  оболочки твэла, её плавлению и выходу топливной композиции в теплоноситель [2].

Современные исследования   однозначно   указывают   на  локальный характер  кризиса  в  пучке  твэлов,  то  есть  кризис  возникает   на поверхности,  около  которой  паросодержание  оказывается  наивысшим в пучке [3].

 Исходя из этих данных,  принцип работы предлагаемой аварийной защиты прямого действия основывается на  упреждающем развитии кризиса в локальной области (ЛО) защитного устройства, прилегающей к разрушаемому,  например  легкоплавкому  элементу,  что приводит к нарушению целостности перегородки, удерживающей поглотитель нейтронов и вводу его (а следовательно, отрицательной  реактивности)  в  активную зону с  последующим снижением мощности энерговыделения.  Это позволяет предотвратить  или смягчить последствия возникновения кризиса теплоотдачи на  твэлах  и  не допустить выхода топливной композиции в   теплоноситель.

Для организации упреждающего развития кризиса в ЛО защитного устройства необходимо наличие следующих факторов:

·      достаточная величина плотности теплового потока в ЛО, определяемая энерговыделением в топливе, находящемся в защитном устройстве;

·      соответствующие необходимому запасу до кризиса условия теплосъема с поверхности.

Необходимую (с точки зрения запаса до кризиса) величину теплового потока в ЛО можно обеспечить увеличением отношения мощности энерговыделения  в устройстве к эффективной площади в ЛО (под эффективной площадью теплосъема подразумевается площадь, через которую отводится основная доля выделяемого в устройстве тепла, рис.1).

Еще один путь достижения необходимого запаса до кризиса теплоотдачи заключается в искусственном ухудшении условий теплоотдачи с поверхности теплосъема в ЛО (рис. 2.). Это достигается, например, в создании кольцевого канала вокруг поверхности теплосъема, массовая скорость теплоносителя через  который уменьшена по сравнению с номинальной массовой скоростью в активной зоне.

Описанный принцип может быть реализован в компактных автономных устройствах прямодействующей защиты, с возможностью установки их непосредственно в тепловыделяющую сборку на место одного из твэлов и позволяющих вводить отрицательную реактивность  в различных аварийных  ситуациях. 

Примеры возможной конструкции  устройств

На рис.2  изображен  продольный  разрез двух типов устройства для аварийного снижения реактивности, построенных на упреждающем развитии кризиса теплоотдачи, различающихся  условиями теплоотвода от локальной области (ЛО).

Первый тип конструкции (рис.2, а,б)  основан на снижении запаса до кризиса в ЛО до требуемого значения путем создания кольцевого канала, размеры и конструкция которого обеспечивают необходимое уменьшение массовой скорости около поверхности теплосъема с учетом  имеющейся мощности энерговыделения. Преимуществом данного типа является возможность расположения разрушаемой перегородки, удерживающей поглотитель, в любом удобном месте активной зоны, в том числе и на периферии (вверху или внизу), что позволяет снизить мощность энерговыделения в устройстве и, соответственно, количество находящегося там топлива. Недостатком является сложность расчета параметров конструкции и обоснования работоспособности устройства в широком диапазоне  аварийных ситуаций (изменение расхода и температуры теплоносителя, снижения давления в реакторе, рост мощности).

Второй тип конструкции (рис.2, в) основан на использовании идентичности условий теплосъема в ЛО устройства и на соседних твэлах. Требуемое снижение  запаса до кризиса обеспечивается только лишь за счет увеличенной (по сравнению с соседними твэлами) плотности теплового потока в ЛО устройства, тогда как остальные параметры (массовая скорость, гидравлический диаметр, энтальпия и давление теплоносителя и т.д.) остаются такими же, как и на твэлах. Преимуществом данного типа является простота конструкции, простота расчета, а так же высокая надежность. К недостаткам можно отнести трудности с теплоотводом от топлива (пробки), возникающие после срабатывания устройства.

Рис.2. Примеры возможной конструкции устройств прямодействующей аварийной защиты: а, б – с ухудшенными условиями теплосъема в ЛО, в ,г – с условиями теплосъема в ЛО, аналогичными условиям на твэлах:

 1 - хранилище поглотителя нейтронов; 2 - поглотитель нейтронов; 3 - пробка с топливом; 4  - кольцевая  полость,   заполненная топливом;  5 -  кольцевой канал,  определяющий режим охлаждения;  6 - канал, располагаемый в активной зоне; 7 - вытеснитель

Устройство работает  следующим  образом.  При  нормальной  работе тепловыделяющей сборки с установленным в ней устройством, когда  температура  оболочки и топлива не превышает  допустимых пределов, припой удерживает  пробку, не допуская попадания  поглотителя  в  активную зону.   В  аварийной ситуации в локальной области  кризис теплоотдачи начинается  раньше,  чем  на твэлах, в соответствии с заданным в ЛО уменьшением запаса до кризиса. Это приводит к скачкообразному повышению температуры на  участке  разрушаемого  элемента,  плавлению  припоя  и отрыву  пробки  под  действием приложенных к ней сил (давления газа в хранилище поглотителя нейтронов, пружины и т. д.). Поглотитель устремляется в  область активной зоны, что ведет  к быстрому вводу отрицательной реактивности,  а следовательно, к снижению мощности и предотвращению (или остановке) кризиса на  твэлах.

Для дальнейшей эксплуатации ТВС необходимо заменить отработанное устройство, и если это энергетический, а не исследовательский бассейновый реактор, то операция по замене представляет основную проблему данного типа устройств.  

