Войти
Системы безопасности реакторов с кипящей водой - это системы ядерной безопасности, построенные в рамках кипения водяные реакторы для предотвращения или уменьшения опасности для окружающей среды и здоровья в случае аварии или стихийного бедствия.
Как и реактор с водой под давлением, активная зона реактора BWR продолжает вырабатывать тепло от радиоактивного распада после деления Произошло отключение аварийной зоны в случае отказа всех систем безопасности и отсутствия теплоносителя в активной зоне. Также, как и реактор с водой под давлением, реактор с жидкой водой имеет отрицательный коэффициент пустот, то есть нейтронная (и тепловая) мощность реактора уменьшается по мере увеличения доли пара в жидкой воде внутри реактора..
Однако, в отличие от реактора с водой под давлением, которое не содержит пара в активной зоне реактора, внезапное увеличение давления пара в BWR (вызванное, например, срабатыванием главного пароизоляционного клапана (MSIV) из реактора) приведет к внезапному уменьшению соотношения пара к жидкой воде внутри реактора. Повышенное соотношение воды и пара к увеличению замедления нейтронов, что, в свою очередь, вызовет увеличение выходной мощности реактора. Этот тип события называется «переходным режимом давления».
BWR специально разработаны для реагирования на переходные процессы давления, имея «подавление давления». на «тип конструкции, которая сбрасывает избыточное давление с предохранительных клапанов ниже поверхности бассейна с жидкой водой внутри защитной оболочки, известной как« мокрый колодец »,« тор »или« бассейн подавления ». Все реакторы BWR используют ряд предохранительных / сбросных клапанов для избыточного давления, до 7 из них являются частями системы автоматического сброса давления (ADS) и 18 предохранительных клапанов сброса избыточного давления в моделях ABWR, только некоторые из которых должны работать, остановить повышение давления переходного процесса.. Кроме того, реактор уже будет быстро остановлен до того, как переходный процесс повлияет на корпус реактора (как описано в разделе «Система защиты реактора» ниже).
Из-за этого эффекта в BWR, рабочих компонентовх и системы безопасности, разработанные с намерением, чтобы ни один вероятный сценарий не мог вызвать повышение давления и мощности, превышающее способность системы быстро остановить реактор до того, как может произойти повреждение топлива или компонентов, пригодный теплоноситель реактора. В предельном случае нарушения режима ATWS (ожидаемый переходный процесс без аварийного останова) высокие уровни нейтронной мощности (~ 200%) возникли менее на секунду, после чего срабатывание SRV приведет к быстрому падению давления. Нейтронная мощность упадет до намного ниже номинальной мощности (диапазон 30% с прекращением циркуляции и, следовательно, зазор пустот) даже до того, как произойдет срабатывание ARI или SLCS. Тепловая мощность практически не пострадает.
На случай непредвиденных обстоятельств, в результате которых будут выведены из строя все системы безопасности, каждый реактор окружен защитной оболочкой, состоящей из 1,2–2,4 м (3,9–7, 9 футов) армированной стали., предварительный напряженный бетон, предназначенный для изоляции реактора от окружающей среды.
Однако здание защитной оболочки не защищает топливо в течение всего топливного цикла. Наиболее важно то, что отработавшее топливо длительное время находится за пределами первичной защитной оболочки. Типичный бассейн для хранения отработавшего топлива может вместить примерно в пять раз больше топлива в активной зоне. При повторной загрузке обычно выгружается одна другая активная зона, большая часть отработавшего топлива. Но если бы бассейн был опорожнен от воды, топлива, слитое из предыдущих двух дозаправок, все равно было бы достаточно «свежим», чтобы растаять при остаточном тепле. Однако циркалоевая оболочка этого топлива могла воспламениться во время сообщения. Возникший в результате пожар, вероятно, распространится на большую часть или все топливо в американской организации. Теплота сгорания в сочетании с теплотой распада, вероятно, приведет к переходу пограничного состояния в расплавленное состояние. Более, если огонь становится кислородным голоданием (вполне вероятно для пожара, расположенного на дне такой ямы), горячий цирконий отбирает кислород из топлива диоксид урана, образуя жидкую смесь металлический уран, цирконий, окисленный цирконий и растворенный диоксид урана. Это вызвало бы выброс продуктов деления из топливной системы, вполне сопоставимый с расплавленным топливом. Кроме того, бассейны выдержки отработавшего топлива BWR, хотя и замкнутые, почти всегда защищены за пределами первичной защитной оболочки. Образование водорода во время процесса, вероятно, приведет к взрыву и повреждению вторичной защитной оболочки. Таким образом, выброс в атмосферу более вероятен, чем для сопоставимой активной зоны реактора.
