Системы безопасности реакторов с кипящей водой - Boiling water reactor safety systems - Wikipedia

Эта статья о системах безопасности в реакторы с кипящей водой. Информацию о системах безопасности во всех типах ядерных реакторов см. Системы ядерной безопасности.

Системы безопасности реакторов с кипящей водой находятся системы ядерной безопасности построен в реакторы с кипящей водой для предотвращения или уменьшения опасности для окружающей среды и здоровья в случае аварии или стихийного бедствия.

Словно реактор с водой под давлением, BWR активная зона реактора продолжает выделять тепло из радиоактивный распад после деление реакции прекратились, сделав повреждение активной зоны Авария возможна в случае отказа всех систем безопасности и отсутствия теплоносителя в активной зоне. Также, как и реактор с водой под давлением, реактор с кипящей водой имеет отрицательный коэффициент пустоты, то есть нейтронная (и тепловая) мощность реактора уменьшается по мере увеличения доли пара и жидкой воды внутри реактора.

Однако, в отличие от реактора с водой под давлением, который не содержит пара в активной зоне реактора, внезапное повышение давления пара в BWR (вызванное, например, срабатыванием главного пароизоляционного клапана (MSIV) из реактора) приведет к внезапному уменьшение доли пара к жидкой воде внутри реактора. Повышенное соотношение воды и пара приведет к увеличению замедления нейтронов, что, в свою очередь, вызовет увеличение выходной мощности реактора. Этот тип события называется «переходным режимом давления».

Системы безопасности

BWR специально разработан для реагирования на скачки давления и имеет конструкцию типа «подавление давления», которая сбрасывает избыточное давление с помощью предохранительных клапанов до уровня ниже поверхности бассейна с жидкой водой внутри защитной оболочки, известного как «мокрый колодец», тор »или« бассейн подавления ». Во всех реакторах BWR используется ряд предохранительных / сбросных клапанов для избыточного давления, до 7 из них являются частью автоматической системы сброса давления (ADS).[1] и 18 предохранительных клапанов сброса избыточного давления на моделях ABWR,[2] только некоторые из них должны работать, чтобы остановить повышение давления в переходном процессе. Кроме того, реактор уже будет быстро остановлен до того, как переходный процесс повлияет на корпус реактора (как описано в разделе «Система защиты реактора» ниже.[3])

Из-за этого эффекта в BWR, рабочих компонентах и системы безопасности спроектированы 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, содержащих теплоноситель реактора. В предельном случае нарушения режима ATWS (ожидаемый переходный процесс без аварийного останова) высокие уровни нейтронной мощности (~ 200%) могут возникать менее чем 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.

В случае нештатной ситуации, которая выводит из строя все системы безопасности, каждый реактор окружается здание содержания состоящий из 1,2–2,4 м (3,9–7,9 фута) армированного сталью предварительно напряженного бетона, предназначенного 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. Поскольку при повторных загрузках обычно выгружается одна треть активной зоны, большая часть отработавшего топлива, хранящегося в бассейне, будет иметь значительное время распада. Но если бы бассейн нужно было опорожнить от воды, топливо, выгруженное из предыдущих двух заправок, все равно было бы достаточно «свежим», чтобы расплавиться под действием остаточного тепла. Однако циркалоевая оболочка этого топлива могла воспламениться во время нагрева. Возникший в результате пожар, вероятно, распространится на большую часть или все топливо в бассейне. Теплота сгорания в сочетании с теплотой распада, вероятно, приведет к переходу "погранично состаренного" топлива в расплавленное состояние. Более того, если огонь станет кислородным голоданием (что вполне вероятно для огня, расположенного на дне ямы, такой как эта), горячий цирконий заберет кислород из диоксид урана топливо, образующее жидкую смесь металлического урана, циркония, окисленного циркония и растворенного диоксида урана. Это вызвало бы выброс продуктов деления из топливной матрицы, вполне сопоставимый с расплавленным топливом. Кроме того, бассейны выдержки отработавшего топлива BWR, хотя и замкнутые, почти всегда расположены за пределами первичной защитной оболочки. Образование водорода во время процесса, вероятно, приведет к взрыву и повреждению здания вторичной защитной оболочки. Таким образом, выброс в атмосферу более вероятен, чем при сопоставимых авариях с активной зоной реактора.[4]

Система защиты реактора (СЗР)

Система защиты реактора (RPS) - это система, компьютеризированная в более поздних моделях BWR, которая предназначена для автоматического, быстрого и полного отключения и обеспечения безопасности ядерной системы подачи пара (NSSS - корпус реактора, насосы и вода). паропровода внутри защитной оболочки), если произойдет какое-либо событие, которое может привести к переходу реактора в небезопасное рабочее состояние. Кроме того, RPS может автоматически запускать систему аварийного охлаждения активной зоны (ECCS) 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 упреждающе активировать систему безопасности.

