Авария с потерей охлаждающей жидкости - Loss-of-coolant accident

Смоделированная анимация плавления керна в легководный реактор после аварии с потерей охлаждающей жидкости. После достижения чрезвычайно высокой температуры ядерное топливо и сопровождающая его оболочка сжижаются и перемещаются на дно камеры. корпус реактора.

А авария с потерей теплоносителя (LOCA) - это режим отказа для ядерный реактор; если не управлять эффективно, результаты LOCA могут привести к повреждению активной зоны реактора. Каждая атомная станция система аварийного охлаждения активной зоны (ECCS) существует специально для работы с LOCA.

Ядерные реакторы производят тепло внутри; чтобы удалить это тепло и преобразовать его в полезную электрическую энергию, охлаждающая жидкость система используется. Если этот поток теплоносителя уменьшится или полностью исчезнет, ​​мощность ядерного реактора система аварийного отключения призван остановить деление цепная реакция. Однако из-за радиоактивный распад, ядерное топливо будет продолжать выделять значительное количество тепла. В спад тепла производимая остановом реактора на полной мощности, первоначально эквивалентна примерно 5-6% номинальной тепловой мощности реактора.[1] Если все независимые цепи охлаждения САОЗ не работают должным образом, это тепло может повысить температуру топлива до точки повреждения реактора.

  • Если вода присутствует, она может закипеть, вырвавшись из труб. По этой причине, атомная электростанция оснащены приводом от давления предохранительные клапаны и резервные запасы охлаждающей воды.
  • Если графит и воздух присутствует, графит может улавливать Огонь, распространение радиоактивное загрязнение. Такая ситуация существует только в СМА, РБМК, Магнокс и реакторы для производства оружия, в которых графит используется в качестве замедлитель нейтронов (видеть Чернобыльская катастрофа и Уиндскейл огонь ).
  • Топливо и внутренние части реактора могут расплавиться; если расплавленная конфигурация остается критической, расплавленная масса будет продолжать выделять тепло, возможно, плавясь вниз через дно реактора. Такое событие называется ядерный расплав и может иметь серьезные последствия. Так называемой "Китайский синдром "был бы этот процесс доведен до крайности: расплавленная масса продвигается вниз через почву к уровень грунтовых вод (и ниже) - однако текущее понимание и опыт ядерных реакций деления предполагают, что расплавленная масса станет слишком разрушенной, чтобы продолжать тепловыделение, прежде чем опуститься очень далеко; например, в Чернобыльская катастрофа активная зона реактора расплавилась, и материал активной зоны был обнаружен в подвале, слишком рассредоточенном для проведения цепной реакции (но все же опасно радиоактивным).
  • Некоторые конструкции реакторов имеют пассивная безопасность функции, предотвращающие срыв в этих экстремальных обстоятельствах. В Реактор с галечным слоем, например, может выдерживать экстремальные температурные переходные процессы в своем топливе. Другой пример - КАНДУ реактор, который имеет две большие массы относительно холодной воды под низким давлением (первая - это тяжелый замедлитель; вторая - защитный резервуар, заполненный легкой водой), которые действуют как поглотители тепла. Другой пример - Саморегулирующийся модуль атомной энергетики с водородным замедлителем, в котором химическое разложение гидрид урана топливо останавливает реакцию деления, удаляя водородный замедлитель.[2] Тот же принцип используется в TRIGA исследовательские реакторы.

В рабочих условиях реактор может пассивно (то есть при отсутствии каких-либо систем управления) увеличивать или уменьшать свою выходную мощность в случае LOCA или пустот, появляющихся в его системе теплоносителя (например, из-за кипения воды). Это измеряется коэффициент пустотности охлаждающей жидкости. Самый современный атомная электростанция имеют отрицательный коэффициент пустотности, что означает, что когда вода превращается в пар, мощность мгновенно уменьшается. Два исключения - российские РБМК и канадский КАНДУ. Реакторы кипящей воды с другой стороны, имеют паровые пустоты внутри корпуса реактора.

