Войти
Пассивная ядерная безопасность - это подход к проектированию для функции безопасности, реализованные в ядерном реакторе, которые не требуют активного вмешательства со стороны оператора или электрической / электронной обратной связи для приведения реактора в состояние безопасного останова в случае аварии особый тип аварийной ситуации (обычно перегрев в результате потери охлаждающей жидкости или потери 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. Многие старые распространенные конструкции реакторов используют системы пассивной безопасности в ограниченной степени, полагаясь скорее на системы активной безопасности, такие как дизельные двигатели. Некоторые более новые конструкции реакторов имеют более пассивные системы; Причина в том, что они обладают высокой надежностью и сокращают 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.
«Пассивная безопасность» описывает любые механизмы безопасности, задействование которых практически 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 никаких «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 безопасности.
Примером системы безопасности с пассивными компонентами безопасности является защитная оболочка ядерного реактора. Бетонные стены и стальная облицовка судна демонстрируют пассивную безопасность, 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 A до D в зависимости от того, что система не использует:
в категории A (1 + 2 + 3 +4) представляет собой оболочку твэла, защитный и инертный внешний слой топливной таблетки, в котором не используется ни одна из вышеперечисленных функций: она всегда закрыта 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, не требующий ввода сигналов «интеллекта» или внешнего питания. Как только давление в первичном контуре падает ниже заданного значения 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 энергии или сил: управляющие стержни опускаются под действием силы тяжести после того, как они были освобождены от их 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 правильно 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 о «пассивно безопасных» компонентах в реакторах следующего поколения ключевой проблемой является то, что для выполнения задачи системы безопасности не требуются насосы и что все активные компоненты (обычно IC и клапаны) систем работают на электроэнергии от батарей.
МАГАТЭ прямо использует следующее предостережение:
... пассивность не является синонимом надежности или доступности, тем более с гарантированной адекватностью функции безопасности, хотя несколько факторов, потенциально неблагоприятных для производительности, можно легче нейтрализовать через пассивный дизайн (общественное восприятие). С другой стороны, активные конструкции, использующие переменные элементы управления, позволяют гораздо более точно выполнять функции безопасности; это может быть особенно желательно в условиях управления аварией.
Характеристики реакции ядерного реактора, такие как Температурный коэффициент реактивности и Пустой коэффициент реактивности, обычно относятся к термодинамической реакции и реакции на изменение фазы процесса теплопередачи замедлителя нейтронов соответственно. Говорят, что реакторы, в которых процесс теплопередачи имеет эксплуатационное свойство отрицательного пустотного коэффициента реактивности, обладают неотъемлемой функцией безопасности. Режим эксплуатационного отказа потенциально может изменить процесс и сделать такой реактор небезопасным.
Реакторы могут быть оснащены компонентом гидравлической системы безопасности, который увеличивает давление охлаждающей жидкости (особенно воды) на входе в ответ на повышенное давление на выходе замедлителя и охлаждающей жидкости без вмешательства системы управления. Такие реакторы можно охарактеризовать как оснащенные таким пассивным компонентом безопасности, который мог бы - если бы он был таким образом спроектирован - обеспечить в реакторе отрицательный коэффициент пустотного объема 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 смогут выдержать повышенное давление теплоносителя. Реактор, оборудованный обеими функциями безопасности - если он спроектирован для конструктивного взаимодействия - является примером блокировки безопасности. Более редкие режимы отказа при эксплуатации могут сделать обе эти функции безопасности бесполезными и снизить общую относительную безопасность реактора.
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 превышения мощности, когда вода в активной зоне ядерного реактора закипает, образуются карманы пара. Эти паровые пустоты сдерживают меньше нейтронов, вызывая снижение уровня мощности внутри реактора. Эксперименты BORAX и авария с расплавлением SL-1 подтвердили этот принцип.
Конструкция реактора, в которой изначально безопасный процесс непосредственно обеспечивает пассивный компонент безопасности во время конкретного состояния отказа во всех режимах эксплуатации, обычно описывается как относительно отказоустойчивый по сравнению с этим условием отказа. Однако большинство современных реакторов с водяным охлаждением и замедлителем, когда остановлено, не могут удалить остаточное производственное и остаточное тепло без технологической теплопередачи или активной системы охлаждения. Другими словами, хотя изначально безопасный процесс теплопередачи обеспечивает компонент пассивной безопасности, предотвращающий чрезмерное нагревание во время работы реактора, тот же самый безопасный процесс теплопередачи не обеспечивает компонент пассивной безопасности, если реактор остановлен (SCRAMed). Авария на Три-Майл-Айленде выявила этот проектный недостаток: реактор и парогенератор были остановлены, но с потерей теплоносителя он все же частично расплавился. включение пассивных или неотъемлемых функций безопасности, которые не требуют активного управления или вмешательства (человека) в процессе эксплуатации для предотвращения несчастных случаев в случае неисправности и могут зависеть от перепада давления, силы тяжести, естественной конвекции или естественной реакции материалов на высокие температуры.
В некоторых конструкциях активная зона реактора-размножителя на быстрых нейтронах погружена в бассейн жидкого металла. Если реактор перегревается, тепловое расширение металлического топлива и оболочки приводит к тому, что больше нейтронов выходит из активной зоны, и цепная ядерная реакция больше не может поддерживаться. Большая масса жидкого металла также действует как радиатор, способный поглощать остаточное тепло от ядра, даже если обычные системы охлаждения выйдут из строя.