Если реактор работает или набирает мощность (т. Е. Если реактор находится в сверхкритическом состоянии; регулирующие стержни извлекаются до точки, где реактор генерирует больше нейтронов, чем поглощает), могут возникнуть непредвиденные обстоятельства, связанные с безопасностью, которые потребуют быстрого остановка реактора, или, на западном ядерном языке, "КАТИСЬ ". SCRAM - это запускаемое вручную или автоматически запускаемое быстрое введение всех стержни управления в реактор, который приведет к снижению уровня тепловой мощности реактора в течение десятков секунд. Поскольку ≈ 0,6% нейтронов испускаются продуктами деления («запаздывающие» нейтроны ), которые рождаются через секунды или минуты после деления, все деление не может быть прекращено мгновенно, но топливо вскоре возвращается к уровням энергии распада. Операторы реактора могут запускать ручные SCRAM, тогда как автоматические SCRAM запускаются:

  1. Турбина запорный клапан или закрытие контрольно-клапана турбины.
    1. Если системы защиты турбины обнаруживают значительную аномалию, подача пара прекращается. Быстрый останов реактора происходит в ожидании переходного режима давления, который может увеличить реактивность.
    2. Генератор отказ от нагрузки также вызовет закрытие клапанов турбины и отключение RPS.
    3. Это отключение действует только при мощности реактора примерно на 1/3 мощности. Ниже этого количества байпасная паровая система способна регулировать давление в реакторе, не вызывая переходного режима реактивности в активной зоне.
  2. Потеря внешнего питания (LOOP)
    1. В нормальном режиме работы система защиты реактора (СЗР) получает питание от внешнего источника.
      1. Потеря внешнего питания приведет к размыканию всех реле в RPS, в результате чего все сигналы быстрого отключения будут поступать с избыточностью.
      2. также вызовет закрытие MSIV, поскольку RPS является отказоустойчивым; Предполагается, что остановка основного пара совпала с отключением электроэнергии за пределами площадки.
  3. Срабатывания нейтронного монитора - цель этих отключений - обеспечить равномерное увеличение нейтронной и тепловой мощности во время запуска.
    1. Монитор исходного диапазона (SRM) или монитор среднего диапазона (IRM) повышенного уровня:
      1. SRM, используемый во время калибровки прибора, предкритической и ранней нетепловой критичности, и IRM, используемый во время подъема к мощности, средней / поздней нетепловой и ранней или средней тепловой ступенях, оба имеют встроенные отключения, которые предотвращают быстрое уменьшение периода реактора, когда реактор интенсивно реагирует (например, когда нет пустот, вода холодная, а вода плотная) без положительного подтверждения оператором того, что такое уменьшение периода является их намерением. Перед отключением будут активированы блоки перемещения штанги, чтобы обеспечить бдительность оператора в случае незначительного превышения предварительно установленных уровней.
    2. Апскейлинг монитора среднего диапазона мощности (APRM):
      1. Предотвращает превышение реактором предварительно установленных максимумов уровня нейтронной мощности во время работы или относительных максимумов до положительного подтверждения оператором окончания пуска путем перехода реактора из состояния в состояние «Работа».
    3. Монитор среднего диапазона мощности / тепловое отключение потока охлаждающей жидкости:
      1. Предотвращает превышение реактором регулируемых уровней мощности без достаточного для этого уровня потока теплоносителя.
    4. Монитор диапазона мощности колебаний
      1. Предотвращает резкие колебания мощности реактора в условиях низкого расхода и высокой мощности.
  4. Низкий уровень воды в реакторе:
    1. Непредвиденная потеря охлаждающей жидкости (LOCA)
    2. Потеря надлежащей питательной воды (LOFW)
    3. Защищает турбину от чрезмерного уноса влаги, если уровень воды ниже паросепаратора и паросушилки.
  5. Высокий уровень воды (в установках BWR6)
    1. Предотвращает затопление магистральных паропроводов и защищает турбинное оборудование.
    2. Ограничивает скорость добавления холодной воды в сосуд, тем самым ограничивая увеличение мощности реактора во время переходных процессов с избыточной подачей.
  6. Высокое давление в сухом боксе (первичной защитной оболочке)
    1. Указывает на возможную непредвиденную потерю охлаждающей жидкости
    2. Также запускает системы САОЗ для подготовки к закачке керна после подтверждения разрешений на закачку.
  7. Основной пар запорная арматура закрытие (MSIV)
    1. Защищает от скачков давления в активной зоне, вызывающих скачки реактивности
    2. Срабатывает только для каждого канала, когда клапан закрыт более чем на 8%
    3. Один клапан может быть закрыт без отключения реактора.
  8. Высокое давление КР:
    1. Указывает на закрытие MSIV.
    2. Снижает реактивность, чтобы компенсировать схлопывание кипящей пустоты из-за высокого давления.
    3. Предотвращает открытие предохранительных клапанов.
    4. Служит резервным для нескольких других отключений, например отключения турбины.
  9. Низкое давление КР:
    1. Указывает на разрыв трубопровода в паровом туннеле или другом месте, которое не вызывает высокого давления в сухом колодце
    2. Обходится, когда реактор не находится в рабочем режиме, чтобы обеспечить повышение давления и охлаждение без автоматического сигнала остановки
  10. Сейсмическое событие
    1. Обычно эта поездка разрешена только на заводах в зонах с высоким уровнем сейсмичности.
  11. Высокий объем аварийного разряда
    1. В случае, если объем гидравлической разгрузки аварийного останова начинает заполняться, это приведет к остановке реактора перед заполнением объема. Это предотвращает гидравлическую блокировку, которая может помешать вставлению управляющих стержней. Это сделано для предотвращения ATWS (ожидаемого переходного процесса без сбоя).

