close

Вход

Забыли?

вход по аккаунту

?

Махин В.М., ОКБ ГП

код для вставкиСкачать
Корпусной кипящий реактор (BWR).
Физико-технические вопросы реакторов
BWR (реакторов АЭС ФУКУСИМА)".
Махин Валентин Михайлович
НИЯУ МИФИ – апрель, 2011
«Реакторы с водяным замедлителем
соединяют высокий коэффициент
воспроизводства ядерного горючего с
простотой и компактностью
конструкции . По нашему мнению, они
являются перспективными для
большой атомной энергетики
ближайшего будущего»
(из доклада И.В. Курчатова в Харуэлле,
Англия
в апреле 1956г.)
Содержание
• Введение: два направления КР и основные
выводы из опыта создания водоохлаждаемых
реакторов.
• Эволюция конструкций BWR.Место реакторов
АЭС Фукусима в цепочке BWR.
• Некоторые нейтронно-физические
характеристики.
• Особенности конструкций BWR (Фукусима). Этап
развития до АBWR .
• Отказы оборудования и инциденты
• Авария на АЭС Фукусима
• Выводы
• Создание водоохлаждаемых энергетических
реакторов в СССР началось с Постановления СМ
СССР №351-323 от 15 марта 1956г., которым
предусматривалось развитие двух направлений:
ВВЭР (ИАЭ и ОКБ «ГИДРОПРЕСС, АЭП» и ВК
(ИАЭ, ОКБ «ГИДРОПРЕСС» и ВНИПИЭТ).
• Реакторы ВВЭР имеют свою успешную
эволюционную историю развития.
• Кипящее корпусное направление в СССР
представлено одним реактором ВК-50 (НИИАР,
Димитровград), который введен в энергосистему
в декабре 1965г. В настоящее время проводятся
работы по продлению установленного срока
эксплуатации до 60 лет). Имеются проекты: ВК300 (НИКИЭТ), ВК-12 Т(ОКБ «ГИДРОПРЕСС»).
Опыт создания реакторов
•
Еще в 1953 г. глава разработок реакторов для подводных лодок, а в
последствии и реакторов PWR адмирал Х.Риковер писал: «Теоретический
реактор…почти всегда имеет следующие основные характеристики: он
прост, он мал, он дешев, он легок, его можно построить очень быстро,
спектр его использования очень широк, объем разработок, связанных с
его созданием, очень мал, в нем используются «готовые элементы»,
реактор находится в стадии исследования, его строительство еще не
начато... Вместе с тем практическую реальную установку можно
характеризовать следующим образом: установка строится, строительство
отстает от графика, установка требует огромного объема разработок по
явно незначительным вопросам (в частности, решения проблемы,
связанной с коррозией), стоимость установки чрезвычайно велика,
строительство идет медленными темпами по техническим причинам,
установка велика, установка сложна…. Создатель теоретического
реактора … имеет возможность упиваться блестящими идеями,
практические недостатки которых можно отнести к категории «всего лишь
технических деталей». Создатель же практического реактора должен жить
с этими техническими деталями. Неподатливые и мудреные, они требуют
своего решения, их нельзя отложить до завтра, а это требует рабочей
силы, времени и денег.» / Бюллетень МАГАТЭ, 1978 г. Т.20. №6, стр.63.
• Вывод – важен опыт создания и эксплуатации
конкретного типа реакторов!
• Одно из основных требований к ядерной
энергетике (ЯЭ) - требование социальной
приемлемости, т.е. ЯЭ должны быть
безопасной и экономичной. Эти условия
противоречивы…
• Выполнение этого требования (социальной
приемлемости) связано с рациональным
решением различных задач: экономических,
экологических, физических, инженерных...
• Особенностью решения большинства задач
является их «связанность».
• Особенность BWR- одновременно
происходят взаимосвязанные нейтроннофизические, теплогидравлические,
термомеханические, термохимические
(коррозия, радиолиз) процессы.
Принципиальные особенности BWR, важные для
безопасности
• Удельное энерговыделение в активной зоне корпусных реакторов:
• в BWR равно 50-55 кВт/л;
•
•
•
•
в ВВЭР-440 - 83 кВт/л,
в РWR и ВВЭР-1000 – 95 и 110-115 кВт/л,
в АСТ-500 и ВК-50 - 25-35 кВт/л, в ВК-50 до 52 кВт/л
в БН-реакторов, например, БН-350, БН-600 и БН-800, а также «Феникс»,
«СУПЕРФЕНИКС» (максимальные значения) - - 400-480 кВт/л.