Современные реакторы спроектированы так, чтобы предотвращать и выдерживать потери теплоносителя независимо от их коэффициент пустоты, используя различные техники. Некоторые, например реактор с галечным слоем, пассивно замедляют цепную реакцию при потере теплоносителя; другие имеют обширные системы безопасности чтобы быстро остановить цепную реакцию, и может иметь обширные системы пассивной безопасности (например, большой теплоотвод вокруг активной зоны реактора, пассивно активируемые резервные системы охлаждения / конденсации или пассивно охлаждаемая защитная оболочка), которые снижают риск дальнейшего повреждения.

Развитие после потери охлаждающей жидкости

Большая работа идет на предотвращение серьезного профильного события. Если бы такое событие произошло, ожидается, что три различных физических процесса увеличат время между началом аварии и временем, когда может произойти большой выброс радиоактивности. Эти три фактора предоставят операторам завода дополнительное время, чтобы смягчить последствия события:

  1. Время, необходимое для выкипания воды (охлаждающая жидкость, замедлитель). Если предположить, что в момент аварии реактор будет SCRAMed (немедленное и полное введение всех управляющих стержней), таким образом уменьшая тепловую мощность и еще больше задерживая кипение.
  2. Время, необходимое для расплавления топлива. После того, как вода закипит, время, необходимое топливу для достижения точки плавления, будет определяться подводимой теплотой из-за распада продуктов деления, теплоемкостью топлива и точкой плавления топлива.
  3. Время, необходимое для того, чтобы расплавленное топливо нарушило первичную границу давления. Время, необходимое для того, чтобы расплавленный металл активной зоны пробил границу первичного давления (в легководные реакторы это сосуд высокого давления; в КАНДУ и РБМК реакторы - это совокупность топливных каналов под давлением; в PHWR реакторы типа Атуча I, это будет двойная преграда каналов и резервуара высокого давления) будет зависеть от температуры и материалов границ. Важную роль играет то, остается ли топливо критическим в условиях внутри поврежденной активной зоны или за ее пределами.

Ядерная катастрофа на Фукусима-дайити

Ядерная катастрофа на Фукусима-дайити в 2011 году произошла из-за аварии с потерей теплоносителя. Цепи, которые снабжали электроэнергией насосы теплоносителя, вышли из строя, что привело к потере теплоносителя, которая имела решающее значение для отвода остаточного тепла распада, которое образуется даже после того, как активные реакторы остановлены и ядерное деление прекратилось. Отсутствие охлаждения активной зоны реактора привело к трем ядерным авариям, трем взрывам водорода и выбросу радиоактивного загрязнения.

Водородные взрывы могут быть напрямую связаны с окислением циркония водяным паром в оболочках твэлов в результате потери теплоносителя.

Топливные оболочки

В большинстве реакторов используется циркониевый сплав как материал для оболочек твэлов благодаря коррозионной стойкости и малому сечению поглощения нейтронов. Однако одним из основных недостатков циркониевых сплавов является то, что при перегреве они окисляются и вызывают неконтролируемую экзотермическую реакцию с водой (паром), которая приводит к образованию водорода: . Именно такие реакции и привели к водородным взрывам при ядерной катастрофе на Фукусима-дайити.

Поведение при разрыве

Остаточное тепло распада вызывает быстрое повышение температуры и внутреннего давления оболочки твэла, что приводит к пластической деформации и последующему разрыву. Во время аварии с потерей теплоносителя оболочки твэлов на основе циркония одновременно подвергаются высокотемпературному окислению, фазовому превращению и деформации ползучести.[3] Эти механизмы были тщательно изучены исследователями, использующими модели критериев взрыва. В одном исследовании ученые разработали критерий разрыва оболочек твэлов из циркалоя-4 и определили, что влияние паровой среды на разрушение оболочек незначительно при низких температурах. Однако при повышении температуры разрыва происходит быстрое окисление оболочек из циркалоя-4, приводящее к резкому снижению его пластичности. Фактически, при более высоких температурах деформация разрыва в значительной степени падает до нуля, что означает, что окисленная оболочка становится настолько хрупкой локально, что прогнозируется ее разрушение без какой-либо дальнейшей деформации или деформации.

Количество кислорода, поглощаемого циркониевым сплавом, зависит от времени воздействия пара (H2О) до разрыва. При быстром разрыве из-за высоких скоростей нагрева и внутреннего давления окисление незначительно. Однако окисление играет важную роль в разрушении из-за низких скоростей нагрева и низких начальных внутренних давлений.

