Принцип защиты в глубину

При проектировании ЯЭУ одним из основных принципов безопасности является принцип защиты в глубину, в соответствии с которым для предотвращения или ограничения неблагоприятных последствий отказов оборудования и ошибок персонала АС предусматривается несколько уровней защиты.

Важнейшим требованием принципа защиты в глубину является организация физических барьеров безопасности. На пути распространения осколков деления при их потенциально возможном выходе из топливной композиции в окружающую среду в современных реакторах имеется, как правило, три барьера, которые, учитывая их функции и значение, можно считать барьерами безопасности. Первый барьер безопасности образуют топливная композиция и оболочки твэлов. В случае попадания радиоактивных продуктов деления в теплоноситель их дальнейшему распространению препятствуют система первого контура, трубопроводы и корпусные конструкции первого контура {второй барьер безопасности). И, наконец, при протечках первого контура радиоактивные продукты деления задерживаются либо системой герметичных помещений, либо защитной оболочкой (третий барьер). При анализе безопасности необходимо убедиться в эффективности этих барьеров как в нормальных, так и в аварийных условиях, последовательно проследить за независимостью их функционирования, за наличием «запаса» эффективности, средств диагностики и контроля.

Любая проектная авария не должна приводить к последующему нарушению функционирования систем, необходимых для локализации возникшей ситуации, в частности систем первого контура и систем ЗО.

Функционирование барьеров безопасности в аварийных режимах должно удовлетворять вполне определенным требованиям. Условия работы барьеров при авариях, включая исключительно маловероятные постулированные аварии, должны быть тщательно проанализированы, при этом следует доказать эффективность барьеров с необходимым запасом на возможные неопределенности.

Твэл должен сохранять механическую целостность в течение всего времени пребывания в реакторе, при хранении и транспортировке. Его расширение или распухание не должно превосходить границ, при которых обеспечиваются нормальные условия охлаждения. Твэл считается поврежденным, если вследствие нарушения целостности оболочки продукты деления попадают в теплоноситель.

В современных энергетических реакторах, как правило, используются стержневые твэлы с топливом в виде таблеток диоксида урана, заключенных в оболочку из стали или сплава циркония. Топливная композиция и герметичная оболочка твэла образуют первый барьер на пути распространения продуктов деления.

В результате деления и захвата нейтронов в топливе накапливаются радиоактивные продукты, при этом изменяются состав, физико-химические и механические свойства топливной композиции.

Работа твэлов характеризуется высокими тепловыми нагрузками (примерно 450 Вт/см) и значительными температурными перепадами по поперечному сечению топлива, которые могут составлять несколько сот градусов.

Несмотря на то что в процессе деления образуется большое количество радиоактивных продуктов, диоксид урана при нормальных рабочих температурах удерживает более 98% этих продуктов. Около 1—2% продуктов, в основном газообразные и летучие — криптон, ксенон и иод, диффундируют в газовый объем между топливной композицией и оболочкой, при этом герметичная оболочка препятствует их выходу в теплоноситель.

Поведение топлива как барьера, удерживающего продукты деления, зависит от температуры и выгорания. При температурах ниже 1000°С диоксид урана удерживает все, даже газовые продукты деления. С ростом температуры и выгорания картина существенно меняется. Продукты деления становятся более подвижными.

Этот процесс имеет диффузионную природу, и скорость выхода продуктов деления из топлива определяется законом ехр( — E/kT), где Е — энергия активации; Т — температура; k — постоянная Больцмана. При температуре выше 1600° С большая доля газов выходит из топлива под оболочку, заметно возрастает также выход йода и других летучих нуклидов. Чтобы топливо выполняло свои «барьерные» функции, важно, чтобы взаимодействие топлива с теплоносителем было минимальным,

Один из важнейших критериев, характеризующих условия работы топливной композиции,—это достижение температуры плавления. Этот параметр особенно важен при быстром повышении мощности, когда температура оболочки повышается еще незначительно. Плавление топлива должно рассматриваться как потеря барьерных функций не только топливом, но и твэлом в целом.

Оболочка твэла обеспечивает его целостность, механическую прочность, препятствует попаданию продуктов деления в первый контур. Основное требование к оболочке — обеспечить прочность и герметичность во всем спектре нормальных и аварийных воздействий в течение многолетнего «жизненного цикла» и радиационную стойкость при длительном облучении.