Система защиты реактора (RPS) - это система, компьютеризированная позже Модели BWR, которые предназначены для автоматического, быстрого и полного отключения и обеспечения безопасности ядерной системы системы пара ( NSSS - корпус реактора под давлением, насосы и водопроводные / паровые трубопроводы внутри защитной оболочки), когда произойдет какое-либо событие, которое может привести к реактору переходит в небезопасное рабочее состояние. Кроме того, РПС может автоматически запускать систему аварийного охлаждения активной зоны (САОЗ) при обнаружении нескольких сигналов. Для работы не требуется вмешательства человека. Тем не менее, операторы реактора могут при необходимости игнорировать части RPS. Если оператор распознает ухудшение состояния и знает, что сработает автоматическая система безопасности, он обучается упдающе активировать систему безопасности.
Если реактор работает на мощности или набирает мощность (т. Е. Если реактор находится в сверхкритическом состоянии; регулирующие стержни извлекаются до точки, когда реактор генерирует больше нейтронов, чем поглощает), связаны с безопасностью непредвиденные обстоятельства, которые могут, что потребует быстрого останова реактора или, западным ядерным языком, «SCRAM ». SCRAM - это запускаемое вручную или автоматически запускающее введение всех управляющих стержней в реакторе, которое приводит к снижению уровня тепловой мощности реактора в течение десятков секунд. ≈ 0,6% нейтронов испускаются продукты деления («запаздывающие» нейтроны ), которые рождаются через секунды или минуты после деления, все деление не может быть прекращено мгновенно, но вскоре возвращается к распаду тепловой энергии. уровни. SCRAMs могут быть инициированы операторами реактора, в то время как автоматические SCRAM запускаются на: запорный клапан или турбина управления клапанами закрытия
Схема типового корпуса высокого давления реактора BWR Хотя система защиты реактора предназначена для остановки реактора, ECCS предназначена для поддержания надлежащего охлаждения ядра. САОЗ представляет собой набор взаимосвязанных систем безопасности, которые предназначены для защиты топлива в корпусе высокого давления реактора, называемого «активная зона реактора», от перегрева. Пять критериев для САОЗ: предотвращение превышения максимального охлаждения оболочки твэла 2200 ° F, предотвращение окисления оболочки твэла более чем на 17%, предотвращение образования водорода более чем на 1% от теоретического значения температуры из-за реакции металлического циркаллоя с водой, поддержание температуры геометрии и возможность длительного охлаждения. В системах САОЗ это достигается путем прямого заполнения зоны охлаждающим реактором под давлением (КР) или, если это невозможно, путем прямого заполнения зоны теплоносителем.
Эти системы бывают основных типов:
Система впрыска охлаждающей жидкости под высоким давлением является первой линией защиты в системе аварийного охлаждения активной зоны. HPCI для предотвращения активации системы автоматического сброса давления, распыления активной зоны и впрыска теплоносителя под низким давлением. HPCI может подавать в активную зону приблизительно 19 000 л / мин (5 000 галлонов США / мин) при любом давлении в активной зоне выше 6, 8 атм (690 кПа)., 100 фунтов на кв. Дюйм). Обычно этого достаточно для поддержания автоматического уровня воды на достаточном уровне, чтобы избежать сброса давления, за исключением серьезных непредвиденных обстоятельств, таких как большой разрыв линии подпиточной воды. HPCI также может работать в «режиме управления давлением», когда турбина HPCI работает без закачки воды в корпус реактора. Это позволяет HPCI удалять пар из реактора и медленно сбрасывать его давление без необходимости использования предохранительных или предохранительных клапанов. Это сводит к минимуму количество срабатываний предохранительных клапанов и снижает вероятность заедания одного из них и возникновения небольшого LOCA.
Примечание по версии: некоторые модели BWR / 5 и BWR / 6 заменяют насос HPCI с приводом от паровой турбины на распылитель сердечника высокого давления с приводом от переменного тока (HPCS); ABWR заменяет HPCI на заводнение керна высокого давления (HPCF), режим системы RCIC, как описано ниже. (E) SBWR не имеет эквивалентной системы, поскольку в ней в основном используются пассивные системы охлаждения, хотя ESBWR предлагает альтернативный метод активного впрыска под высоким давлением с использованием рабочего режима системы привода управляющей тяги (CRDS) в дополнение к пассивной системе.