• Реакторы BWR характеризуются значительным объемом корпуса:
• -диаметр до 7 м;
•
•
- высота до 28 м.
Для примера аналогичные размеры ВВЭР-1000 – 4,5 м и 10,9 м.
• Радиолиз, повышенная коррозия материалов. Перенос
радионуклидов из реактора в турбину.
• Единая особенность РУ АЭС– остаточное тепловыделение (через 5
часов –1%; через сутки – 0,5%; через 60 суток –0,1%. Nт=1500
МВт, через 5 часов –15 МВт, через сутки – 7.5 МВт, через 0,5 года
11, 1 кВт на ТВС ВВЭР-1000). Как следствие, необходимость
охлаждения бассейнов выдержки ОЯТ.
ЭВОЛЮЦИЯ BWR
Реакторы Фукусима в «цепочке» BWR
Фукусима 1 : BWR/3 (1-й блок); BWR/4 (4 блока); BWR/5 (6-й блок).
Фукусима 2: BWR/5 (4 блока)
Конструкция.Эволюция BWR
Эволюция конструкции реакторов в 1963-1972 г.:
- BWR/1 –Dresden-1, первый коммерческий реактор
с сепарацией пара внутри корпуса;
- BWR/2– Oyster Greek, полностью прямой цикл
(исключение второго контура);
- BWR/3–Dresden-2, впервые применены струйные
насосы, улучшенная САОЗ с разбрызгиванием и
заливом, реактор АЭС Фукусима 1;
- BWR/4 – Broyn Ferry, увеличенное на 20%
энерговыделение в активной зоне;
- BWR/5 – Zimmer, улучшенная САОЗ, реактор АЭС
Фукусима 2;
- BWR/6 – серия с улучшенными характеристиками
струйных
насосов
и
сепараторов,
САОЗ,
максимальная линейная нагрузка до 44 кВт/м,
компактный блочный щит управления.
ЭВОЛЮЦИЯ КОНТАЙНМЕНТОВ BWR
Основные характеристики BWR/6
• Номинальная тепловая мощность – 3579 МВт
• Электрическая мощность (в сеть) – 1252 МВт
КПД, нетто – 33,6% (35%)
• Расход пара (G1)– 1940 кг/с; давление– 7 МПа
Ср. уд. энерговыделение в акт. зоне – 56 кВт/л
• Расход через акт.зону (G2)- 13240 кг/с
• Коэффициент рециркуляции G1/ G2=6,8
Температура питательной воды - 216 оС
• Температура на входе/выходе А.З.- 277 / 288 оС
• Масс.паросодержание(на выходе из активной зоны)–9-15%
• Число рециркуляционных петель (материал – углерод. сталь) –
2
• Число струйных насосов – 20; число паропроводов – 4
ЭВОЛЮЦИЯ BWR .Топливоиспользование
Основные характеристики активных зон
Физика, теплогидравлика
Ф и зи ч еск и й п ар ам ет р , в л и я ю щ и й н а
т оп ли в ои сп ол ь зов ан и е
О б огащ ен и е топ ли ва, %
И зм ен ен и е п лотн ости вод ы в акти вн ой зон е
В озм ож н ость п ри м ен ен и я «м ягкого » б орн ого
регули рован и я
и
реали зац ии
коси н усои д ал ьн ого п роф и ля эн ерговы д елен и я
И сп ользован и е
кластерн ой
си стем ы
регули р ован и я
П ри м ен ен и е вы гораю щ и х п оглоти теле й
В ы горан и е топ ли ва Т В С , М В т*сут/кг U
РW R и ВВЭР
До 5
BW R
До 5
н езн ачи тельн ое
д о 3 раз
+
-
+
-
+
+
д о 60,
в п ерсп екти ве д о 70
д о 45
Физика, теплогидравлика
Х ар ак т ер и сти к а
1
У д ельн ая эн ергон ап ряж ен н ость акти вн ой
зон ы , кВ т/л
Д и ам етр твэла, м м
8× 8 с д в ум я 9× 9 с п я т ь ю
9× 9-IX с
в од я н ы м и
в од я н ы м и
от д ел ь н ы м
п ол ост я м и п ол ост я м и к ан ал ом в м ест о
д ев я т и т в эл ов .