Система аварийного охлаждения активной зоны (САОР)

Схема типового корпуса высокого давления реактора BWR

В то время как система защиты реактора предназначена для остановки реактора, САОЗ предназначена для поддержания надлежащего охлаждения активной зоны. САОЗ представляет собой набор взаимосвязанных систем безопасности, которые предназначены для защиты топлива внутри корпуса реактора, работающего под давлением, называемого «активная зона реактора», от перегрева. Пять критериев для САОЗ: предотвращение превышения максимальной температуры оболочки твэла 2200 ° F, предотвращение окисления оболочки твэла более чем на 17%, предотвращение образования водорода более чем на 1% от максимального теоретического значения из-за реакции металлического циркаллоя с водой, поддержание температуры охлаждаемая геометрия и возможность длительного охлаждения.[5]В системах САОЗ это достигается путем поддержания уровня охлаждающей воды корпуса реактора под давлением (КР) или, если это невозможно, путем непосредственного заполнения активной зоны теплоносителем.

Эти системы бывают трех основных типов:

  1. Системы высокого давления: они предназначены для защиты активной зоны путем нагнетания в нее большого количества воды, чтобы предотвратить раскрытие топлива при понижении уровня воды. Обычно используется в случаях заклинивания предохранительных клапанов, небольших разрывов вспомогательных труб и особенно сильных переходных процессов, вызванных отключением турбины и закрытием главного пароизоляционного клапана. Если уровень воды не может поддерживаться с помощью одних только систем высокого давления (уровень воды все еще опускается ниже заданной точки, когда системы высокого давления работают в полном объеме), срабатывает следующий набор систем.
  2. Системы сброса давления: Эти системы предназначены для поддержания давления в реакторе в пределах безопасности. Кроме того, если уровень воды в реакторе не может поддерживаться только системами теплоносителя высокого давления, система сброса давления может снизить давление в реакторе до уровня, при котором могут функционировать системы теплоносителя низкого давления.
  3. Системы низкого давления: Эти системы предназначены для работы после срабатывания систем сброса давления. Они имеют большую мощность по сравнению с системами высокого давления и питаются от нескольких резервных источников питания. Они будут поддерживать любой поддерживаемый уровень воды и в случае разрыва трубопровода наихудшего типа под активной зоной, который приводит к временному «открытию» топливного стержня, быстро уменьшать это состояние до нагрева топлива до точки, где активная зона может произойти повреждение.

Система впрыска охлаждающей жидкости под высоким давлением (HPCI)

Система впрыска теплоносителя под высоким давлением является первой линией защиты в системе аварийного охлаждения активной зоны. HPCI предназначен для нагнетания значительного количества воды в реактор, когда он находится под высоким давлением, чтобы предотвратить активацию автоматического сброса давления, распыления активной зоны и систем впрыска теплоносителя под низким давлением. HPCI приводится в действие паром из реактора, и для его раскрутки от сигнала запуска требуется примерно 10 секунд, и он 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 уровня воды на достаточном уровне, чтобы избежать автоматического 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 задействовать предохранительные или предохранительные клапаны. Это сводит к минимуму количество срабатываний предохранительных клапанов и снижает вероятность того, что один из них откроется и вызовет небольшой LOCA.

Примечание по версии: некоторые модели BWR / 5 и BWR / 6 заменяют насос HPCI с приводом от паровой турбины на распылитель 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.

Изолирующий конденсатор (IC)

Некоторые реакторы, в том числе некоторые заводы BWR / 2 и BWR / 3, а также серия реакторов (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.[6] 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 нижний клапан не закроется.[7]

Изоляционная система охлаждения активной зоны реактора (RCIC)

Изоляционная система охлаждения активной зоны реактора не является собственно системой аварийного охлаждения активной зоны, но она включена в нее, поскольку она выполняет важную для безопасности функцию, которая может помочь в охлаждении реактора 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 нагнетает примерно 2000 л / мин (600 галлонов в минуту) в активную зону реактора. 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 RCIC работает на паре высокого давления из самого реактора и, таким образом, может работать без электроэнергии, кроме энергии батареи, 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 своей 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. В системе RCIC пар конденсируется в бассейн подавления реактора. RCIC может восполнить эту потерю воды из любого из двух источников: резервуара подпиточной воды, расположенного за пределами защитной оболочки, или 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.[8]

Примечание по управлению версиями: RCIC и HPCF интегрированы в ABWR, при этом HPCF представляет режим высокой производительности 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 давления (ADS)

Система автоматического сброса давления не является частью самой системы охлаждения, но является важным дополнением к САОЗ. Он предназначен для активации в случае потери охлаждения сосуда под высоким давлением или если системы охлаждения высокого давления не могут поддерживать 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, 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 бассейне подавления (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) работать восстановить уровень воды в реакторе. Во время продувки ADS удаляемого из реактора пара достаточно 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 обеспечивая охлаждение всего реактора. Системы САОЗ низкого давления повторно затопят активную зону до окончания аварийной продувки, гарантируя, что активная зона сохранит адекватное охлаждение в течение всего события.