Некоторые реакторы, включая некоторые установки BWR / 2 и BWR / 3, а также реакторы серии (E) SBWR, имеют пассивную систему, называемую изолирующим конденсатором. Это теплообменник, расположенный над защитной оболочкой в бассейне с водой, открытой в атмосферу. При активации остаточное тепло кипит пар, который втягивается в теплообменник и конденсируется; затем он под действием силы тяжести падает обратно в реактор. Этот процесс удерживает охлаждающую воду в реакторе, что делает ненужным использование питательных насосов с приводом. Вода в открытом бассейне медленно закипает, выпуская чистый пар в атмосферу. Это делает ненужным использование механических систем для отвода тепла. Периодически бассейн необходимо пополнять, простая задача для пожарной машины. Реакторы (E) SBWR обеспечивают трехдневный запас воды в бассейне. Некоторые старые реакторы также имеют системы внутреннего сгорания, в том числе реактор Фукусима-дайти 1, однако их водные бассейны могут быть не такими большими.
В нормальных условиях система IC не активируется, но верхняя часть конденсатора IC соединена с паропроводами реактора через открытый клапан. ИС автоматически запускается при показаниях низкого уровня воды или высокого давления пара. После запуска пар поступает в конденсатор IC и конденсируется, пока не заполнится водой. Когда система IC активируется, в нижней части конденсатора IC открывается клапан, который соединяется с нижней частью реактора. Вода падает в реактор под действием силы тяжести, позволяя конденсатору заполниться паром, который затем конденсируется. Этот цикл продолжается до тех пор, пока не будет закрыт нижний клапан.
Изоляционная система охлаждения активной зоны реактора не является собственно системой аварийного охлаждения активной зоны, но она включена потому что он выполняет важную для безопасности функцию, которая может помочь охлаждать реактор в случае потери нормальной способности отвода тепла; или при потере всей электроэнергии. Он имеет дополнительные функции в расширенных версиях BWR.
RCIC - вспомогательный насос питательной воды, предназначенный для аварийного использования. Он может впрыскивать в реактор охлаждающую воду под высоким давлением. Он впрыскивает в активную зону реактора примерно 2000 л / мин (600 галлонов в минуту). На запуск уходит меньше времени, чем у системы HPCI, примерно через 30 секунд от сигнала запуска. Он обладает достаточной способностью заменять охлаждающую воду, испаренную остаточным теплом распада, и может даже справиться с небольшими утечками.
Система RCICработает на паре высокого давления из самого реактора и таким образом, может работать без электроэнергии, кроме батарей, для управления регулирующими клапанами. Они включают и выключают RCIC по мере необходимости для поддержания правильного уровня воды в реакторе. (При непрерывной работе RCIC переполняет реактор и направляет воду по собственной линии подачи пара.) Во время отключения электроэнергии на станции (когда вся внешняя электроэнергия пропадает и дизельные генераторы выходят из строя), система RCIC может быть запущена «с нуля». без кондиционера и активируется вручную вручную. В системе RCIC пар конденсируется в бассейн подавления реактора. RCIC может восполнить эту воду из любого из двух источников: резервуара самого водозаборного колодца. RCIC не предназначен для поддержания уровня воды в реакторе во время LOCA или другой утечки. Подобно HPCI, турбина RCIC может работать в режиме рециркуляции для удаления пара из реактора и снижения давления в реакторе.
Примечание по версиими: RCIC и HPCF интегрированы в ABWR, при этом HPCF представляет режим высокой емкости RCIC. Старые реакторы BWR, такие как блок 1 Фукусима и Дрезден, а также новый (E) SBWR не имеют системы RCIC, а вместо этого имеют систему изолирующего конденсатора.
Система автоматического сброса не является частью самой системы охлаждения, но является важным дополнением к САОЗ. Он для активации в случае потери охлаждения сосуда под высоким давлением или если система охлаждения высокого давления не поддерживает уровень воды в корпусе реактора. ADS может быть инициирован вручную или автоматически. Когда ADS получает сигнал автозапуска, когда вода достигает заданного значения аварийного сигнала низкого-низкого-низкого уровня воды. Затем ADS подтверждает сигнализацию низкого уровня воды, проверяет, что работает как минимум 1 охлаждающий насос низкого давления, и запускает 105-секундный таймер. Когда таймер истекает или когда нажимаются кнопки ручного запуска ADS, система быстро сбрасывает давление из корпуса реактора в виде пара через трубы, которые подводятся ниже уровня воды в подавлении (тор / колодец), который предназначен для конденсации пара, высвобождаемого в результате срабатывания ADS или другого предохранительного клапана, в воду), что снижает давление в корпусе реактора до 32 атм (3200 кПа, 465 фунтов на кв. дюйм), что позволяет системам охлаждения низкого давления (LPCS / LPCI / LPCF / GDCS) восстановить уровень воды в реакторе. Во время продувки ADS удаляемого из реактора пара для обеспечения надлежащего охлаждения активной зоны, даже если активная зона открыта. Вода в реакторе будет быстро превращаться в пар при падении давления в реакторе, унося скрытую теплоту парообразования и охлаждение всего реактора. Системы САОЗ низкого давления повторно затопят активную зону до окончания аварийной продувки, гарантирую, что активная зона обеспечивает адекватное охлаждение в течение всего события.