2
3
4
40 ÷ 51
40 ÷ 51
Д о 57
12,3
11/10,6
11
В н утрен н яя сред а твэл а
С ред н ее об огащ ен и е п о
Г ели й п од д авлен и ем
2 35
U, %
С ред н яя гл уб и н а вы гор ан и я, М В т*сут/кг
Водно-топливное отношение, ВТО
3,3÷ 3,5
3,4÷ 3,6
3,5÷ 4,0
34
38
40 ÷ 45
2,5
2,7
2,4
Физика
П ар ам етр
Р еак ти вн ость , %
PW R
BW R
Зап ас р еак ти вн о сти «ч и стой »
зон ы (без п огл о ти тел ей ) п р и н /у
Э ф ф ек ти вн ость р егул и р ую щ и х
стер ж н ей
Ж и дк остн ое р егул и р овани е
29,3
25,0
-7
-17
-25
-12(А З)
С ум м ар н ая эф ф ек ти вн ость
р егул и р ован и я
-32
-29
Взаимосвязь явлений в BWR
Пример ВК-50 (обогащение 2,4 %)
Пример ВК-50 (162
138 твэлов)
П а р ам ет р
О б щ ая м асса топ ли вн ой загр узк и , т
С к орость теп лон оси теля н а вх од е в Т В С , м /с
Т ем п ерат урн ы й эф ф ек т реак ти вн ости п ри
разо греве от 20 д о 220 С , % К /К (б ез б орн ой
к и слоты )
П аровой эф ф ек т реак ти вн ости п ри увели чен и и
м ощ н ости д о 200 М В т, % К /К
Н еравн ом ерн ость эн ерговы д е лен и я п о
п оп еречн ом у сечен и ю Т В С
Н еравн ом ерн ость эн ерговы д елен и я п о рад и ус у
ак ти вн ой зон ы
Н еравн ом ерн ость эн ерговы д елен и я п о вы соте
Т В С д ля п олн остью и звлечен н ы х Р Р .
В ы горан и е вы гр уж аем о го топ ли ва д ля
235
об огащ ен и я п о
U 3% , М В т·с ут/к г уран а
К оли чество «свеж и х » п од п и точн ы х Т В С
В Т О
2,2
10,5
3,0
9,1
0,9 1,0
1,0 1,1
-3,0
-1,5
-1 0
-5
1,25
1,08
1,3 1,6
1,3 1,6
1,5 1,7
1,3 1,7
2022
2526
3036
1822
Вероятность тяжелого
повреждения активной зоны
• General Electric has recalculated
maximum core damage frequencies per
year per plant for its nuclear power plant
designs:
• BWR/4 -- 1 x 10-5 (a typical plant)
• BWR/6 -- 1 x 10-6 (a typical plant)
• ABWR -- 2 x 10-7 (now operating in Japan)
• ESBWR -- 3 x 10-8 (submitted for Final
Design Approval by NRC)
1.Вопросы устойчивости режимов эксплуатации.
2. Проблемные вопросы BWR: коррозия (равномерная и
нодулярная), радиолиз, миграция продуктов коррозии
(влияние Рн теплоносителя).
3. Некоторые отказы и инциденты:
В начале 1990-х годов многочисленные трещины в
трубопроводах (Германия).
В 2001г. На АЭС Хамаока-1 (Япония) и АЭС Брунсбютель
(Германия) разрыв труб в результате взрыва
радиолитического кислорода и водорода (гидролиз).
3. Некоторые отказы, проблемы и
инциденты:
TEРCO (Япония) признала, что фальсифицировала
данные (200 случаев подлогов в технической
информации на 3 АЭС с 1977 по 2002г., из книги
Кузнецов В.М. «Российская и мировая атомная
энергетика»).
В 2002г. отставка президента TEРCO из-за скандала
с сокрытием информации.
Остановка на 12 лет «Monju» (БН-реактор, 280 МВт).
Крупная утечка натрия.
2006г. Пересмотр норм сейсмостойкости (с 6 баллов
на 6,8-6,9 б. по шкале Рихтера).
Наиболее значительные события,
потенциально ведущие к аварии
За 11 лет эксплуатации BWR (PWR) ранее 1984г. события,
потенциально ведущие к аварии (30% - ошибки персонала):
Потеря внешнего электроснабжения – 5 (12);
Отказ системы электропитания, связанной с безопасностью –1
(5);
Потеря питательной воды – 4 (6);
Отказ системы инжектирования теплоносителя высокого
давления –1;
Аварии с потерей теплоносителя с малым разрывом –2;
Отказ автоматической системы снижения давления-3;
Пожар кабелей КИП – 1;
Закупорка фильтров технологической воды – 1.