Оценка работоспособности устройства для параметров реактора ВВЭР-1000

Оценка работоспособности устройства, построенного на описываемом принципе защиты прямого действия, оценена на примере применимости к реакторной установке с параметрами, аналогичными ВВЭР-1000. Необходимые для расчета параметры приведены в таблице 1 [6].

Таблица 1

Некоторые характеристики реакторных установок типа ВВЭР - 1000

Параметр

Размерность

Значение

Удельная энергонапряженность топлива (средняя)

кВт/кг

45,5

Удельная энергонапряженность топлива (макс.)

кВт/кг

95,55

Объемная энергонапряженность топлива (макс.)

Вт/м3

9,94× 108

Плотность теплового потока (средняя)

МВт/м2

0,55

Плотность теплового потока (максимальная)

МВт/м2

1,14

Скорость теплоносителя в активной зоне

м/с

5,3

Температура на входе в реактор

°С

290

Средняя температура на выходе из реактора

°С

322

Коэффициент запаса до кризиса

-

2,6

Диаметр твэла наружный

м

9,1

Толщина оболочки твэла

м

0,65

Для расчета выберем наиболее простую конструкцию устройства (рис.1,б и рис.2,в). Устройство установлено в тепловыделяющую сборку реактора на место одного из твэлов или кластера. Условия теплодачи от локальной области устройства аналогичны условиям теплоотдачи от окружающих твэлов, так как геометрические размеры и форма аналогичны.

На рис.3 приведена расчетная осесимметричная схема устройства, используемая в программе расчета температурных полей «ТЕМП» [4], а на рис.4 показана соответствующая зависимость плотности теплового потока в локальной области от объемной энергонапряженности топливной композиции в пробке устройства и от отношения длины поверхности локальной области (ширины кольца припоя) Lлок к длине топливного сердечника в пробке Lтопл.

Рис. 3 Схема для расчета температурных полей: 1 - припой; 2 - топливная композиция; 3 - корпус устройства; 4 - корпус пробки.

 

Рис.4. Зависимость плотности теплового потока (Qs) в локальной области устройства от объемной энергонапряженности топлива (Qv) и от отношения  длины поверхности локальной области (ширины кольца припоя) к длине топливного сердечника в пробке (Lлок/Lтопл).

Для параметров реактора ВВЭР-1000 критическая плотность теплового потока в тепловыделяющих сборках определяется по формуле [7]:

где х – относительная энтальпия; rw -массовая скорость (кг/(м2 с)); р – давление (МПа).

Расчетные   значения   критической  плотности  теплового потока  составляют ~3 МВт/м3, а максимальная плотность теплового потока в наиболее напряженных твэлах – 1,14 МВт/м3 (запас до кризиса ~ 2,6). Для реализации упреждающего развития кризиса теплоотдачи в локальной области устройства защиты, были подобраны такие параметры объемной энергонапряженности топливной композиции  и ширины кольца припоя, что запас до кризиса снизился до 1,3 (таблица 2).

Таблица 2

Параметры устройства защиты

параметр

размерность

значение

Теплопроводность топлива в пробке

Вт/м К

208

Теплоемкость топлива в пробке

Дж/кг К

404

Плотность топлива

кг/м3

9240

Температура плавления топлива

С

964

Температура плавления припоя

С

600

Объемная энергонапряженность топлива

Вт/м3

7,8× 108

Плотность теплового потока

МВт/м2

2,26

Наружный диаметр пробки

мм

7,2

Высота топливного сердечника в пробке

мм

25

Диаметр топливного сердечника в пробке

мм

6,6

Наружный диаметр канала

мм

9,1

Внутренний диаметр канала

мм

7,72

Коэффициент запаса до кризиса

-

1,32

В качестве топливной композиции в устройстве защиты наиболее приемлемым представляется использование порошка двуокиси урана в медной матрице, позволяющей резко увеличить теплопроводность, а следовательно, снизить температуру в центре пробки.

Для примера аварийной ситуации выбрана реактивностная авария с мгновенным введением положительной реактивности r=0,004 (среднее значение постоянной распада l = 0,077 с-1, время жизни мгновенных нейтронов l = 2×10-4с [2], доля запаздывающих нейтронов b = 0,0064 [5]). В одногрупповом приближении решение уравнения кинетики дает динамику изменения относительной плотности потока нейтронов, приведенную на рис.5 [5].

Рис.5. Изменение относительной плотности потока нейтронов при скачкообразном введении положительной реактивности (r=0,004; l =2×10-4с)

Резкое увеличение мощности приводит кризису теплоотдачи в локальной области устройства, и через ~0,2 с температура припоя (рис.6, момент времени А) возрастает примерно на 100 °С, что, при условии соответствующего подбора припоя, вполне достаточно для потери им прочностных свойств и отрыва пробки под действием избыточного давления в напорной емкости с поглотителем. При этом, под действием перепада давления,  поглотитель впрыскивается в активную зону в течении 0,2¸0,5 с.

После отрыва пробки теплоотдача от нее происходит, в основном, за счет излучения от боковой поверхности и от присоединенного к пробке стержня.

Если консервативно принять, что кризис теплоотдачи на максимально напряженных твэлах начнется одновременно с кризисом теплоотдачи в локальной области устройства (реально кризис на твэлах должен начаться позже из-за большего запаса до кризиса), то сравнивая динамику изменения температур в области разрушаемого элемента защитного устройства и в максимально напряженном твэле (рис.6) видно, что ввод поглотителя при рассматриваемой аварийной ситуации начнется раньше, чем температура в топливном сердечнике достигнет температуры плавления топлива UO2 (2880°C), а температура оболочки достигнет температуры пароциркониевой реакции (начало реакции при 950°C, а самоподдерживающейся реакция становится при температуре, выше 1200°C [3]).