Система распыления активной зоны низкого давления для подавления пара, образующегося в чрезвычайных ситуациях. Таким образом, он обеспечивает повышение давления в корпусе реактора выше точки, при которой LPCI и LPCS будут неэффективными, которая превышает 32 атм (3200 кПа, 465 фунтов на кв. Дюйм). Он активируется ниже этого уровня и подает приблизительно 48 000 л / мин (12 500 галлонов США / мин) воды в виде наводнения из верхней части активной зоны. Система распыления активной зоны разрушает паровые пустоты над активной зоной, помогает снизить давление в реакторе, когда топливо не покрыто, и если в реакторе есть разрыв большой, что уровень воды не может поддерживаться, распыление активной зоны способно предотвратить повреждение топлива путем обеспечения достаточного распыления топлива для отвода остаточного тепла. В более ранней версии системы BWR (BWR 1 или 2) система LPCS была единственной САОЗ, и активная зона могла быть адекватно охлаждена за счет распыления активной зоны, если даже она была полностью открыта. Начиная с блока 2 и 3 в Дрездене, система распыления активной зоны была дополнена системами HPCI / LPCI, чтобы обеспечить охлаждение распылением, так и заводом активной зоны в качестве методов надлежащего охлаждения активной зоны.
Примечание по версии: в ABWR и (E) SBWR есть дополнительные системы распыления воды для охлаждения сухого бокса и бассейна подавления.
Функция впрыска охлаждающей жидкости под низким давлением - это аварийный режим системы отвода остаточного тепла (RHR). Функция LPCI может работать при давлении в корпусе реактора ниже 465 фунтов на квадратный дюйм. LPCI состоит из нескольких насосов, способных закачивать 150 000 л / мин (40 000 галлонов США / мин) воды в активную зону. В системе с распылителем активной зоны для поддержания низкого давления пара LPCI разработана для предотвращения непредвиденных действий путем быстрого и полного заполнения зоны охлаждающей жидкостью. Система LPCI представлена в блоках 2 и 3 Дрездена. В системе LPCI также теплообменники RHR для отвода остаточного тепла из реактора и охлаждения защитной оболочки до холодных условий. Ранние версии системы LPCI, вводимые через контуры рециркуляции или в сливной стакан. Более низкие температуры зоны во время LOCA, чтобы минимизировать время на повторное заполнение активной зоны.
Замечание по редактированию: ABWR заменяют LPCI на систему заводнения керна низкого давления (LPCF), которая работает по аналогичным принципам. (E) SBWR заменяют LPCI на DPVS / PCCS / GDCS, как описано ниже.
(E) SBWR имеет дополнительную емкость ECCS, которая является полностью пассивной, совершенно уникален и улучшает глубинную защиту. Эта система активируется, когда уровень воды внутри корпуса реактивного двигателя достигает уровня 1. В этот момент запускается таймер обратного отсчета.
Рядом с верхней частью корпуса реактора находится несколько больших клапанов сброса давления. Они составляют DPVS. Это дополнительная возможность к ADS, которая также включает (E) SBWR. DPVS состоит из восьми клапанов: четыре основных паропровода, которые при срабатывании выводят воздух в сухой колодец, а четыре - непосредственно в колодец.
Если уровень 1 не будет повторно использован в течение 50 секунд после начала обратного отсчета, DPVS срабатывает и быстро выпускает пар, создався в корпусе реактора под давлением, в сухой бокс. Это приводит к увеличению объема воды внутри корпуса реактора (из-за падения давления), что увеличит количество воды, доступной для охлаждения активной зоны. Кроме того, разгерметизация снижает температуру насыщения, улучшает отвод тепла за счет фазового перехода. (Фактически, как ESBWR, так и ABWR спроектированы таким образом, что даже при максимально непредвиденных обстоятельствах активная зона никогда не теряет свой слой водяного хладагента.)
Если Уровень 1 по-прежнему не погружается в воду в течение 100 секунд после срабатывания DPVS, то срабатывают клапаны GDCS. GDCS представляет собой серию очень больших резервуаров для воды, воды, сосудов высокого давления, реактора внутри сухого бокса. Когда эти клапаны срабатывают, GDCS напрямую подключается к RPV. Еще примерно через 50 секунд сброса давления давление внутри GDCS выровняется с давлением в корпусе реактора и сухоблочной камере, и вода из GDCS начнет поступать в корпус корпуса реактора.