Герметичность оболочек должна сохраняться в течение всего срока работы твэла и последующего хранения отработанного топлива. В процессе «жизненного цикла» оболочка твэла подвергается воздействию совокупности факторов, создающих сложные условия работы оболочки. Это коррозионное и силовое воздействие как со стороны теплоносителя, так и со стороны топлива, термоциклирование при изменениях режимов работы (пуск, остановка, маневрирование), радиационное охрупчивание при облучении потоком быстрых нейтронов, наконец, перегревы в аварийных ситуациях.

При «распухании» топлива, а также под действием выходящих под оболочку газовых и летучих продуктов деления увеличиваются нагрузки, действующие изнутри на оболочку твэлов.

Для материалов оболочек первостепенное значение имеют следующие свойства: радиационное упрочнение, охрупчивание, распухание, радиационная ползучесть, коррозионная стойкость.

При медленном увеличении мощности или уменьшении расхода теплоносителя через реактор основным параметром, характеризующим целостность твэла, будет температура оболочки. Разрушение оболочки начинается, когда напряжения превышают предел прочности, определяемый в зависимости от температуры.

Значения температур, используемые в качестве критериев аварийного состояния, должны определяться для конкретных условий данного типа реактора. В частности, рассматриваются «закризисные» температурные условия при аварии с потерей теплоносителя на водо-водяных энергетических реакторах (ВВЭР).

При определении максимально допустимых значений параметров, характеризующих состояние активной зоны, в первую очередь должны рассматриваться оболочки твэлов, от состояния которых во многом зависит развитие аварийного процесса. Предельно допустимые значения параметров устанавливаются на основе экспериментальных данных по поведению оболочки и твэлов в, целом в стационарных и переходных режимах. Экспериментальные исследования характеристик работоспособности оболочек твэлов позволяют выработать критерии опасности аварий. При анализе аварийных процессов и определении допустимых. значений параметров должны быть всесторонне рассмотрены и учтены возможные физико-химические взаимодействия между топливом, оболочкой и теплоносителем, а также другими средами, попадание которых возможно в активную зону при работе или в период аварии.

Активная зона и другие системы, определяющие условия ее работы, должны быть спроектированы таким, образом, чтобы исключалось превышение установленных пределов повреждения твэлов на протяжении всего ее расчетного срока службы при условиях нормальной эксплуатации. Не допускается превышение указанных пределов также ни при одном из следующих нарушений нормальной эксплуатации (с учетом действия защитных систем):

• неисправностях . системы управления и контроля реактора;
• потере энергопитания главных циркуляционных насосов;
• отключении турбогенераторов и потребителей тепла;
• полной потере внешних источников энергопитания;
• течах первого контура, восполняемых штатными системами
  подпитки.

Допустимые пределы повреждения твэлов при нормальной эксплуатации для водоохлаждаемых реакторов следующие: число твэлов с микродефектами не должно превышать 0,1 — 1%, а с прямым контактом топлива с теплоносителем 0,01—0,1% общего количества твэлов в активной зоне в зависимости от типа реактора. Фактические значения оказываются меньше. В зависимости от характеристик твэлов и реактора иногда назначают пределы повреждения по другим параметрам {объемной активности теплоносителя и т. п.).

В сложных аварийных условиях допускается превышение проектного предела повреждения твэлов для нормальной эксплуатации (первый проектный предел повреждения). При этом формулируются требования, специфичные для реакторов различных типов и используемого топлива, по обеспечению второго проектного предела повреждения твэлов системой аварийного охлаждения при маловероятных проектных авариях включая максимальную проектную аварию (МПА). Для водо-водяных реакторов второй предел повреждения твэлов обусловлен ограничением развития пароциркониевой реакции.

В процессе эксплуатации осуществляется непрерывный контроль за состоянием оболочек твэлов, целостность которых является важнейшим условием обеспечения безопасности. Состояние оболочек оценивается системой контроля герметичности оболочек (системой КТО), регистрирующей запаздывающие нейтроны продуктов деления или у-излучение.

Тепловыделяющая сборка (ТВС) осуществляет дистанциониродание твэлов, формирует поток теплоносителя вокруг элементов, обеспечивая необходимое охлаждение. ТВС обеспечивает механическую целостность сборки твэлов, препятствует возникновению и распространению локальной аварии, связанной с уменьшением расхода теплоносителя в отдельные ячейки и разрушением части твэлов.

Условия работы твэлов в значительной мере определяются конструкцией активной зоны, одной из функций которой является поддержание проектной геометрии размещения топлива и необходимого с точки зрения температурных условий распределения теплоносителя. Для всех условий нормальной эксплуатации нестабильность расхода теплоносителя через активную зону должна быть предотвращена.