Рис.6.  Изменение температуры в максимально напряженном твэле и устройстве защиты при скачкообразном введении положительной реактивности (А – момент повышения температуры припоя на 100°С; В – момент начала пароциркониевой реакции (950°С); С - момент начала самоподдерживающей циркониевой реакции (1200°С))

В случае аварии с уменьшением расхода теплоносителя, роста энерговыделения в активной зоне не происходит, а кризис наступает за счет уменьшения критических тепловых потоков при уменьшении скорости теплоносителя. При этом, темп разогрева как в устройстве, так и в твэлах примерно в 2,5 раза ниже, чем приведенный на рис.6, и соответственно увеличивается промежуток времени между срабатыванием устройства и расчетным временем пароциркониевой реакции (А-В и А-С, рис.6).

Этот промежуток времени следует увеличить еще и на разницу времени наступления кризиса в устройстве и на наиболее напряженном твэле, которая напрямую зависит от динамики снижения расхода. Это позволяет сделать вывод о хорошем быстродействии рассматриваемого принципа защиты и о его эффективности В работе [1] приведен комплекс 26 критериев, рассматриваемый как инструмент для быстрой экс­пертной оценки безопасности разрабатываемых, действующих или модернизируемых установок в целях их анализа, сравнения (с прототипами и вариантов между собой), выявления узких мест и их устранения. Ниже этот критериальный комплекс рассматривается   применительно к оснащению водо-водяной реакторной установки устройством аварийной защиты прямого действия, использующим явление кризиса теплоотдачи.

1. Самозащищенность. Оснащение ТВС или активной зоны рассматриваемыми пассивным устройством аварийной защиты (ПУАЗ) повышает самозащищенность РУ, так как при опасном повышении мощности реактора, приводящем к опасности возникновения (или возникновению) кризиса теплоотдачи на твэла, независимо от внешних факторов, срабатывает механизм ввода отрицательной реактивности и реактор глушится.

2. Оснащенность. Реакторная установка оснащается дополнительно независимой системой остановки, срабатывающей при достижении опасных параметров.

3. Обеспеченность функций. Рассматриваемое устройство безопасности не мешает функции управления при нормальной эксплуатации, обеспечивает остановку реактора при проек­тных авариях и дублирование (страхование) функции остановки при непроектном от­казе основной системы остановки.

4. Структурное деление систем. Подсистемы,  обеспечивающие защитное действие устройства (исполнительная, управляющая и обеспечивающая) полностью автономны и не связаны с другими системами защиты

5. Постоянство выполнения функций. Функция безопасности устройства (аварийного ввода отрицательной реактивности)  обеспечивается постоянно, когда установка работает и когда остановлена.

6. Автоматичность. Устройство срабатывает автоматически при достижении режимным параметром аварийного значения – снижения локального запаса до кризиса ниже установленного значения. 

7. Обеспечение быстродействия. Быстродействие устройства превосходит быстродействие любых подавляемых (данным средством) аварийных про­цессов и/или их сочетаний, приводящих к превышению установленных пределов без­опасности. Это достигается идентичностью физических эффектов срабатывания устройства и разрушения активной зоны (кризис теплоотдачи), а также правильным конструктивным исполнением ПУАЗ, что обеспечивает упреждающее срабатыванию его по сравнению с опасным развитием аварийной ситуации в активной зоне.

8. Безопасный отказ. Отказобезопасность. Отказ устройства в виде ложного срабатывания приведет к вводу отрицательной реактивности в активную зону, что не приводит к опасным последствиям. Вероятность отказа устройства в аварийной ситуации сильно зависит от конкретной конструкции и может быть сведена к минимуму, например, за счет выполнения отрывного и крепежного элементов с конусными поверхностями (рис.1, а), что исключит  возможность заклинивания при плавлении разрушаемого элемента (припоя). Это приводит к тому, что устройство, скорее, сработает ложно, чем откажет, то есть удовлетворяет критерию отказобезопасности.

9. Резервирование структурное. Ввиду ограниченности физических размеров и упрощенности устройств, устанавливаемых в ТВС, наиболее рациональной представляется одноканальная структура, без резервных элементов. Этот недостаток может компенсироваться увеличением числа устройств в активной зоне, т.е. избыточностью самих устройств.    

10. Резервирование временное.  Временное резервирование обеспечивается за счет принципа работы защитного устройства, подразумевающего упреждающее развитие опасного явления (кризиса теплоотдачи) на самом устройстве по сравнению со временем начала опасных процессов на твэлах.

11. Резервирование функциональное. Можно выделить еще одну функцию, помимо аварийной защиты реактора, которую может выполнять устройство при его установке в ТВС. Эта функция обеспечения ядерной безопасности при хранении и транспортировке отработавших ТВС.

12. Резервирование информационное. Ввиду полной автономности устройств информационное резервирова­ние, т.е. обеспечение избыточной информацией (контроль не основных косвенно вли­яющих параметров) излишне.

13. Независимость (по функциям и размещению). Применение рассматриваемых устройств полностью удовлетворяет данному критерию, так как обеспечивает фун­кциональное и физическое (пространственное) разделение систем безопасности, причем, отказ одной системы (канала, элемента) не приводит к отказу других средств безопасности.