Технологические системы
BWR с рециркуляционными
насосами
BWR. Основные системы
1- спринклерная подсистема защитной оболочки, 2- защитная оболочка, 3- разбрызгиватели, 4разгрузочные клапаны, 5- система байпасирования турбины, 6-турбина, 7-генератор, 8рециркуляционные насосы, 9-приводы СУЗ, 10- питательные насосы, 11- конденсатные насосы,
12-основной конденсатор, 13-охлаждающая вода промконтура, 14-подсистема аварийного
охлаждения низкого давления, 15-корпус реактора, 16-подсистема охлаждения бассейна, 17бассейн, 18-разгрузочный клапан, 19-подсистема нормального расхолаживания, 20-насосы отвода
остаточного тепловыделения, 21-система отвода остаточного тепловыделения, 22-подсистема
конденсации пара, 23- система автономного охлаждения активной зоны, 24 – бак запаса
конденсата, 25-теплообменник, 26, 27- насосы, 28-система промконтура (техническая вода), 29-
Схема BWR с
рециркуляционными насосами
Система автономного охлаждения активной зоны
1- защитная оболочка (ЗО), 2корпус реактора,
3разгрузочнопредохранительные клапаны,
4-главный паропровод, 5питательная вода,
6-насос с
турбоприводом (применяется
пар из реактора),
7- конденсат из бака запаса
конденсата или
теплообменника отвода
остаточного тепловыделения.
В н/у температура воды в
бассейне не более 77 град. С
На 1984г. не было
ни одного случая
срабатывания
системы
аварийного ввода
жидкого
поглотителя
Защитная оболочка
Бассейн хранения топлива
Перспективные установки:
ABWR, ESBWR
Реактор ABWR
Ядерная энергетика в Японии
Япония (55 реакторов) занимает 3 место в мире после США (104
реактора) и Франции (59 реакторов). На АЭС 29% электроэнергии от
суммарного количества.Средний возраст –24 года.
Суммарная мощность – 49580 МВт (в перспективе до 62860 МВт в 2030г.).
Типы реакторов: PWR- 23, BWR-28 + 4 АBWR
Средний КИУМ: 2003г.-60%, 2004г.-70%; 2005г. – 71%; 2006г. –69%. (1%
КИУМ – 2 млрд. иен).
Особенность – долгое согласование и быстрое строительство!
Применяется диоксидное урановое и МОХ-топливо.
В 1998г. выведен из эксплуатации первый реактор (32 года), в 2003г. –
второй.
Реакторы BWR,
эксплуатируемые в Японии
(АЭС Фукусима)
По состоянию на февраль 2011 года шесть энергоблоков,
мощностью 4,7 ГВт, сделали Фукусиму-1 одной из 25
крупнейших атомных электростанций в мире. Фукусима-1 —
это первая АЭС, построенная и эксплуатируемая Токийской
энергетической компанией (TEPCO).
Расположенная в 11,5 км южнее АЭС Фукусима-2 также
эксплуатируется компанией TEPCO.