Система распыления сердечника низкого давления (LPCS)

Система распыления активной зоны низкого давления предназначена для подавления пара, образующегося в чрезвычайных ситуациях. Таким образом, он предотвращает повышение давления в корпусе реактора выше точки, при которой LPCI и LPCS будут неэффективными, которая превышает 32 атм (3200 кПа, 465 фунтов на квадратный 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 настолько большой, что уровень воды не может поддерживаться, распыление активной зоны способно предотвратить повреждение топлива путем обеспечение достаточного распыления топлива для отвода остаточного тепла. В более ранних версиях BWR (установки BWR 1 или 2) система LPCS была единственной САОЗ, и активная зона могла быть адекватно охлаждена за счет распыления активной зоны, даже если она была полностью открыта. Начиная с блоков 2 и 3 в Дрездене, система распыления активной зоны была дополнена системами HPCI / LPCI, чтобы обеспечить как охлаждение распылением, так и заводнение активной зоны в качестве методов обеспечения надлежащего охлаждения активной зоны.

Примечание по редактированию: в реакторах ABWR и (E) SBWR имеются дополнительные системы орошения водой для охлаждения сухого бокса и бассейна подавления.

Система впрыска охлаждающей жидкости низкого давления (LPCI)

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 сочетании с системой распыления активной зоны для поддержания низкого давления пара LPCI разработан для предотвращения непредвиденных ситуаций путем быстрого и полного заполнения активной зоны охлаждающей жидкостью. Система LPCI была впервые представлена ​​в блоках 2 и 3 Дрездена. В системе LPCI также могут использоваться 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 поздние версии BWR перемещали точку нагнетания непосредственно внутри кожуха активной зоны, чтобы минимизировать время на повторное заполнение активной зоны, что существенно снизило пиковые температуры активной зоны во время LOCA.

Примечание по управлению версиями: ABWR заменяют LPCI на заводнение керна низкого давления (LPCF), которое работает по аналогичным принципам. (E) SBWR заменяют LPCI на DPVS / PCCS / GDCS, как описано ниже.

Система клапана сброса давления (DPVS) / пассивная система охлаждения защитной оболочки (PCCS) / гравитационная система охлаждения (GDCS)

(E) SBWR имеет дополнительную емкость ECCS, которая полностью пассивна, уникальна и значительно улучшает глубокая защита. Эта система активируется, когда уровень воды внутри корпуса реактивного двигателя достигает уровня 1. В этот момент запускается таймер обратного отсчета.

В верхней части корпуса реактора находится несколько больших клапанов сброса давления. Они составляют DPVS. Это дополнительная возможность к ADS, которая также включена в (E) SBWR. DPVS состоит из восьми таких клапанов: четыре на основных паропроводах, которые при срабатывании выводят воздух в сухой колодец, а четыре - непосредственно в колодец.

Если уровень 1 не будет повторно погружен в течение 50 секунд после начала обратного отсчета, DPVS срабатывает и быстро выпускает пар, содержащийся в корпусе высокого давления реактора, в сухой бокс. Это приведет к увеличению объема воды внутри корпуса реактора (из-за падения давления), что увеличит количество воды, доступной для охлаждения активной зоны. Кроме того, сброс давления снижает температуру насыщения, улучшая отвод тепла за счет фазового перехода. (Фактически, оба ESBWR и ABWR спроектированы таким образом, чтобы даже в максимально возможных непредвиденных обстоятельствах активная зона никогда не теряла слой водяного теплоносителя.)

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, расположенных над и сбоку от сосуда 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 заставит его перемещаться вверх в сухой колодец к узлам трубопроводов в потолке, которые будут подавать пар к четырем большим теплообменникам - системе пассивного сдерживания охлаждения ( PCCS) - расположен 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» жидкой воды, которое затопит дно корпуса реактора (и его активную зону).

Воды достаточно для охлаждения теплообменников PCCS в течение 72 часов. На этом этапе все, что нужно сделать, - это пополнить бассейны, охлаждающие теплообменники PCCS, что является сравнительно тривиальной операцией, выполнимой с помощью переносного пожарного насоса и шлангов.

GE разместила на своем веб-сайте компьютеризированную анимацию работы ESBWR во время инцидента с разрывом трубы.[9]

Резервная система контроля жидкости (SLCS)

SLCS является резервной системой защиты реактора. В случае, если RPS не может остановить реактор по какой-либо причине, SLCS закачивает жидкий раствор бора в корпус реактора, чтобы привести его в состояние гарантированного останова до превышения каких-либо ограничений защитной оболочки или корпуса реактора. Резервная система управления жидкостью предназначена для подачи 13% -ного раствора пентабората натрия в количестве, эквивалентном 86 галлонам в минуту, 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, установленные кодексом ASME, топливо не будет подвержено нестабильности, вызывающей повреждение активной зоны, и защитная оболочка не выходит из строя из-за избыточного давления во время самого крайнего отказа из-за аварийного останова на полной мощности.

SLCS состоит из бака, содержащего борированная вода как поглотитель нейтронов, защищенный взрывоопасными 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 отказа оболочки твэла, чтобы отрегулировать ph пролитого теплоносителя реактора, предотвращая выброс некоторых радиоактивных материалов.