Вода внутри корпуса реактора превратится в пар от остаточного тепла, и естественная конвекция приведет к его перемещению в сухой бокс, в трубопроводы в потолке, которые будут подавать пар к четырем большим теплообменникам - система пассивного охлаждения (PCCS), расположенная над сухим колодцем, в глубоких водоемах. Пар остынет и снова превратится в жидкую воду. Жидкая вода будет стекать из теплообменника обратно в бассейн GDCS, где она может течь обратно в корпус реактора, чтобы восполнить дополнительное количество воды, вскипевшей за счет остаточного тепла. Кроме того, если линии GDCS разорвутся, форма корпуса реактора и сухого бокса обеспечит образование «озера» с водой, которое затопитно корпуса реактора (и активную зону внутри).
Воды достаточно для охлаждения теплообменников PCCS в течение 72 часов. На этом этапе все, что нужно сделать, - это пополнить бассейны, охлаждающие теплообменники PCCS, выполним сравнительно тривиальной операцией, выполнимой с помощью переносного пожарного насоса и шлангов.
GE имеет на своем веб-сайте компьютеризированную анимацию работы ESBWR во время аварии на трубе.
SLCS - это резервная копия для системы защиты реактора. В случае, если RPS не может быть жидким реактором по какой-либо причине, SLCS закачивает раствор бора в корпусе реактора, чтобы привести его в состояние гарантированного останова до превышения каких-либо ограничений защитной оболочки или корпуса реактора. Резервная система управления жидкостью для подачи 13% раствора пентата в минуту в объеме 86 галлонов в 251-дюймовый реактор BWR. SLCS, в сочетании с альтернативной системой ввода стержней, автоматическим отключением рециркуляционного насоса и ручными действиями оператора по снижению уровня воды в активной зоне, гарантирует, что корпус реактора не превысит пределы, предусмотренные кодексом ASME, топливо не будет повреждено нестабильностью активной зоны и защитная оболочка не выходит из строя из-за избыточного давления во время самого крайнего отказа из-за аварийного отключения на полной мощности.
SLCS состоит из резервуара, содержащего борированную воду в качестве поглотителя нейтронов, защищенного взрывно открытыми клапанами и резервными насосами, позволяющими закачивать борированную воду в реактор против любого давления внутри; борированная вода остановит реактор и будет поддерживать его отключенным. SLCS также может быть введен во время LOCA или оболочки твэла, чтобы отрегулировать ph пролитого теплоносителя реактора, предотвращая выброс выброса радиоактивных материалов.
Примечание по версиими: SLCS - это система, которая не предусмотрена для активации, если все не дали результата. В BWR / 1 - BWR / 6 его активация может быть нанести значительный ущерб установке, что может привести к неработоспособности старых BWR без полного капитального ремонта. С появлением ABWR и (E) SBWR операторы не должны так сильно сопротивляться включению SLCS, поскольку эти реакторы имеют систему очистки реакторной воды (RWCS), которая предназначена для удаления бора - после стабилизации реактора, борированная вода внутри корпуса реактора может быть отфильтрована через эту систему, чтобы быстро удалить повреждения внутренних частей, которые он содержит.
Конечная система безопасности внутри и снаружи каждого BWR - это сильные физические защиты, которые защищают реактор от внешнего мира и защищают внешний мир от реактора.
Существует пять уровней защиты:
Если все возможные меры, стоящие между безопасной эксплуатацией и повреждением активной зоны, не срабатывают, защитная оболочка может быть герметизирована на неопределенный срок, и она предотвратит любой значительный выброс радиации в среду при любых обстоятельствах.
Как видно из описаний выше, конструкции BWR существенно отличаются от PWR. В отличие от PWR, которое, как правило, следовал очень предсказуемой внешней конструкции защитной оболочки (стереотипный купол наверху цилиндра), защитные оболочки BWR различаются по внешней форме, но их внутренняя особенность разительна по сравнению с PWR. Существует пять основных разновидностей защитной оболочки BWR:
АЭС Гарильяно, использующая досовременную «сухую» защитную оболочку 
Отметка I Изолятор 
Марка I Изолятор в стадии строительства 
Защитная оболочка ESBWR Многие клапаны, входящие и выходящие из защитной оболочки, должны открываться для эксплуатировать объект. Эти клапаны должны закрыться, чтобы предотвратить выброс радиоактивного материала или потерю теплоносителя реактора. Система защитной оболочки отвечает за автоматическое закрытие этих клапанов. Система изоляции разделена на группы для основных функций системы. Каждая группа содержит свои собственные единицы для запуска изоляции. Система безопасности включает систему защиты реактора в том, что она состоит из нескольких каналов. Примеры параметров, которые контролируются системой изоляции, включают давление в защитной оболочке, акустическое или тепловое обнаружение утечек, дифференциальный поток, высокий поток пара или теплоносителя, низкий уровень воды в реакторе или высокие показания излучения в здании защитной оболочки или системе вентиляции. Эти сигналы отключения заблокируют все клапаны в группе после их закрытия и должны иметь все сигналы cl ушло до того, как блокировку можно будет сбросить.