Реактор с шаровидным слоем является примером реактора, демонстрирующего безопасный по своей сути процесс, который также может обеспечивать компонент пассивной безопасности для всех режимов работы. При повышении температуры топлива доплеровское уширение увеличивает вероятность захвата нейтронов атомами U-238. Это снижает вероятность захвата нейтронов атомами U-235 и инициирования 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.
Одножидкостные фторидные реакторы с расплавом солей содержат делящиеся, фертильные и актинидные радиоизотопы в молекулярные связи с фторидом хладагентом. Молекулярные связи обеспечивают функцию пассивной безопасности, так как событие потери охлаждающей жидкости 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 вместе с дополнительным фторидным теплоносителем меньшей плотности без топлива FLiBe обеспечивает компонент пассивной безопасности слоя флотации, 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.
Маломощные реакторы для бассейнов, такие как SLOWPOKE и TRIGA, были лицензированы для автономной работы в исследовательских средах, так как температура Низкообогащенное (19,75% U-235) топливо из гидрида уранового сплава поднимается вверх, молекулярно-связанный водород в топливе вызывает передачу тепла нейтронам деления при их выбросе. Этот доплеровский сдвиг или упрочнение спектра 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 передача тепла водород-нейтроны вместо неэффективной теплопередачи радионуклид вода гарантирует, что топливо не может расплавиться только в результате аварии. В вариантах с гидридом уран-циркониевого сплава само топливо также является химически стойким к коррозии, обеспечивая устойчивую безопасность молекул топлива на протяжении всего срока их службы. Большой объем воды и бетонное окружение бассейна для проникновения нейтронов высоких энергий 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. Качественные реализации этих проектов, возможно, являются самыми безопасными ядерными реакторами.
Блок 2 Три-Майл-Айленд не смог удержать около 480 ПБк радиоактивных благородных газов от выброса в окружающую среду и около 120 кл загрязненной радиоактивными веществами охлаждающей воды из выпустить за пределы камеры в соседнее здание. Пилотный предохранительный клапан на TMI-2 был разработан для автоматического закрытия после сброса избыточного давления внутри реактора в резервуар для гашения. Однако клапан механически отказал, в результате чего резервуар гашения PORV наполнился, а разгрузочная диафрагма в конечном итоге прорвалась в здание защитной оболочки. Отстойники здания защитной оболочки автоматически откачивали загрязненную воду за пределы здания защитной оболочки. И рабочий ПВР с закалочной емкостью, 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. Это сделало механическую надежность PORV напрямую неопределенной, и, следовательно, его статус пассивной безопасности неопределенным. Автоматические отстойные насосы и / или недостаточная производительность отстойника защитной оболочки сводили на нет проектную пассивную безопасность здания защитной оболочки.
Печально известные РБМК водоохлаждаемые реакторы с графитовым замедлителем на Чернобыльской АЭС катастрофа были спроектированы с положительным паровым коэффициентом с борными регулирующими стержнями. на электромагнитных грейферах для контроля скорости реакции. В той степени, в которой системы управления были надежными, эта конструкция 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 управляемыми краном стержнями бора, 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 не допустить попадания кислорода в охлаждаемый водой горячий графит, 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 его горючим. В отличие от аварии на Три-Майл-Айленде, ни бетонные плиты, ни металлический корпус не могли содержать 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 (экономичный упрощенный реактор с кипящей водой, BWR ) - это конструкция, в которой, как сообщается, используются компоненты пассивной безопасности. В случае утечки охлаждающей жидкости никаких действий оператора не требуется в течение трех дней.
Westinghouse AP1000 («AP» означает « Advanced Passive ») использует компоненты пассивной безопасности. В случае аварии в течение 72 часов никаких действий оператора не требуется. В последней версии российского реактора ВВЭР к существующим активным системам добавлена система пассивного отвода тепла с использованием системы охлаждения и резервуаров для воды, построенных на верхней части защитного купола.
Встроенный реактор на быстрых нейтронах представлял собой реактор-размножитель на быстрых нейтронах , эксплуатируемый Аргоннской национальной лабораторией. Это был реактор с натриевым охлаждением, способный выдерживать потерю потока (теплоносителя) без SCRAM и потерю радиатора без SCRAM. Это было продемонстрировано в серии испытаний на безопасность, в которых реактор был успешно остановлен без вмешательства оператора. Проект был отменен из-за опасений распространения, прежде чем его можно было скопировать в другом месте.
Эксперимент в реакторе с расплавом соли (MSRE) представлял собой реактор с расплавом соли , управляемый Национальной лабораторией Ок-Ридж. Это был ядерный графит с замедлителем, и в качестве охлаждающей соли использовалась FLiBe, которая также содержала растворенное в нем топливо уран-233 фторид. MSRE имел отрицательный температурный коэффициент реактивности: при увеличении температуры FLiBe он расширялся вместе с ионами урана, которые он нес; 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. По всей длине трубы имелся «клапан замораживания», 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 плавится; FLiBe будет вытягиваться из активной зоны реактора под действием силы тяжести в отстойные резервуары, и критичность исчезнет, когда соль потеряет контакт с графитовым замедлителем.
Конструкция General Atomics HTGR отличается полностью пассивной и по своей сути безопасной системой отвода остаточного тепла, называемой 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 Generation IV и программ NGNP с экспериментальными установками в Аргонне. Национальная лаборатория (где находится испытательная лаборатория по отводу тепла при останове естественной конвекции, RCCS с воздушным охлаждением в масштабе 1/2) и Университет Висконсина (дом для разделения воздуха и воды в масштабе 1/4). охлаждаемый СКЦ).