Примечание по управлению версиями: SLCS - это система, которая никогда не должна быть активирована, если все остальные меры не дали результата. В BWR / 1 - BWR / 6 его активация может нанести значительный ущерб установке, что может привести к выходу из строя старых BWR без полного 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 растворимые поглотители нейтронов, которые он содержит, и, таким образом, избежать повреждения внутренних частей установки.

Система содержания

Конечная система безопасности внутри и снаружи каждого BWR - это многочисленные уровни физической защиты, которые одновременно защищают реактор от внешнего мира и защищают внешний мир от реактора.

Есть пять уровней экранирования:

  1. Топливные стержни внутри корпуса реактора покрыты толстым слоем Циркалой экранирование;
  2. Сам корпус реактора изготовлен из стали толщиной 6 дюймов (150 мм) из хирургической нержавеющей стали, стойкой к воздействию высоких температур, вибрации и коррозии. сорт 316L пластина как с внутренней, так и с внешней стороны;
  3. Основная защитная оболочка сделана из стали толщиной 1 дюйм;
  4. Вторичная защитная оболочка изготовлена ​​из армированного сталью предварительно напряженного бетона толщиной 1,2–2,4 метра (3,9–7,9 футов).
  5. Здание реактора (защитная стена / противоракетный щит) также выполнено из армированного сталью предварительно напряженного бетона толщиной от 0,3 до 1 м (от 0,98 до 3,28 фута).

Если все возможные меры, стоящие между безопасной эксплуатацией и повреждением активной зоны, не срабатывают, защитную оболочку можно герметизировать на неопределенный срок, и это предотвратит любой значительный выброс радиации в окружающую среду практически при любых обстоятельствах.

Разновидности защитной оболочки BWR

Как проиллюстрировано приведенным выше описанием систем, конструкции BWR существенно отличаются от PWR. В отличие от PWR, который, как правило, следовал очень предсказуемой внешней конструкции защитной оболочки (стереотипный купол наверху цилиндра), защитные оболочки BWR различаются по внешней форме, но их внутренняя особенность чрезвычайно разительна по сравнению с PWR. Существует пять основных разновидностей защитной оболочки BWR:

Атомная электростанция Гарильяно, используя досовременную «сухую» локализацию
  • «Домодернистское» сдерживание (Поколение I); Эта защитная оболочка, имеющая сферическую форму и имеющую паровой барабанный сепаратор или сепаратор пара вне корпуса реактора, а также теплообменник для пара низкого давления, теперь устарела и не используется ни в одном действующем реакторе.
Марк I Сдерживание
Контейнер Mark I в стадии строительства
  • защитная оболочка Mark I, состоящая из прямоугольного здания из железобетона, а также дополнительного слоя из армированного сталью бетона, окружающего стальной цилиндрический сухой колодец и стальной глушитель давления ниже. Mark I был самым ранним типом защитной оболочки, широко использовавшимся, и многие реакторы с Mark I до сих пор находятся в эксплуатации. За прошедшие годы в этот тип защитной оболочки было внесено множество усовершенствований безопасности, особенно для обеспечения упорядоченного снижения нагрузки на защитную оболочку, вызванную давлением в совокупном ограничивающем разломе. Здание реактора Mark I обычно представляет собой большую прямоугольную конструкцию из железобетона.
  • защитная оболочка Mark II, аналогичная Mark I, но без отчетливого тора подавления давления в пользу цилиндрического «мокрого колодца», расположенного ниже нереакторной полости сухого колодца. Both the wetwell and the drywell have a primary containment structure of steel as in the Mark I, as well as the Mark I's layers of steel-reinforced concrete composing the secondary containment between the outer primary containment structure and the outer wall of the reactor building proper. The reactor building of the Mark II generally is in the form of a flat-topped cylinder.
  • the Mark III containment, generally similar in external shape to the stereotypical PWR, and with some similarities on the inside, at least on a superficial level. For example, rather than having a slab of concrete that staff could walk upon while the reactor was not being refueled covering the top of the primary containment and the RPV directly underneath, the Mark III takes the BWR in a more PWR-like direction by placing a water pool over this slab. Additional changes include abstracting the wetwell into a pressure-suppression pool with a weir wall separating it from the drywell.
ESBWR Containment
  • Advanced containments; the present models of BWR containments for the ABWR and the ESBWR are harkbacks to the classical Mark I/II style of being quite distinct from the PWR on the outside as well as the inside, though both reactors incorporate the Mark III-ish style of having non-safety-related buildings surrounding or attached to the reactor building, rather than being overtly distinct from it. These containments are also designed to take far more stress than previous containments were, providing advanced safety. In particular, GE regards these containments as being able to withstand a direct hit by a tornado beyond Level 5 on the Old Fujita Scale with winds of 330+ miles per hour. Such a tornado has never been measured on earth. They are also designed to withstand seismic accelerations of .2 G, or nearly 2 meters per second2 in any direction.