14. Разнообразие, разнотипность, неодинаковость. В рассматриваемой системе  безопасности применяются средства, отличные по принципу дей­ствия, конструктивному исполнению, агрегатному состоянию, размещению, источни­кам энергии и элементной базе от основной системы остановки реактора. Так, если в основной системе остановки применяются твердотельные (стержневые) тягоприводные рабочие органы, вводимые в зону силой тяжести, в рассматриваемой системе остановки используется текучий поглотитель (в жидком или сыпучем состоянии), без приводных тяг, вводимый в зону собственным давлением.

15. Эшелонирование (защита в глубину). ПУАЗ должны быть разработаны и настроены  таким образом, что их срабатывание происходит лишь в случае невыполнения заданной функции защиты основной системой защиты, когда параметры работы (расход, мощность, давление, температура, паросодержание) и их сочетание достигают действительно опасных значений, угрожающих наступлением кризиса теплоотдачи на твэлах. 

16. Пассивность (срабатывания). Рассматриваемые устройства наиболее полно удовлетворяют этому критерию, так как срабатывание должно происходить непосредственно от аварийного события (режимных параметров или их сочетания), не требуют для срабатывания подачи энергии и/или включения (функциони­рования) других (прежде всего управляющих) систем. 

17. Защищенность от внешних воздействий (со стороны посторонних предметов и людей). Рассматриваемые устройства безопасности в процессе выполнения ими своих основных функций находятся в корпусе реактора (практически недоступное место), а, следовательно, защищены от внешних воздействий, в том числе от неумелых и/или злонамеренных действий. Срабатывание устройств рассчитано и на случай несанкционированных действий – никакие внешние воздействия не приводят к потере функций.

18. Контролируемость (готовности и факта срабатывания). Устройства пригодны к проведению контроля при вводе в эксплуатацию и в течение всего срока службы для указания состояния исполнительных средств (готовности и факта срабатывания), например, по наличию жидкого или сыпучего поглотителя в емкости, а также по давлению внутри корпуса устройства. Наличие поглотителя в сбросной камере может контролироваться, например, индуктивным методом, по давлению или по изменению электросопротивления.  Следует отметить ограниченность контролируемости применительно к рассматриваемым устройствам ввиду их одноразовости. По этой причине невозможно провести проверку работоспособности конкретных устройств в целом и ее составных элементов, а также испытания на соответствия проектным показателям без их срабатывания, что влечет выход устройств из строя и непригодность к дальнейшей эксплуатации. Попытка создания многоразовых устройств подобного типа, вероятно, приведет к необоснованному усложнению и удорожанию.

19. Опробованность в штатных условиях. Удовлетворение этому критерию потребует проведения большого объема экспериментальных работ (в том числе в реакторных условиях), для чего могут быть использованы, например, петлевые установки исследовательских реакторов, а так же экспериментальные стенды с использованием электронагрева. С точки зрения разработки реальных ПУАЗ, использующих явление кризиса теплоотдачи, этот этап является, пожалуй, наиболее сложным и дорогостоящим.

20. Посвященность (одной цели). Устройство предназначается и используется для выполнения одной целевой функции – вводу положительной реактивности в активную зону при достижении опасных значений технологических параметров и функционально отделено от систем нормальной эксплуатации.

21. Низкая энергонапряженность энергоустановки и ее средств без­опасности. Если первая часть критерия может и должна быть выполнена, то со второй частью, относительно рассматриваемого устройства, ситуация сложнее. Именно более высокая энергонапряженность в локальной области защитного устройства обеспечивает выполнение защитного действия в аварийной ситуации, поэтому есть ограничения в создании щадящих условий работы для всех элементов и в отсутствии там экстремаль­ных условий. Необходимо учитывать, что меньший запас до кризиса теплоотдачи в защитном устройстве по сравнению с запасом до кризиса в активной зоне – есть ключевой фактор принципа работы данной системы защиты.

22. Модульность энергоустановки и ее средств безопасности (ампульность). Рассматриваемое устройство полностью удовлетворяет данному критерию, что обеспечивает его заменяемость и возможность технического усовершенствования, с заменой устройств на улучшенные.

23. Простота конструкторских решений и обслуживания энергоуста­новки и ее средств безопасности. В части простоты конструкторских решений данные устройства защиты могут легко удовлетворить этому критерию. Что же касается обслуживания энергоустановки и ее средств безопасности в случае срабатывания устройства, то, вероятно, придется выгружать ТВС с отработанным устройствам, и заменять ее свежей.   

24. Безвредность действия (для окружения). Ампульность устройства, при надлежащей толщине стенок корпуса, обеспечивает отсутствие его влияния на окружение, так как все процессы происходящие при срабатывании ограничиваются корпусом (оболочкой) устройства.

25. Дружественность средств безопасности оперативному персоналу. Полная автономность устройства исключает влияние на него со стороны оперативного персонала, а, значит, позволяет сосредоточиться персоналу на других системах безопасности, обеспечивая благоприятные условия для принятия правильных реше­ний.

26. Доведение действия до конца. Простота конструкции и алгоритма действия устройства позволяет доводить до конца защитное действие (ввод положительной реактивности) при наступлении кризиса теплоотдачи в локальной области, приводящего к плавлению припоя и отрыву пробки, удерживающий поглотитель от ввода в активную зону.

Сводные результаты экспертной оценки представлены в таблице 3.