Э н ер гобл ок
[3 ]
Ф ук уси м а I-1
М о щ н о ст ь
Тип
Н ач ал о
Э н ер гет и ч еск и й
В в од в
З ак р ы т и е
[4 ]
р еак т ор ов Ч и ст ы й Б р утт о ст р ои т ел ь ст в а
п уск
эк сп л уат ац и ю
B W R -3
[5]
439
М Вт
460
М Вт
784
М Вт
25.07.1967
по
ок он чан ии
ли к ви д аци и
17.11.1970
26.03.1971
09.06.1969
24.12.1973
по
18.07.1974 ок он чан ии
ли к ви д аци и
Ф ук уси м а I-2
B W R -4
760
М Вт
Ф ук уси м а I-3
B W R -4
760
М Вт
784
М Вт
28.12.1970
26.10.1974
27.03.1976
31.03.2011
Ф ук уси м а I-4
B W R -4
760
М Вт
784
М Вт
12.02.1973
24.02.1978
12.10.1978
31.03.2011
Ф ук уси м а I-5
B W R -4
760
М Вт
784
М Вт
22.05.1972
22.09.1977
18.04.1978
Ф ук уси м а I-6
B W R -5
1067
М Вт
1100
М Вт
26.10.1973
04.05.1979
24.10.1979
Ф ук уси м а I-7
[6 ]
(п лан )
ABW R
1325
М Вт
1380
М Вт
-
Ф ук уси м а I-8
[7 ]
(п лан )
ABW R
1325
М Вт
1380
М Вт
-
•
Р е а кто р н ы е уста н о в ки д л я п е р в о го , в то р о го и ш е сто го
э н е р го б л о ко в б ы л и со о р уж е н ы а м е р и ка н ско й ко р п о р а ц и е й
G e n e ra l E le ctric , д л я тр е ть е го и п я то го — T o sh ib a , д л я
ч е тв ё р то го — H ita ch i. В се ш е сть р е а кто р о в
сп р о е кти р о в а н ы в G e n e ra l E le ctric . А р хи те ктур н о е
п р о е кти р о в а н и е д л я э н е р го б л о ко в Д ж е н е р а л Э л е ктр и к
в ы п о л н и л а ко м п а н и я E b a sco , в се стр о и те л ь н ы е
ко н стр укц и и в о зв е л а я п о н ска я стр о и те л ь н а я ко м п а н и я
K a jim a
Э н ер гобл ок
[1 ]
М о щ н о ст ь
Тип
Н ач ал о
Э н ер гет и ч еск и й
В в од в
З ак р ы т и е
р еак т ор ов Ч и ст ы й Б р утт о ст р ои т ел ь ст в а
п у ск
эк сп л уат ац и ю
Ф ук уси м а II-1
Ф ук уси м а II-2
Ф ук уси м а II-3
Ф ук уси м а II-4
BW R
1067
М Вт
1100
М Вт
16.03.197 6
3 1.07.1981
20.04.1 982
25.05.197 9
2 3.06.1983
03.02.1 984
23.03.198 1
1 4.12.1984
21.06.1 985
28.05.198 1
1 7.12.1986
25.08.1 987
Шкала INES
Уровень 7. Крупная авария Сильный выброс: тяжёлые последствия для здоровья населения и
для окружающей средыАвария на Чернобыльской АЭС, СССР, 1986 год
Уровень 6. Серьёзная авария Значительный выброс: требуется полномасштабное применение
плановых мероприятий по восстановлениюАвария на ПО «Маяк», СССР, 1957г.
Уровень 5. Авария с риском для окружающей среды. Ограниченный выброс: требуется частичное
применение плановых мероприятий по восстановлениюТяжёлое повреждение активной зоны и
физических барьеров Авария на АЭС Три-Майл-Айленд, США, 1979 год
Уровень 4. Авария без значительного риска для окружающей средыМинимальный выброс:
облучение населения в пределах допустимого. Серьёзное повреждение активной зоны и
физических барьеров; облучение персонала с летальным исходом.Авария на ядерном объекте
Tokaimura (en:Tokaimura nuclear accident), Япония, 1999
Уровень 3. Серьёзный инцидент. Пренебрежительно малый выброс: облучение населения ниже
допустимого предела. Серьёзное распространение радиоактивности; облучение персонала с
серьёзными последствиямиАварию удалось предотвратить, но для этого пришлось задействовать
все исправные системы безопасности.
Также: потеря, похищение или доставка не по адресу высокоактивного источника. Пожар на АЭС
Ванделлос (en:Vandellòs Nuclear Power Plant), Испания, 1989 год
Уровень 2. Инцидент. Значительное распространение радиоактивности; облучение персонала за
пределами допустимогоИнцидент с серьёзными отказами в средствах обеспечения безопасности.
Многочисленные события
Уровень 1. Аномальная ситуация. Аномальная ситуация, выходящая за пределы допустимого
при эксплуатации. Многочисленные события.
Уровень 0. Событие с отклонением ниже шкалы. Отсутствует значимость с точки зрения
безопасности
•
•
•
После разрушительного землетрясения 11 марта и последовавшего за ним
цунами на АЭС "Фукусима-1" была зафиксирована серия аварий, вызванных
выходом из строя системы охлаждения. Было выявлено несколько утечек
радиации, что заставило власти эвакуировать людей из 20-километровой зоны
вокруг станции. Позднее стала появляться информация об обнаружении в ряде
районов Японии радиоактивных элементов, в частности, изотопов йода и
цезия, в воздухе, морской и питьевой воде, продуктах.
До 12 апреля, когда японское агентство по ядерной и промышленной
безопасности объявило о присвоении седьмого уровня опасности аварии на
"Фукусиме-1", на аварийной АЭС был установлен пятый уровень опасности.
