Система безопасности в действии: Базисный Несчастный случай Дизайна

Базисный Несчастный случай Дизайна (DBA) для атомной электростанции является самым серьезным единственным несчастным случаем, который могли вообразить проектировщики завода и контролирующих органов. Это, также, по определению, несчастный случай, на который система безопасности реактора разработана, чтобы ответить успешно, даже если происходит, когда реактор находится в своем самом уязвимом государстве. DBA для BWR состоит из полного разрыва большой трубы хладагента в местоположении, которое, как полагают, помещает реактор в большинство опасности вреда — определенно для более старого BWRs (BWR/1-BWR/6), DBA состоит из "разрыва гильотины" в петле хладагента одного из насосов самолета рециркуляции, который является существенно ниже основной ватерлинии (LBLOCA, крупная потеря разрыва несчастного случая хладагента) объединен с потерей питательной воды, чтобы восполнить воду, вскипяченную в реакторе (LOFW, потеря надлежащей питательной воды), объединенный с одновременным крахом региональной энергосистемы, приводящей к потере власти к определенным реакторным чрезвычайным системам (ПЕТЛЯ, потеря offsite власти). BWR разработан, чтобы не обратить внимания на этот несчастный случай без основного повреждения.

Описание этого несчастного случая применимо для BWR/4, который является самой старой моделью BWR в общем обслуживании.

Непосредственный результат такого разрыва (называют это временем T+0) был бы герметичным потоком воды много больше точки кипения, выбегающей из сломанной трубы в drywell, который является в атмосферном давлении. Поскольку этот водный поток вспыхивает в пар, из-за уменьшения в давлении и что это выше водной точки кипения в нормальном атмосферном давлении, датчики давления в пределах drywell сообщат об аномалии увеличения давления в пределах этого к Реакторной Системе защиты самое позднее T+0.3. RPS будет интерпретировать этот сигнал увеличения давления, правильно, как признак перерыва в трубе в пределах drywell. В результате RPS немедленно начинает полное, ВЫМЕТАЮТСЯ, закрывает Главный Паровой Клапан Изоляции (изолирующий здание сдерживания), опрокидывает турбины, пытается начать spinup RCIC и HPCI, используя остаточный пар, и начинает дизельные насосы для LPCI и CS.

Теперь давайте предполагать, что отключение электричества власти нападает на T+0.5. RPS находится на плавании uninterruptable электропитание, таким образом, это продолжает функционировать; его датчики, однако, не, и таким образом RPS предполагает, что они все обнаруживают чрезвычайные условия. В пределах меньше чем секунда от отключения электричества власти, вспомогательных батарей и поставок сжатого воздуха начинает Чрезвычайные Дизельные Генераторы. Власть будет восстановлена секундами T+25.

Давайте возвратимся к реакторному ядру. Из-за закрытия MSIV (полный T+2), волна противодавления поразит быстро сбрасывающий давление RPV, но это является несущественным, поскольку разгерметизация из-за разрыва линии рециркуляции настолько быстра и полна, что никакие паровые пустоты, вероятно, не вспыхнут, чтобы оросить. HPCI и RCIC потерпят неудачу из-за потери парового давления в общей разгерметизации, но это является снова несущественным как 2 000 L/min (600 американских девочек/минут) расход RCIC, доступного после того, как T+5 недостаточен, чтобы поддержать водный уровень; ни был бы 19 000 L/min (5 000 американских девочек/минут) поток HPCI, доступного в T+10, быть достаточно, чтобы поддержать водный уровень, если это могло бы работать без пара. В T+10 температура реакторного ядра, приблизительно в 285 °C (550 °F) в и перед этим пунктом, начинает повышаться, поскольку достаточно хладагента было потеряно от ядра, которое пустоты начинают формировать в хладагенте между топливными прутами, и они начинают нагреваться быстро. К секундам T+12 с начала несчастного случая начинается топливный прут uncovery. В приблизительно областях T+18 в прутах достигли 540 °C (1000 °F). Некоторое облегчение прибывает в T+20 или так, поскольку отрицательный температурный коэффициент и отрицательный недействительный коэффициент замедляет темп температурного увеличения. T+25 видит восстановленную власть; однако, LPCI и CS не будут онлайн до T+40.

В T+40 основная температура в 650 °C (1200 °F) и повышающийся устойчиво; CS и LPCI умирают, и начинает deluging пар выше ядра, и затем ядра непосредственно. Во-первых, большое количество пара, все еще пойманного в ловушку выше и в пределах ядра, должно быть сбито сначала, или вода будет высвечена, чтобы двигаться до этого поражающий пруты. Это происходит после нескольких секунд, как приблизительно 200 000 L/min (3 300 L/s, 52 500 американских девочек/минут, 875 американских gal/s) воды эти системы выпуск начинает охлаждать сначала вершину ядра с LPCI deluging топливные пруты, и CS подавление произведенного пара до в приблизительно секунды T+100, все топливо теперь подвергается наводнению, и последние остающиеся горячие точки у основания ядра теперь охлаждаются. Пиковая температура, которая была достигнута, была 900 °C (1650 °F) (значительно ниже максимума 1200 °C (2200 °F) установленный NRC) у основания ядра, которое было последней горячей точкой, которая будет затронута наводнением.