Покрытия стойкости к окислению

На подложки из циркониевого сплава может быть нанесено покрытие для повышения их стойкости к окислению. В одном исследовании исследователи покрыли подложку из цирло Ti.2Фаза AlC MAX с использованием метода гибридного дугового / магнетронного распыления с последующим отжигом. Впоследствии они исследовали механические свойства и стойкость к окислению в условиях чистого пара при 1000 ºC, 1100 ºC и 1200 ºC при разном времени окисления. Результаты показали, что покрытие подложки из Zirlo Ti2AlC вызывает увеличение твердости и модуля упругости по сравнению с голой подложкой. Кроме того, была значительно улучшена стойкость к высокотемпературному окислению. Преимущества Ti2AlC по сравнению с другими материалами покрытия состоит в том, что он имеет превосходную стабильность при нейтронном облучении, более низкий коэффициент теплового расширения, лучшую стойкость к тепловому удару и стойкость к окислению при более высокой температуре.[4] Таблица 1 обеспечивает хорошее указание на улучшенные механические свойства в результате покрытия и повышенное сопротивление пластической деформации.

Таблица 1. Механические свойства основы и материала с покрытием
Твердость (ГПа)Модуль упругости (ГПа)ОНЧАС3/ E2 (ГПа)
Субстрат5.39 ± 0.1129.92 ± 3.10.040.01
Ti2Материал с покрытием AlC14.24±0.1230.8±3.10.060.05

В другом недавнем исследовании оценивались покрытия Cr и FeCrAl (нанесенные на циркалой-4 с использованием технологии атмосферного плазменного напыления) в условиях моделирования потери охлаждающей жидкости.[5] Покрытие Cr показало превосходную стойкость к окислению. Формирование компактного Cr2О3 Слой на Cr-покрытии действует как барьер для диффузии кислорода, который защищает Zr-подложку от окисления, тогда как FeCrAl-покрытие разрушается из-за взаимной диффузии между покрытием и Zr-подложкой при высокой температуре, что позволяет Zr все еще окисляться.

Смотрите также

Рекомендации

  1. ^ "Пособие по основам Министерства энергетики - Распад, Ядерная физика и теория реакторов, том 2, модуль 4, стр. 61". Получено 20 апреля 2016.
  2. ^ Петерсон, Отис Г. (20 марта 2008 г.). «Заявка на патент 11/804450: Саморегулирующийся ядерный энергетический модуль». Публикация патентной заявки США. Бюро по патентам и товарным знакам США, Федеральное правительство США, Вашингтон, округ Колумбия, США. Получено 2009-09-05.
  3. ^ Суман, Сиддхартх; Хан, Мохд. Калим; Патхак, Манабендра; Сингх, Р. Н .; Чакравартти, Дж. К. (01.10.2016). «Разрыв оболочки ядерного топлива при аварии с потерей теплоносителя». Ядерная инженерия и дизайн. 307: 319–327. Дои:10.1016 / j.nucengdes.2016.07.022. ISSN  0029-5493.
  4. ^ Ли, Вентао; Ван, Чжэньюй; Шуай, Цзиньтао; Сюй, Бэйбэй; Ван, Айин; Ке, Пэйлин (2019-08-01). «Покрытие Ti2AlC с высокой стойкостью к окислению на подложках из Zirlo для аварийных условий с потерей теплоносителя». Керамика Интернэшнл. 45 (11): 13912–13922. Дои:10.1016 / j.ceramint.2019.04.089. ISSN  0272-8842.
  5. ^ Ван, Идин; Чжоу, Ваньчэн; Вэнь Циньлун; Жуань, Синьцуй; Ло, Фа; Бай, Гуанхай; Цин, Юйчан; Чжу, Дунмэй; Хуанг, Чжибинь; Чжан, Янвэй; Лю, Тонг (25.06.2018). «Поведение напыленных плазменным напылением Cr-покрытий и FeCrAl-покрытий на Zr-оболочке твэлов в условиях аварии с потерей теплоносителя». Технология поверхностей и покрытий. 344: 141–148. Дои:10.1016 / j.surfcoat.2018.03.016. ISSN  0257-8972.