Запорные клапаны состоят из 2 соединенных предохранительных клапанов. Один - внутренний клапан, другой - внешний. Внутренний двигатель расположен внутри защитной оболочки, а подвесной - сразу за пределами защитной оболочки. Это обеспечивает резервирование, а также делает систему невосприимчивой к одиночному отказу любого внутреннего или внешнего привода клапана или сигнала изоляции. Когда группе подается сигнал об отключении, закрываются и внутренние, и внешние клапаны. Проверка изоляционной информации каждого отдельного терминала. Время, в течение которого клапаны закрываются, является механизмом безопасности каждой установки, а отказ от закрытия в течение этого периода анализируемого времени является исключением, о котором необходимо сообщить.
Примеры групп изоляции включают основные паропроводы, систему очистки реакторной воды, систему изолированного охлаждения активной зоны реактора (RCIC), охлаждение при останове и систему отвода остаточного тепла. Для трубки, по которой вода попадает в защитную оболочку, обычно используются два обратных клапана вместо клапанов с электроприводом. Эти данные также необходимо регулярно проверять, чтобы убедиться, что они действительно герметичны и предотвращают утечку даже при высоком давлении в клапаны.
Во время нормальной работы установки и при нормальных рабочих температурах образования водорода незначительно. При перегреве ядерного топлива цирконий в оболочке из циркалоя, используемой в твэлах, окисляется в реакции с паром:
При смешивании с воздухом водород воспламеняется, и его детонация или горение может повредить защитную оболочку реактора. Предварительная инерция инертным газом - обычно азотом - для снижения содержания кислорода в воздухе ниже уровня, необходимого для сжигания водорода, и использование тепловых рекомбинаторов. Предварительная инертизация считается непрактичной при больших объемах защитной оболочки, где используются тепловые рекомбинаторы и преднамеренное зажигание. Защитные оболочки Mark III предназначены для предотвращения накопления водорода в результате либо предварительного воспламенения до превышения уровня предела взрыва в 4%, либо путем рекомбинации с кислородом воды.
Проектная авария (DBA) для атомной электростанции - это наиболее серьезная возможная отдельная авария, которую разработчики станции и регулирующие органы власти могли разумно ожидать. Это также по определению, авария, на которую рассчитана система безопасности, чтобы успешно отреагировать, даже если она происходит, когда она находится в наиболее уязвимом состоянии. DBA для BWR из полного разрыва большой трубы теплоносителя в этом месте, как считается, подвергает реактор наибольшей опасности повреждения, в частности, для более старых BWR (BWR / 1-BWR / 6) DBA из «гильотинного разрыва» в контуре теплоносителя одного из рециркуляционных струйных насосов, который находится ниже ватерлинии активной зоны (LBLOCA, авария с большой потерей теплоносителя) в сочетании с потерей питательной воды для восполнения кипячения воды в реакторе (LOFW, потеря надлежащей питательной воды) в совместном обрушении региональной энергосистемы, что приводит к потере мощности некоторых аварийных систем реактора (LOOP, потеря внешнего питания). BWR спроектирован таким образом, чтобы предотвратить эту аварию без повреждения большой зоны.
Описание этой техники применимо к BWR / 4.
Непосредственным результатом такого разрыва (назовем его временем T + 0) будет струя воды под давлением, значительно превышающая точку кипения, вырывающуюся из разорванной трубы в сухой колодец, который находится под атмосферным давлением. Датчик давления внутри сухого бокса сообщает об аномалии повышения давления в нем системе реактора не T +0,3. RPS правильно интерпретирует этот сигнал повышения давления как признак разрыва трубы внутри сухого бокса. В результате RPS немедленно запускает полный SCRAM, закрывает пароизоляционный клапан (изолируя здание защитной оболочки), останавливает турбины, начинает раскрутку RCIC и HPCI, используя остаточный пар, и запускает дизельные насосы для LPCI. и CS.