Таблица.3

Результаты экспертной оценки ПУАЗ на основе кризиса теплоотдачи

 

№ п/п

Критерий

Экспертная оценка

1

Самозащищенность

++

2

Оснащенность

++

3

Обеспеченность функций

++

4

Структурное деление систем

++

5

Постоянство выполнения функций

++

6

Автоматичность

++

7

Обеспечение быстродействия

++

8

Безопасный отказ. Отказобезопасность.

++ . +

9

Резервирование структурное

+ –

10

Резервирование временное

++

11

Резервирование функциональное

++

12

Резервирование информационное

–  +

13

Независимость (по функциям и размещению)

++

14

Разнообразие, разнотипность, неодинаковость

++

15

Эшелонирование (защита в глубину)

++

16

Пассивность (срабатывания)

++

17

Защищенность от внешних воздействий (со стороны посторонних предметов и людей)

+

18

Контролируемость (готовности и факта срабатывания)

+

19

Опробованность в штатных условиях

–  +?

20

Посвященность (одной цели)

++

21

Низкая энергонапряженность энергоустановки и ее средств без­опасности

  + –

22

Модульность энергоустановки и ее средств безопасности (ампульность)

++

23

Простота конструкторских решений, обслуживания энергоуста­новки и ее средств безопасности

+

24

Безвредность действия (для окружения)

++

25

Дружественность средств безопасности оперативному персоналу

++

26

Доведение действия до конца

++

Условные обозначения: (++) – полностью удовлетворяет; (+) – в большей степени удовлетворяет; (+ –)  – удовлетворяет частично; (–  +) –  требует улучшения.

Этот критериальный анализ позволяет говорить о имеющихся достоинствах пассивных устройств аварийной защиты (ПУАЗ) на основе использования такого явления, как кризис теплоотдачи, а, следовательно, и о возможной перспективности разработок устройств аварийной защиты данного типа.

Конечно же, приведенные выше доводы не являются бесспорными, поэтому данный материал может рассматриваться в только качестве дополнительной информации для специалистов, проектирующих системы аварийной защиты ядерных реакторов.

Заключение

1.    Рассматривается принцип работы прямодействующей аварийной защиты, основывающийся на упреждающем развитии кризиса теплоотдачи в локальной области (ЛО) защитного устройства, прилегающей к удерживающему поглотитель нейтронов разрушаемому   (например  легкоплавкому)  элементу,  что позволяет обеспечить необходимое быстродействие и защиту в широком диапазоне аварийных ситуаций (снижение расхода и повышение температуры теплоносителя, изменение давления в первом контуре, повышение мощности реактора).

2.    Простота и компактность предлагаемых устройств позволяет размещать их в местах расположения твэлов, что дает возможность обеспечивать защиту крупных энергетических реакторов от локального разгона.

3.    Приведены варианты конструктивного исполнения устройств защиты прямого действия, основанные на описанном выше принципе.

4.    Проведена оценка работоспособности одного из вариантов устройства защиты применительно к параметрам реактора ВВЭР-1000, для чего оценено время срабатывания устройства при аварийной ситуации и показано, что это время достаточно для предотвращения опасного повышения температуры в наиболее энергонапряженном твэле.

 

         Список   литературы    

1.    Ионайтис Р.Р., Шведов Н.Л. Прямодействующая аварийная защита. – Атомная техника за рубежом, 1988, №1 с. 10-16.

2.    Самойлов О.Б., Усынин Г.Б.,  Бахметьев А.М., Безопасность ядерных энергетических установок, М., Анергоатомиздат, 1989 г.

3.    Кириллов П.Л. и др. Справочник по теплогидравлическим расчетам, М., Энергоатомиздат, 1990 г.

4.    Программа для ПВМ «Расчет температурных полей в узлах энергетического           оборудования "ТЕМП"»,    Описание применения,  8624606.00292-013102-ЛУ, МАЭП ОКБ "Гидропресс",1990 г

5.    Деменьтьев Б.А., Кинетика и регулирование ядерных реакторов, М., Энергоатомиздат, 1986 г.

6.    Тепловые и атомные электрические станции, справочник, под общ. ред. В.А.Григорьева и В.М. Зорина, М., Энергоатомиздат, 1982 г.

7.    Теплофизика безопасности атомных электростанций: монография / А.А. Ключников и др.; НАН Украины, Ин-т проблем безопасности АЭС. – Чернобыль (Киев. обл.); Институт проблем безопасности АЭС, 2010,

 

 
Связанные ссылки
· Больше про Атомная наука
· Новость от Proatom


Самая читаемая статья: Атомная наука:
Сомнений не осталось, LENR существует

Рейтинг статьи
Средняя оценка работы автора: 3
Ответов: 3


Проголосуйте, пожалуйста, за работу автора:

Отлично
Очень хорошо
Хорошо
Нормально
Плохо

опции

 Напечатать текущую страницу Напечатать текущую страницу

"Авторизация" | Создать Акаунт | 31 Комментарии | Поиск в дискуссии
Спасибо за проявленный интерес

Re: Использование прямодействующей АЗ для повышения безопвсности ядерных реакторов (Всего: 0)
от Гость на 20/01/2021
Сразу из названия появляется вопрос:как бороться с ложными срабатываниями такой системы?



[ Ответить на это ]


Re: Использование прямодействующей АЗ для повышения безопвсности ядерных реакторов (Всего: 0)
от Гость на 20/01/2021
Что это за термин - безопвсности  ?
И зачем два раза  . . . выложено ?