Активная зона оснащается специальными датчиками внутри-реакторного контроля, обеспечивающими информацию о распределении мощности, вызванном различными воздействиями (перемещением стержней, перераспределением ксенона и т. д.), о температурных условиях в ТВС и расходных характеристиках.

Проектные аварии, включая МПА, не должны приводить к изменениям в активной зоне, препятствующим охлаждению твэлов, или послеаварийной разборке активной зоны.

Для обеспечения целостности первого основного барьера безопасности необходимо поддержание заданного температурного режима работы твэлов и предотвращение механического и коррозионного воздействий на оболочку, выходящих за допустимые по условиям прочности пределы.

Устанавливаются следующие проектные пределы:

• запас до кризиса теплоотдачи не менее 1,1 —1,3;
• температура в центре топливного сердечника ниже температуры плавления диоксида урана (т. е. не более примерно 2700° С);
• внутреннее давление газа под оболочкой твэлов в конце кампании активной зоны меньше номинального внешнего, давления;
• напряжения в оболочке меньше предела текучести;
• деформация оболочки меньше 0,7—1%;
• накопленная . усталостная циклическая повреждаемость
  меньше 80% проектной величины.

Нарушение барьера, повреждение твэлов определяется как расплавление (частичное или полное), разрыв или разгерметизация первоначально бездефектной оболочки твэлов сверх установленных пределов, происходящее, в частности, вследствие неблагоприятной комбинации плотности энерговыделения и условий охлаждения.

Вторым барьером на пути продуктов деления являются корпус реактора, другие корпусные конструкции первого контура и трубопроводы. Система первого контура обеспечивает границы, в пределах которых содержится теплоноситель при рабочих температурах и давлении, и служит для удержания радиоактивных продуктов деления, вышедших из твэлов, ограничения количества неконтролируемых выбросов.

Функцией первого контура является отвод тепла, генерируемого в активной зоне во время нормальной работы. Кроме того, система первого контура должна функционировать как часть системы отвода остаточного тепловыделения после остановки реактора и как часть аварийной системы охлаждения активной зоны во время аварии с потерей теплоносителя.

Корпус реактора должен обеспечивать герметичность в течение всего периода эксплуатации (свыше 30 лет). Поэтому к материалу корпуса предъявляются требования высокой коррозионной и радиационной стойкости и долговечности в условиях всего спектра эксплуатационных воздействий (давление, температура, флюенс нейтронов, термокачки и т. д.).

Все оборудование и трубопроводы первого контура должны выдерживать без повреждений статические и динамические нагрузки и температурные воздействия, возникающие в любых их компонентах с учетом действия защитных систем при непреднамеренных выделениях энергии. В частности, анализируются последствия аварийного процесса, вызванного введением реактивности при выбросе органа воздействия на реактивность максимальной эффективности, заброса «холодного» теплоносителя в активную зону, а также исходных событий, приводящих к нарушению теплоотвода от первого контура.

Заключение

В данной курсовой работе был проведен расчет схемы распределения нагрузки и выбор трансформатор для питания электростанции в групповом ОРЦ-417000/750режиме и трансформатор ОРЦ-417000/750 блочном. Также были определены потери и коэффициент загрузки оборудования и .

Список источников

1. Рожкова Л.Д., Козулин В.С. Электрооборудование станций и подстанций. – М.: Энергоатомиздат, 1987. – 648 с.

2. Неклепаев Б.Н., Крючков И.П. Электрическая часть электростанций и подстанций : Справочные материалы для курсового и дипломного проектирования. – М.: Энергоатомиздат, 1989. – 608 с.

3. Справочник по проектированию электроэнергетических систем. В.В. Ершевич, А.Н. Зейлигер, С.А. Журбинович и др. Под ред. С.С. Рокотяна и И.М. Шапиро. 3-е изд. перераб. и доп. – М.: Энегроатомиздат, 1985.

4. Электрическая часть станций и подстанций: Учеб. для вузов/ А.А. Васильев, И.П. Крючков, Е.В. Наяшкова и др. Под ред. А.А. Васильева. – 2-е изд., перераб. и доп. – М.: Энергоатомиздат, 1990.

5. СТО-13-2011 Студенческие работы. Общие требования к оформлению. Липецк: ЛГТУ, 2011, 32 с.

6. Бессонов Л. Н. Теоретические основы электротехники. – М.: Высшая школа, 1973. – 750 с.