Ядро охлаждено быстро и полностью, и после охлаждения к разумной температуре, ниже этого совместимого с производством пара, CS закрыт, и LPCI уменьшен в объеме к уровню, совместимому с обслуживанием установившейся температуры среди топливных прутов, которые понизятся в течение дней из-за уменьшения в высокой температуре распада продукта расщепления в пределах ядра.

После нескольких дней LPCI достаточно уменьшится высокая температура распада до такой степени, что defueling реактора в состоянии начаться со степенью предостережения. После defueling может быть закрыт LPCI. Длительный период физического ремонта будет необходим, чтобы восстановить сломанную петлю рециркуляции; перестройте ECCS; дизельные насосы; и дизельные генераторы; истощите drywell; полностью осмотрите все реакторные системы, принесите неконформным системам до спекуляции, замените старые и носившие части и т.д. В то же самое время различный персонал от лица, имеющего патент, работающего взявшись за руки с NRC, оценит, какова непосредственная причина разрыва была; поиск, какой случай привел к непосредственной причине разрыва (первопричины несчастного случая); и затем проанализировать первопричины и принять меры по ликвидации последствий, основанные на первопричинах и непосредственных обнаруженных причинах. Это сопровождается периодом, чтобы вообще размышлять и посмертный несчастный случай, обсудить, какие процедуры работали, что процедуры не сделали, и если все это произошло снова, что, возможно, было добито большего успеха, и что могло быть сделано, чтобы гарантировать, что это не происходит снова; и сделать запись уроков училось размножать их другим лицам, имеющим патент BWR. Когда это достигнуто, реактор может быть заправлен горючим, операции по резюме, и начать производить власть еще раз.

ABWR и ESBWR, новые модели BWR, не уязвимы для чего-либо как этот инцидент во-первых, поскольку у них нет никакого жидкого проникновения (трубы) ниже чем на несколько футов выше ватерлинии ядра, и таким образом, реакторная камера высокого давления держится в воде очень как глубокий бассейн в случае разрыва линии питательной воды или парового разрыва линии. У BWR 5s и 6s есть дополнительная терпимость, более глубокие водные уровни, и намного более быстрое чрезвычайное системное время реакции. Топливный прут uncovery будет кратко иметь место, но максимальная температура только достигнет 600 °C (1 100 °F), далеко ниже предела безопасности NRC.

Нужно отметить, что никакой инцидент, даже приближающийся к DBA или даже LBLOCA в серьезности, никогда не происходил с BWR. Были незначительные инциденты, вовлекающие ECCS, но при этих обстоятельствах он выступил в или вне ожиданий. Самый серьезный инцидент, который когда-либо происходил с BWR, происходил в 1975 из-за огня, вызванного чрезвычайно огнеопасной пеной уретана, установленной вместо придавания огнестойкость материалам в Атомной электростанции Парома Браунов; в течение короткого промежутка времени контрольное оборудование диспетчерской было отключено от реактора, но реактора, закрытого успешно, и, с 2009, все еще производит власть для Властей Долины Теннесси, не понеся ущерба к системам в пределах сдерживания. Огонь не имел никакого отношения к дизайну BWR - это, возможно, произошло в любой электростанции, и уроки, извлеченные из того инцидента, привели к созданию отдельной резервной станции контроля, разделению электростанции в зоны огня и ясно зарегистрировали комплекты оборудования, которые будут доступны, чтобы закрыть реакторный завод, и поддержать это в безопасном условии в случае худшего случая стреляют в любую зону огня. Эти изменения были retrofitted в каждые существующие США и большинством Западных атомных электростанций и встраивали в новые заводы от того пункта дальше.

Дальнейшие исследования

Я не был в состоянии исследовать все аспекты относительно того, какие потенциальные эффекты активация Реакторной Защитной Системы будет иметь в случае нападения, единственного исходного взрыва, разрушающего реактор.

Что произойдет, если рабочим завода удастся активизировать систему RPS и успешно закрыть реактор прежде, чем это будет разрушено? Это строго препятствует потенциальному ущербу, нанесенному (утечка)? Каков эффект взрыва, который разрушает реактор онлайн против офлайнового реактора?

См. больше информации о различных ядерных реакторах:

http://en.wikipedia.org/wiki/Nuclear_reactor

http://en.wikipedia.org/wiki/Containment_building

http://en.wikipedia.org/wiki/Boiling_water_reactor