[
Ответить на это ]


Re: Использование прямодействующей АЗ для повышения безопвсности ядерных реакторов (Всего: 0)
от Гость на 20/01/2021
Расчетные   значения   критической  плотности  теплового потока  составляют ~3 МВт/м3
Плотность теплового потока = мощность / на ед. площади, а не объема


[
Ответить на это ]


Re: Использование прямодействующей АЗ для повышения безопвсности ядерных реакторов (Всего: 0)
от Гость на 20/01/2021
МВт/м3 естественно опечатка, прошу прощения,  ( в таблице единицы плотности теплового потока приведены корректно).


[
Ответить на это ]


Re: Использование прямодействующей АЗ для повышения безопвсности ядерных реакторов (Всего: 0)
от Гость на 20/01/2021
Ложные срабатывания -  это бесспорный недостаток такой защиты.  Такая система может быть применима лишь после длительного и тщательного тестирования и набора статистики по ложному срабатыванию при проведении большого количества экспериментов и отработанной технологии изготовления таких устройств защиты. Если быть реалистом, подобные системы в корпусных реакторах использовать проблематично из-за сложности их замены, а в бассейновых - без проблем - и это отражено в материале. Вообще то эта система в какой то мере перестраховка, но исходя из реальности ядерных катостроф такая перестраховка может быть оправданной
 


[
Ответить на это ]


Re: Использование прямодействующей АЗ для повышения безопвсности ядерных реакторов (Всего: 0)
от Гость на 20/01/2021
Может лучше про LENR, или тема уже закрыта?


[ Ответить на это ]


Re: Использование прямодействующей АЗ для повышения безопвсности ядерных реакторов (Всего: 0)
от Гость на 20/01/2021
Если бы подобная система с вводом или впрыском поглотителя при превышении пределов нормальной эксплуатации была на Чернобыльской АЭС, то её невозможно бы было отключить никакому персоналу, и не возникли бы проблемы с цезием, америцием да и и много еще чем...


[ Ответить на это ]


Re: Использование прямодействующей АЗ для повышения безопвсности ядерных реакторов (Всего: 0)
от Гость на 20/01/2021
Да, и кстати, Чернобыльский РБМК - это не корпусной, а канальный реактор с постоянной перегрузкой ТВС, и там замена такой автономной системы аварийной защиты при ложном срабатывании не вызвала бы никаких проблем!


[
Ответить на это ]


Re: Использование прямодействующей АЗ для повышения безопвсности ядерных реакторов (Всего: 0)
от Гость на 20/01/2021
Замечания к принятым "допущениям" в модели реактивностной аварии:
- на Рис.5 [5]  представлена зависимость нейтронной мощности при указанных параметрах модели для реактора БЕЗ ОБРАТНЫХ СВЯЗЕЙ !
Поэтому реальное изменение нейтронной мощности в ВВЭР-1000 на мощности и с обратными связями, а соответственно и тепловой мощности, будет ОЧЕНЬ отличаться от представленной на Рис.5., а именно нейтронная мощность достаточно быстро будет снижаться до значения 1,25 в течении ~ 1 c.
Соответственно  температуры топлива и припоя для реальных условий должны быть пересчитаны.


[
Ответить на это ]


Re: Использование прямодействующей АЗ для повышения безопвсности ядерных реакторов (Всего: 0)
от Гость на 20/01/2021
"....Соответственно  температуры топлива и припоя для реальных условий должны быть пересчитаны." - очевидно, что Вы павы... С уважением, В.Узиков




[
Ответить на это ]


Re: Использование прямодействующей АЗ для повышения безопвсности ядерных реакторов (Всего: 0)
от Гость на 20/01/2021
"....Соответственно  температуры топлива и припоя для реальных условий должны быть пересчитаны." - очевидно, что Вы правы... С уважением, В.Узиков


[
Ответить на это ]


Re: Использование прямодействующей АЗ для повышения безопвсности ядерных реакторов (Всего: 0)
от Гость на 20/01/2021
Это интересная, но не новая тема, как автор и показал.Есть очевидные преимущества такой защиты, но есть и недостатки. О некоторых рассказали. Есть еще один недостаток. Эта защита работает только на одном заданном для срабатывания уровне мощности. Реально же требуется защита и на промежуточных уровнях мощности. С этим проблема. СВП


[
Ответить на это ]


Re: Использование прямодействующей АЗ для повышения безопвсности ядерных реакторов (Всего: 0)
от Гость на 20/01/2021
 «…Эта защита работает только на одном заданном для срабатывания уровне мощности. Реально же требуется защита и на промежуточных уровнях мощности. С этим проблема. СВП» – полагаю, что это не совсем так. Величина критического теплового потока зависит не только от плотности теплового потока (заданный уровень мощности), но также от массовой скорости, температуры и давления теплоносителя, а также от гидравлического диаметра. Последний может и должен быть подобран так, что запас до кризиса в локальной области защитного устройства, будет меньше чем, на запас до кризиса на максимально теплонапряженном твэле. В этом случае устройство АЗ сработает штатным образом и при меньшей мощности реактора, если снизятся расход теплоносителя через ТВС, давление в реакторе или оба параметра вместе. С уважением, В.Узиков  


[
Ответить на это ]