Containment Isolation System

Many valves passing in and out of the containment are required to be open to operate the facility. During an accident where radioactive material may be released, these valves must shut to prevent the release of radioactive material or the loss of reactor coolant. The containment isolation system is responsible for automatically closing these valves to prevent the release of radioactive material and is an important part of a plant's safety analysis. The isolation system is separated into groups for major system functions. Each group contains its own criteria to trigger an isolation. The isolation system is similar to reactor protection system in that it consists of multiple channels, it is classified as safety-related, and that it requires confirmatory signals from multiple channels to issue an isolation to a system. An example of parameters which are monitored by the isolation system include containment pressure, acoustic or thermal leak detection, differential flow, high steam or coolant flow, low reactor water level, or high radiation readings in the containment building or ventilation system. These isolation signals will lock out all of the valves in the group after closing them and must have all signals cleared before the lockout can be reset.

Isolation valves consist of 2 safety-related valves in series. One is an inboard valve, the other is an outboard valve. The inboard is located inside the containment, and the outboard is located just outside the containment. This provides redundancy as well as making the system immune to the single failure of any inboard or outboard valve operator or isolation signal. When an isolation signal is given to a group, both the inboard and outboard valves stroke closed. Tests of isolation logic must be performed regularly and is a part of each plant's technical specifications. The timing of these valves to stroke closed is a component of each plant's safety analysis and failure to close in the analyzed time is a reportable event.

Examples of isolation groups include the main steamlines, the reactor water cleanup system, the reactor core isolation cooling (RCIC) system, shutdown cooling, and the residual heat removal system. For pipes which inject water into the containment, two safety-related check valves are generally used in lieu of motor operated valves. These valves must be tested regularly as well to ensure they do indeed seal and prevent leakage even against high reactor pressures.

Hydrogen management

During normal plant operations and in normal operating temperatures, the hydrogen generation is not significant. When the nuclear fuel overheats, zirconium в Zircaloy cladding used in fuel rods oxidizes in reaction with steam:[10]

Zr + 2H2O → ZrO2 + 2H2

When mixed with air, hydrogen is flammable, and hydrogen detonation or deflagration may damage the reactor containment. In reactor designs with small containment volumes, such as in Mark I or II containments, the preferred method for managing hydrogen is pre-inerting with inert gas—generally nitrogen—to reduce the oxygen concentration in air below that needed for hydrogen combustion, and the use of thermal recombiners. Pre-inerting is considered impractical with larger containment volumes where thermal recombiners and deliberate ignition are used.[11] Mark III containments have hydrogen igniters and hydrogen mixers which are designed to prevent the buildup of hydrogen through either pre-ignition prior to exceeding the lower explosive limit of 4%, or through recombination with Oxygen to make water.

The safety systems in action: the Design Basis Accident

The Design Basis Accident (DBA) for a nuclear power plant is the most severe possible single accident that the designers of the plant and the regulatory authorities could reasonably expect. It is, also, by definition, the accident the safety systems of the reactor are designed to respond to successfully, even if it occurs when the reactor is in its most vulnerable state. The DBA for the BWR consists of the total rupture of a large coolant pipe in the location that is considered to place the reactor in the most danger of harm—specifically, for older BWRs (BWR/1-BWR/6), the DBA consists of a "guillotine break" in the coolant loop of one of the recirculation jet pumps, which is substantially below the core waterline (LBLOCA, large break loss of coolant accident) combined with loss of feedwater to make up for the water boiled in the reactor (LOFW, loss of proper feedwater), combined with a simultaneous collapse of the regional power grid, resulting in a loss of power to certain reactor emergency systems (LOOP, loss of offsite power). The BWR is designed to shrug this accident off without core damage.[нужна цитата ]

The description of this accident is applicable for the BWR/4.

The immediate result of such a break (call it time T+0) would be a pressurized stream of water well above the boiling point shooting out of the broken pipe into the drywell, which is at atmospheric pressure. As this water stream flashes into steam, due to the decrease in pressure and that it is above the water boiling point at normal atmospheric pressure, the pressure sensors within the drywell will report a pressure increase anomaly within it to the reactor protection system at latest T+0.3. The RPS will interpret this pressure increase signal, correctly, as the sign of a break in a pipe within the drywell. As a result, the RPS immediately initiates a full SCRAM, closes the main steam isolation valve (isolating the containment building), trips the turbines, attempts to begin the spinup of RCIC and HPCI, using residual steam, and starts the diesel pumps for LPCI and CS.

Now let us assume that the power outage hits at Т+0.5. The RPS is on a float uninterruptable power supply, so it continues to function; its sensors, however, are not, and thus the RPS assumes that they are all detecting emergency conditions. Within less than a second from power outage, auxiliary batteries and compressed air supplies are starting the Emergency Diesel Generators. Power will be restored by Т+25 seconds.

Let us return to the reactor core. Due to the closure of the MSIV (complete by Т+2), a wave of backpressure will hit the rapidly depressurizing RPV but this is immaterial, as the depressurization due to the recirculation line break is so rapid and complete that no steam voids will likely collapse to liquid water. HPCI and RCIC will fail due to loss of steam pressure in the general depressurization, but this is again immaterial, as the 2,000 L/min (600 US gal/min) flow rate of RCIC available after Т+5 is insufficient to maintain the water level; nor would the 19,000 L/min (5,000 US gal/min) flow of HPCI, available at Т+10, be enough to maintain the water level, if it could work without steam. В Т+10, the temperature of the reactor core, at approximately 285 °C (545 °F) at and before this point, begins to rise as enough coolant has been lost from the core that voids begin to form in the coolant between the fuel rods and they begin to heat rapidly. От Т+12 seconds from the accident start, fuel rod uncovery begins. At approximately Т+18 areas in the rods have reached 540 °C (1,004 °F). Some relief comes at Т+20 or so, as the negative temperature coefficient and the negative void coefficient slows the rate of temperature increase. Т+25 sees power restored; however, LPCI and CS will not be online until Т+40.