Теперь предположим, что отключение электроэнергии произошло при T + 0,5. RPS находится на плавающем источнике бесперебойного питания, поэтому он продолжает функционировать; его датчики, однако, таковыми не являются, и поэтому RPS предполагает, что все они обнаруживают аварийные состояния. Менее чем через секунду после отключения вспомогательные батареи и аварийного воздуха запускают аварийные дизельные генераторы. Питание будет восстановлено к T + 25 секунд.
Вернемся к активной зоне реактора. Из-за закрытия MSIV (завершение к Т + 2) волна противодавления ударит по быстро сбрасывающему давлению КР, но это несущественно, поскольку сброс давления из-за разрыва рециркуляционной линии происходит настолько быстро и полностью, что образование паровых пустот, скорее всего, не произойдет. схлопнуться до жидкой воды. HPCI и RCIC выйдут из строя из-за потери давления пара при общем сбросе давления, но это снова несущественно, поскольку скорость потока RCIC в 2000 л / мин (600 галлонов США / мин), доступная после T + 5, недостаточна для поддержания воды. уровень; и поток HPCI в 19 000 л / мин (5000 галлонов США / мин), доступного при Т + 10, было бы недостаточно для поддержания уровня воды, если бы он мог работать без пара. При Т + 10 температура активной зоны реактора, составляющая примерно 285 ° C (545 ° F) в этот момент и до него, начинает повышаться, поскольку из активной зоны было потеряно достаточно теплоносителя, и в теплоносителе между топливными стержни, и они начали быстро нагреваться. К T + 12 секунд от начала аварии начинается вскрытие твэла. Примерно при T + 18 области стержней достигли 540 ° C (1004 ° F). Некоторое облегчение наступает при Т + 20 или около того, поскольку отрицательный температурный коэффициент и отрицательный коэффициент пустотности замедляют скорость повышения температуры. T + 25 видит восстановление питания; однако LPCI и CS не будут подключены к сети до T + 40.
При Т + 40 внутренняя температура составляет 650 ° C (1202 ° F) и постоянно растет; CS и LPCI включаются и начинают затоплять пар над активной зоной, а затем и над активной зоной. Во-первых, сначала необходимо сбить большое количество пара, прежде чем превратится внутри зоны, иначе вода превратится в пар, прежде чем ударит по стержням. Это происходит через несколько секунд, когда примерно 200 000 л / мин (3300 л / с, 52 500 галлонов США / мин, 875 галлонов США / с) воды, выделяемой этими системами, начинают сначала охлаждать верхнюю часть активной зоны, при этом происходит затопление LPCI. топливные стержни и CS, подавляющие генерируемый пар, пока приблизительно не T + 100 секунд, все топливо теперь подвергается затоплению, оставшиеся горячие точки в нижней части активной зоны охлаждаются. Достигнутая пиковая температура составила 900 ° C (1650 ° F) (значительно ниже 1200 ° C (2190 ° F), установленного NRC) в нижней части активной зоны, которая была последней точкой, которая подверглась воздействию. у наводнения.
Активная зона охлаждается быстро и полностью, и после охлаждения до приемлемой температуры, ниже температуры, форма образования пара, CS отключается, а LPCI объем до уровня, соответствующий поддержанию стабильной температуры. -состояние топливных стержней, которое будет падать в течение нескольких дней из-за уменьшения тепла распада продуктов деления внутри активной зоны.
После нескольких дней LPCI остаточное тепло снизится до такой степени, что выгрузку топлива из реактора можно будет начать с некоторой осторожностью. После выгрузки топлива LPCI может быть остановлен. Для ремонта неисправного контура рециркуляции потребуется длительный период физического ремонта; капитальный ремонт САОЗ; дизельные насосы; и дизель-генераторы; осушить сухую камеру; полностью осмотреть все реакторные системы, привести неконформные системы в соответствие со спецификациями, заменить старые и изношенные детали и т. д. В то же время другой персонал лицензиата, работающий рука об руку с NRC, оценит, какова была непосредственная причина поломки; поиск того, какое событие к непосредственной причине аварии (первопричины аварии); а затем проанализировать основные причины и предпринять корректирующие действия на основе обнаруженных первопричин и непосредственных причин. После этого следует период для общего осмысления и вскрытия аварии, обсуждения того, какие процедуры сработали, а какие нет, и если все это произойдет снова, что можно было бы сделать лучше и что можно было бы сделать, чтобы убедиться, что это не сработало. это не повторится; и фиксировать извлеченные уроки для распространения их среди других лицензиатов BWR. Когда это будет выполнено, реактор можно заправить топливом, возобновить работу и снова начать производство энергии.