Re: Использование прямодействующей АЗ для повышения безопвсности ядерных реакторов (Всего: 0)
от Гость на 20/01/2021
«…Эта защита работает только на одном заданном для срабатывания уровне мощности. Реально же требуется защита и на промежуточных уровнях мощности. С этим проблема. СВП» – полагаю, что это не совсем так. Величина критического теплового потока зависит не только от плотности теплового потока (заданный уровень мощности), но также от массовой скорости, температуры и давления теплоносителя, а также от гидравлического диаметра. Последний может и должен быть подобран так, что запас до кризиса в локальной области защитного устройства, будет меньше чем, чем запас до кризиса на максимально теплонапряженном твэле. В этом случае устройство АЗ сработает штатным образом и при меньшей мощности реактора, если снизятся расход теплоносителя через ТВС, давление в реакторе или оба параметра вместе. С уважением, В.Узиков  


[
Ответить на это ]


Re: Использование прямодействующей АЗ для повышения безопвсности ядерных реакторов (Всего: 0)
от Гость на 20/01/2021
Вот именно, если снизится расход теплоносителя и/или его температура, а в рабочем диапазоне они у ВВЭР, практически,  постоянны. Как ни настраивай плавление или прорыв для срабатывания этой защиты, а уставку по мощности сделать переменной нельзя. В случае реактивностной аварии при работе реактора на пониженной мощности защита сработает поздно. Правда, от нее можно это и не требовать, например защита последнего рубежа. СВП


[
Ответить на это ]


Re: Использование прямодействующей АЗ для повышения безопвсности ядерных реакторов (Всего: 0)
от Гость на 20/01/2021
Но главная проблема с такой защитой, на мой взгляд, это как конструктивно разместить ее в уже спроектированном реакторе в условиях ограниченного пространства для таких "нововведений", да еще так, чтобы вынимать поглотитель после срабатывания не заглушая реактор и не открывая его крышки. СВП 


[
Ответить на это ]


Re: Использование прямодействующей АЗ для повышения безопвсности ядерных реакторов (Всего: 0)
от Гость на 20/01/2021
Публикация почему-то дважды появилась на сайте, и оба раза с опечаткой в названии в слове "безопасности". 


[ Ответить на это ]


Re: Использование прямодействующей АЗ для повышения безопасности ядерных реакторов (Всего: 0)
от Гость на 21/01/2021
Про критическую плотность теплового потока интересный нюанс.
Известна давно кривая, по игреку Ваты на кв см, по иксу атмосферы водяного пара.
Для 70 атмосфер (РБМК, BWR) вдвое меньше чем для 160 атмосфер (ВВЭР), в максимуме достигает 400 Ватт на кв.см и затем снижается при приближении к критической точке воды (374 Цельсия, 225 Атмосфер).

Вопрос: в ранних работах говорилось, что в условиях ионизирующего излучения реактора, когда есть ионы и электроны, коэффициент теплопроводности воды вырастает. Чуть не в полтора-два-три раза при нейтронном потоке 10^14. Точная величина была неизвестна.

Допускалось, что формально рассчитанный запас плотности теплосъёма до кризиса теплообмена по табличным даным полученным на стендах без ионизирующего излучения, то есть та кривая с максимумом 400 Вт на кв см - это оценка снизу. В то время как реальный запас вдвое выше.

Как с этим сейчас: считается ли что есть запас с поправкой на ионизирующее излучение в реакторе, и как его вычисляют?



[ Ответить на это ]


Re: Использование прямодействующей АЗ для повышения безопасности ядерных реакторов (Всего: 0)
от Гость на 21/01/2021
Критические тепловые потоки приходится определять через эксперимент, при этом это очень много влияющих факторов - плотность теплового потока,давление, температура и/или паросодержание теплоносителя, форма канала, теплоемкость твэла, состояние поверхности, динамика изменения параметров и т.д. К сожалению лучше всего (с учетом всех факторов)  определять это значение при реакторных испытаниях в специальных экспериментальных каналах, но это возможно лишь для очень малого числа экспериментальных точек, крайне дорого и с большими проблемами для радиационной защиты. В.Узиков


[
Ответить на это ]


Re: Использование прямодействующей АЗ для повышения безопасности ядерных реакторов (Всего: 0)
от Гость на 21/01/2021
Может лучше про LENR, или тема уже закрыта? ====

Лучше про защиты реакторов, где В. Узиков специалист. А все эти ХЯСы настолько мутны, что обсуждать их явно время не пришло. Кто хочет, пусть занимается. МОЛЧА ))


[
Ответить на это ]


Re: Использование прямодействующей АЗ для повышения безопасности ядерных реакторов (Всего: 0)
от Гость на 21/01/2021
"Лучше про защиты реакторов, где В. Узиков специалист "- кто это сказал, где его методы защита реакторов используются?. В ВВЭР, РБМК и т.д. там даже нет никаких упоминаний о применении каких-либо "изобретенных" им защитах. Где о них (его примененых защитах реакторов) можно почитать?


[
Ответить на это ]


Re: Использование прямодействующей АЗ для повышения безопасности ядерных реакторов (Всего: 0)
от Гость на 21/01/2021
Ну он все таки в НИИАР работает )) Стало быть видел реактор в живую. А ХЯС это нетривиальная физика, где он вряд ли готов по своему образованию. 


[
Ответить на это ]


Re: Использование прямодействующей АЗ для повышения безопасности ядерных реакторов (Всего: 0)
от Гость на 21/01/2021
"Критические тепловые потоки приходится определять через эксперимент, при этом это очень много влияющих факторов - плотность теплового потока,давление, температура и/или паросодержание теплоносителя, форма канала, теплоемкость твэла, состояние поверхности, динамика изменения параметров и т.д." - ну и где, например, в указанной вами формуле для расчета критического теплового потока его зависимость от плотности теплового потока?