В Т+40, core temperature is at 650 °C (1,202 °F) and rising steadily; CS and LPCI kick in and begins deluging the steam above the core, and then the core itself. First, a large amount of steam still trapped above and within the core has to be knocked down first, or the water will be flashed to steam prior to it hitting the rods. This happens after a few seconds, as the approximately 200,000 L/min (3,300 L/s, 52,500 US gal/min, 875 US gal/s) of water these systems release begin to cool first the top of the core, with LPCI deluging the fuel rods, and CS suppressing the generated steam until at approximately Т+100 seconds, all of the fuel is now subject to deluge and the last remaining hot-spots at the bottom of the core are now being cooled. The peak temperature that was attained was 900 °C (1,650 °F) (well below the maximum of 1,200 °C (2,190 °F) established by the NRC) at the bottom of the core, which was the last hot spot to be affected by the water deluge.

The core is cooled rapidly and completely, and following cooling to a reasonable temperature, below that consistent with the generation of steam, CS is shut down and LPCI is decreased in volume to a level consistent with maintenance of a steady-state temperature among the fuel rods, which will drop over a period of days due to the decrease in fission-product decay heat within the core.

After a few days of LPCI, decay heat will have sufficiently abated to the point that defueling of the reactor is able to commence with a degree of caution. Following defueling, LPCI can be shut down. A long period of physical repairs will be necessary to repair the broken recirculation loop; overhaul the ECCS; diesel pumps; and diesel generators; drain the drywell; fully inspect all reactor systems, bring non-conformal systems up to spec, replace old and worn parts, etc. At the same time, different personnel from the licensee working hand in hand with the NRC will evaluate what the immediate cause of the break was; search for what event led to the immediate cause of the break (the root causes of the accident); and then to analyze the root causes and take corrective actions based on the root causes and immediate causes discovered. This is followed by a period to generally reflect and post-mortem the accident, discuss what procedures worked, what procedures didn't, and if it all happened again, what could have been done better, and what could be done to ensure it doesn't happen again; and to record lessons learned to propagate them to other BWR licensees. When this is accomplished, the reactor can be refueled, resume operations, and begin producing power once more.

The ABWR and ESBWR, the most recent models of the BWR, are not vulnerable to anything like this incident in the first place, as they have no liquid penetrations (pipes) lower than several feet above the waterline of the core, and thus, the reactor pressure vessel holds in water much like a deep swimming pool in the event of a feedwater line break or a steam line break. The BWR 5s and 6s have additional tolerance, deeper water levels, and much faster emergency system reaction times. Fuel rod uncovery will briefly take place, but maximum temperature will only reach 600 °C (1,112 °F), far below the NRC safety limit.

According to a report by the U.S. Nuclear Regulatory Commission into the Fukushima Daiichi nuclear disaster, the March 2011 Tōhoku earthquake and tsunami that caused that disaster was an event "far more severe than the design basis for the АЭС Фукусима-дайити ".[12] The reactors at this plant were BWR 3 and BWR 4 models. Their primary containment vessels had to be flooded with seawater containing boric acid, which will preclude any resumption of operation[нужна цитата ] and was not anticipated in the DBA scenario. In addition, nothing similar to the chemical explosions that occurred at the Fukushima Daiichi plant [13] was anticipated by the DBA.

Prior to the Fukushima Daiichi disaster, no incident approaching the DBA or even a LBLOCA in severity had occurred with a BWR[нужна цитата ]. There had been minor incidents involving the ECCS, but in those circumstances it had performed at or beyond expectations. The most severe incident that had previously occurred with a BWR was in 1975 due to a fire caused by extremely flammable urethane foam installed in the place of fireproofing materials at the Browns Ferry Nuclear Power Plant; for a short time, the control room's monitoring equipment was cut off from the reactor, but the reactor shut down successfully, and, as of 2009, is still producing power for the Власть долины Теннесси, having sustained no damage to systems within the containment. The fire had nothing to do with the design of the BWR – it could have occurred in any power plant, and the lessons learned from that incident resulted in the creation of a separate backup control station, compartmentalization of the power plant into fire zones and clearly documented sets of equipment which would be available to shut down the reactor plant and maintain it in a safe condition in the event of a worst-case fire in any one fire zone. These changes were retrofitted into every existing US and most Western nuclear power plants and built into new plants from that point forth.