ABWR и ESBWR, самые последние модели BWR, в первую очередь не уязвимы для чего-либо подобного инциденту, поскольку у них нет проникновения жидкости (труб) ниже нескольких футов над ватерлинией активная зона и, таким образом, реактора удерживается в воде во многом как глубокий плавательный бассейн в случае разрыва линии питательной воды или паропровода. BWR 5 и 6 дополнительная устойчивость, более глубокие уровни воды и более быстрые реакции системы. Обнаружение топливного стержня ненадолго, но максимальная температура достигнет только 600 ° C (1112 ° F), что намного ниже предела безопасности NRC.
Согласно отчету комиссии по ядерному регулированию США о ядерной катастрофе на Фукусима-дайити, землетрясение и цунами Тохоку в марте 2011 г., вызвавшие эти катастрофу, было действием " намного более жесткие, чем проектные основы для АЭС Фукусима-дайити ". На этом заводе используются реакторы моделей BWR 3 и BWR 4. Их первичные защитные сосуды должны быть затоплены морской водой, содержащей борную кислоту, что предотвращратило бы любое возобновление работы и предполагалось в сценарии DBA. Кроме того, администрация базы данных не ожидала ничего подобного химического взрывам, произошедшим на заводе «Фукусима-дайити».
До на АЭС «Фукусима-дайити» не было инцидентов, приближающихся к DBA или LBLOCA по серьезности с BWR. Были незначительные инциденты, связанные с САОР, но в этих обстоятельствах она работала на уровне выше ожиданий. Самый серьезный инцидент, ранее произошел с BWR, произошел в 1975 году из-за пожара, вызванного чрезвычайно легковоспламеняющейся уретановой пеной, установленной вместо огнезащитных материалов на Browns Ferry. Атомная электростанция ; на короткое время оборудование диспетчерской было отключено от реактора, но реактор был успешно остановлен, по состоянию на 2009 год он все еще вырабатывает электроэнергию для Управления долины Теннесси, не получив повреждений к системам внутри защитной оболочки. Пожар не имеет ничего общего с конструкцией BWR - он мог вызвать какие-либо электростанции, и уроки, извлеченные из этого инцидента, вызвать создание отдельной резервной станции управления, разделение электростанции в зоне пожара и четкости задокументированные комплекты оборудования, которое будет доступно для остановки реакторной установки и поддерживать ее в безопасном состоянии в случае наихудшего пожара в любой одной пожарной зоне. Эти были модернизированы на всех нынешних атомных электростанциях в США и на большинстве западных атомных электростанций и с этих встроенных моментов в новые.
General Electric защитила проект реактора, заявив, что отключение электроэнергии на станции, вызванное землетрясением 2011 г. и цунами Тохоку, было "запроектное " событие, приведшее к ядерной аварии на Фукусиме I. «Согласованная долгосрочная потеря как на площадке, так и за ее пределами в течение длительного периода времени» является запроектным случаем для первичной защитной оболочки на любой действующей атомной электростанции ».
После землетрясения реакторы остановились по проекту. Однако цунами выведено из строя из четырех шести комплектов распределительного устройства и все резервные дизельные генераторы, кроме трех, которые управляют системами аварийного охлаждения и насосами. Насосы были спроектированы для циркуляции горячей жидкости из реактора для охлаждения в мокром колодце, но только блоки 5 и 6 имели какую-либо мощность. Активные зоны реакторов 1, 2 и 3 блоков перегрелись и оплавились. Радиоактивность была выброшена в воздух, поскольку топливные стержни были повреждены из-за перегрева из-за воздействия воздуха, когда уровень воды упал ниже безопасного уровня. В качестве экстренной меры операторы прибегли к использованию пожарных машин и утилизированных автомобильных аккумуляторов для закачки морской воды в сухой колодец для охлаждения реакторов, но добились лишь кратковременного успеха и перегрева трех ядер. Все реакторы 1–3 и, по некоторым данным, 4 подверглись сильным водородным взрывам в марте 2011 года, в результате которых были повреждены или разрушены их верхние уровни или нижний уровень подавления (блок 2).
В качестве чрезвычайных мер вертолеты пытались сбросить воду с океан на открытые крыши. Позже вода была распылена из пожарных машин на крышу реактора 3. Бетононасос был использован для закачки воды в бассейн для отработавшего топлива на энергоблоке 4.
Согласно NISA, произошла авария. до 10 петабеккерелей радиоактивного йода-131 в час в первые дни и до 630 ПБк в целом, что составляет примерно одну восьмую от 5200 ПБк, выброшенных в Чернобыле. Однако, учитывая более поздние скандалы, к данным NISA, возможно, следует относиться с осторожностью.
СМИ, связанные с Схемой кипящего реактора в Wikimedia Commons