[
Ответить на это ]


Re: Использование прямодействующей АЗ для повышения безопасности ядерных реакторов (Всего: 0)
от Гость на 22/01/2021
"...- ну и где, например, в указанной вами формуле для расчета критического теплового потока его зависимость от плотности теплового потока?"

При принятой и хорошо известной геометрии твэльного пучка ВВЭР, а также известной массовой скорости теплоносителя относительная энтальпия определяется именно плотностью теплового поток. В Узиков



[
Ответить на это ]


Re: Использование прямодействующей АЗ для повышения безопасности ядерных реакторов (Всего: 0)
от Гость на 22/01/2021
"относительная энтальпия определяется именно плотностью теплового поток. В Узиков" - ну и в каком месте надо знать этот тепловой поток?


[
Ответить на это ]


Re: Использование прямодействующей АЗ для повышения безопасности ядерных реакторов (Всего: 0)
от Гость на 22/01/2021
"Критические тепловые потоки приходится определять через эксперимент, при этом это очень много влияющих факторов - плотность теплового потока,давление, температура и/или паросодержание теплоносителя, форма канала, теплоемкость твэла, состояние поверхности, динамика изменения параметров и т.д."Интересно, каким образом теплоемкость твэла влияет на критический тепловой поток.


[
Ответить на это ]


Re: Использование прямодействующей АЗ для повышения безопасности ядерных реакторов (Всего: 0)
от Гость на 22/01/2021
Может и не стоило отвечать анониму на череду его странных вопросов от якобы «специалиста», но не для него, а для того чтобы показать читателям тупость его вопросов и комментариев дам ссылку и даже приведу цитату по поводу влияния теплоемкости на кризис:«ТЕПЛОФИЗИКА 82, Теплотехническая безопасность ядерных реакторов ВВЭР»
http://www.ispnpp.kiev.ua/wp-content/uploads/2017/mono/sharaevskiy-2012.pdf
Стр.23«4, ДИНАМИКА РАЗВИТИЯ КРИЗИСАЕсли говорить о допустимости входе в кризисный режим на несколько секунд необходимо учитывать тепловую инерцию натурного твэле, поскольку изменение температуры массивного стержня и тонкостенной трубки будет проходить неодинаково. Сравнительные опыты вряд ли дадут здесь полезную информацию, так как практически невозможно обеспечить тождественность начальных и граничных тепло гидравлических условий.»
Сто раз отвечал этому анониму – его верхний уровень ставить «единички», а не постить в комментариях свой бред. В.Узиков


[
Ответить на это ]


Re: Использование прямодействующей АЗ для повышения безопасности ядерных реакторов (Всего: 0)
от Гость на 22/01/2021
"ДИНАМИКА РАЗВИТИЯ КРИЗИСАЕсли говорить о допустимости входе в кризисный режим на несколько секунд необходимо учитывать тепловую инерцию натурного твэле, поскольку изменение температуры массивного стержня и тонкостенной трубки будет проходить неодинаково." -Ну вот, мы вошли в кризис на несколько секунд и вышли из него, а предозранитель уже поплавился и заглушил реакцию деления. Ну и зачем это надо. И как в указанной формуле учитывается теплоемкость твэл. Вы же на ее базе будете рассчитывать, например для кассеты ВВЭР, кризис в месте установки плавкого предохранителя установки. И, к томуже, указанная формула приведена для пучка стержней, а вам нужны локальные параметры в области твэл с предохранителем.


[
Ответить на это ]


Re: Использование прямодействующей АЗ для повышения безопасности ядерных реакторов (Всего: 0)
от Гость на 22/01/2021
" ..Ну вот, мы вошли в кризис на несколько секунд и вышли из него, .."
Опять комментарий того же уровня. Вход в кризис на реакторе ВВЭР на несколько секунд - это уже тяжелейшая авария. и плакать о расплавившемся предохранителе, мягко говоря, очень странно. Это Полное  непонимание что такое кризис теплообмена.  Полнейшее.  В.Узиков


[
Ответить на это ]


Re: Использование прямодействующей АЗ для повышения безопасности ядерных реакторов (Всего: 0)
от Гость на 21/01/2021
Прямодействующая АЗ - она же пассивная АЗ, о которой уже десятки лет пишут, приводят различные её виды и принципы срабатывания. Но, ... ничего. 


[ Ответить на это ]


Re: Использование прямодействующей АЗ для повышения безопасности ядерных реакторов (Всего: 0)
от Гость на 22/01/2021
Это правда, но... Идея встроенной пассивной защиты хороша. Почему ее до сих пор нет ?  Потому что много нерешенных проблем, как я ранее уже писал.Ее, практически, невозможно разместить в уже спроектированном реакторе.Она может работать, как предохранитель на последнем рубеже, для другого использования она мало приспособлена, уставка не меняется оперативно, да и после срабатывания ее так просто снова не "взведешь". Тем не менее, в новых проектах, почему бы не подумать о такой защите ? Я считаю, что идея хорошая, тем более, как оказалась, проверена временем. СВП 


[
Ответить на это ]






Информационное агентство «ПРоАтом», Санкт-Петербург. Тел.:+7(921)9589004
E-mail: info@proatom.ru, webmaster@proatom.ru. Разрешение на перепечатку.
За содержание публикуемых в журнале информационных и рекламных материалов ответственность несут авторы. Редакция предоставляет возможность высказаться по существу, однако имеет свое представление о проблемах, которое не всегда совпадает с мнением авторов Открытие страницы: 0.26 секунды
Рейтинг@Mail.ru