Notable activations of BWR safety systems

General Electric defended the design of the reactor, stating that the station blackout caused by the 2011 Tōhoku earthquake and tsunami was a "beyond-design-basis " event which led to Fukushima I nuclear accidents.[14] According to the Nuclear Energy Institute, "Coincident long-term loss of both on-site and off-site power for an extended period of time is a beyond-design-basis event for the primary containment on any operating nuclear power plant".[15]

The reactors shut down as designed after the earthquake. However, the tsunami disabled four of the six sets of switchgear and all but three of the diesel backup generators which operated the emergency cooling systems and pumps. Pumps were designed to circulate hot fluid from the reactor to be cooled in the wetwell, but only units 5 and 6 had any power. Units 1, 2 and 3 reactor cores overheated and melted. Radioactivity was released into the air as fuel rods were damaged due to overheating by exposure to air as water levels fell below safe levels. As an emergency measure, operators resorted to using firetrucks and salvaged car batteries to inject seawater into the drywell to cool the reactors, but only achieved intermittent success and three cores overheated. Reactors 1–3, and by some reports 4 all suffered violent hydrogen explosions March 2011 which damaged or destroyed their top levels or lower suppression level (unit 2).[16]

As emergency measures, helicopters attempted to drop water from the ocean onto the open rooftops. Later water was sprayed from fire engines onto the roof of reactor 3. A concrete pump was used to pump water into the spent fuel pond in unit 4.

Согласно с NISA, the accident released up to 10 petabecquerels of radioactiveiodine-131 per hour in the initial days, and up to 630 PBq total, about one eighth the 5200 PBq released at Chernobyl.[17]However, in view of the later scandals, NISA's data should perhaps be treated with caution.[18]

Рекомендации

  1. ^ Staff, USNRC Technical Training Center (September 27, 2002). GE Technology Manual (R-304B). 3rd (of 8 files) (Revision 0197 ed.). Чаттануга, Теннесси, United States of America: Office for Analysis and Evaluation of Operational Data, Комиссия по ядерному регулированию США. п. 2.5.2. Получено 15 ноября, 2009.[постоянная мертвая ссылка ]
  2. ^ Various GE promotional slideshows & ABWR Tier 2 Design Control Document, USNRC
  3. ^ Youngborg, L.H.; , "Retrofits to BWR safety and nonsafety systems using digital technology," Nuclear Science Symposium and Medical Imaging Conference, 1992., Conference Record of the 1992 IEEE, vol., no., pp. 724–726 vol. October 2, 25–31, 1992
  4. ^ "NRC: Resolution of Generic Safety Issues: Issue 82: Beyond Design Basis Accidents in Spent Fuel Pools (Rev. 3) (NUREG-0933, Main Report with Supplements 1–33)". Nrc.gov. 3 ноября 2010 г.. Получено 18 марта, 2011.
  5. ^ "Acceptance criteria for emergency core cooling systems for light-water nuclear power reactors". NRC. 2012 г.. Получено 29 мая, 2012.
  6. ^ "Status report 100 - Economic Simplified Boiling Water Reactor (ESBWR)". Вашингтон, округ Колумбия: Международное агентство по атомной энергии. 2011. Получено 30 июня, 2011.[постоянная мертвая ссылка ]
  7. ^ David Lochbaum (May 24, 2011). "Fukushima Dai-Ichi Unit 1: The First 30 Minutes" (PDF). Вашингтон, округ Колумбия: Union of Concerned Scientists. Получено 30 июня, 2011.
  8. ^ David Lochbaum (2011). "Fukushima Dai-Ichi Unit 2: The First 60 Minutes" (PDF). Вашингтон, округ Колумбия: Union of Concerned Scientists. Получено 30 июня, 2011.
  9. ^ http://www.ge-energy.com/products_and_services/products/nuclear_energy/esbwr_nuclear_reactor.jsp (click the arrow button in the "MEDIA GALLERY" in order to start the animation)
  10. ^ Nuclear Fuel Behaviour in Loss-of-coolant Accident (LOCA) Conditions (PDF). Nuclear Energy Agency, OECD. 2009. с. 141. ISBN  978-92-64-99091-3.
  11. ^ "Mitigation of hydrogen hazards in water cooled power reactors" (PDF). МАГАТЭ. February 2001.
  12. ^ Recommendations for Enhancing Reactor Safety in the 21st Century: The Near-Term Task Force Review of Insights from the Fukushima Dai-ichi Accident (PDF), U.S. Nuclear Regulatory Commission, 2011, SECY-11-0093, retrieved July 2012 Проверить значения даты в: | accessdate = (помощь)
  13. ^ "Japan Earthquake: Radiation Leaking After Fukushima Nuclear Plant Explodes – ABC News". Abcnews.go.com. March 14, 2011. Получено 18 марта, 2011.
  14. ^ " General Electric Defends Nuclear Plant Design, ABC News
  15. ^ "NEI report" (PDF). Архивировано из оригинал (PDF) on April 26, 2011. Получено 21 апреля, 2011.
  16. ^ Helman, Christopher (March 15, 2011). "Explainer: What caused the incident at Fukushima-Daiichi". Blogs.forbes.com. Получено 7 апреля, 2011.
  17. ^ Q&A: Is Fukushima as bad as Chernobyl? By Thair Shaikh, CNN April 13, 2011
  18. ^ "NISA admits it was negligent, apologizes for shoddy management", Асахи Симбун, June 19, 2012, archived from оригинал on May 23, 2014, получено 20 мая, 2014

внешняя ссылка

СМИ, связанные с Schemata of boiling water reactor в Wikimedia Commons