Максимальный уровень ядерной опасности устанавливался лишь однажды - во
время аварии на Чернобыльской АЭС. По оценкам INES, максимальный,
седьмой, уровень характеризуется выходом в окружающую среду
радиоактивных материалов, превышающим десятки тысяч терабеккерелей
(Тбк) йода-131 в час.
На атомной электростанции «Фукусима-1» три работающих энергоблока были
остановлены действием аварийной защиты, все аварийные системы сработали
в штатном режиме. Однако спустя час было прервано электроснабжение (в том
числе от резервных дизель-генераторов), предположительно из-за
последовавшего за землетрясением цунами. Электроснабжение необходимо
для охлаждения остановленных реакторов, которые активно выделяют тепло в
течение существенного времени после остановки. Сразу после потери
резервных дизель-генераторов владелец станции компания TEPCO заявила
правительству Японии об аварийной ситуации.
По состоянию на 18 апреля 2011 года ликвидация последствий аварии
продолжается.
С ост оя н и е р еак т ор ов н а
[1 0 ]
13:00 (м ск ), 16 М ар т а
1
2
3
4
М ощ н ость реак тора (М В т)
1100
1100
1100
1100
Тип
B W R -5
B W R -5
B W R -5
B W R -5
С остоян и е н а м ом ен т
зем летрясен и я
Р аб очее
Р аб очее
Р аб очее
Р аб очее
Ц елостн ость твэлов
Н орм а
Н орм а
Н орм а
Н орм а
Ц елостн ость к он тейн м ен та
Н орм а
Н орм а
Н орм а
Н орм а
С и стем а ох лаж д ен и я 1
(E C C S /R H R )
Р аб отает
Р аб отает
Р аб отает
Р аб отает
С и стем а ох лаж д ен и я 2
(R C IC /M U W C )
Н е треб уется
Н е треб уется
Н е треб уется
Н е треб уется
Ц елостн ость зд ан и я
Не
п овреж д ен о
Не
п овреж д ен о
Не
п овреж д ен о
Не
п овреж д ен о
В ли ян и е н а ок р уж аю щ ую
сред у
ур ов ен ь рад и ац ии н а п ром п лощ ад к е А Э С 29,4 м к Зв/ч, в
06:00 м ск 16 м арта
У ровен ь вод ы в реак торе
Н ет
и н ф орм ац ии
Н ет
и н ф орм ац ии
Н ет
и н ф орм ац ии
Н ет
и н ф орм ац ии
Д авлен и е в реак торе
Н ет
и н ф орм ац ии
Н ет
и н ф орм ац ии
Н ет
и н ф орм ац ии
Н ет
и н ф орм ац ии
Д авлен и е в к он тей н м енте
Н ет
и н ф орм ац ии
Н ет
и н ф орм ац ии
Н ет
и н ф орм ац ии
Н ет
и н ф орм ац ии
П роли ван и е м орск ой вод ой
Н е н уж н о
Н е н уж н о
Н е н уж н о
Н е н уж н о
П роли ван и е м орск ой вод ой
к он тейн м ен та
Н е н уж н о
Н е н уж н о
Н е н уж н о
Н е н уж н о
В ен ти ляц и я к он тейн м ен та
Н е н уж н а
Н е н уж н а
Н е н уж н а
Н е н уж н а
С остоян и е б ассей н ов
вы д ерж к и отраб отавш его
топ ли ва
Н ет
и н ф орм ац ии
Н ет
и н ф орм ац ии
Н ет
и н ф орм ац ии
Н ет
и н ф орм ац ии
Зон а эвак уац и и
В 10 к м от А Э С
П ри м ечан и е
В се р еак торы в со стоян и и «х олод н ы й остан ов ».
Зн ачи м ость п о ш кале JA IF
Н и зкая В ы сокая Т яж елая си туац и я
Испытания в реакторе
МИР.М1 при «аварийных
параметрах»
Э кспер и м ен т
С остав Т В С
Д авлен и е
Т ем пер аТ еплон о В ы д ерж ка,
тур а
си теля,
мин
о бо ло ч ки ,
М Па
о
С
С остояние
твэлов
М Т -1
18 твэлов
В В Э Р -1 0 0 0
б ез вы горан и я
12
5 3 0 -9 5 0
72
герм ети чн ы е
19 твэлов
В В Э Р -1 0 0 0
б ез вы горан и я
12
8 0 0 -1 2 0 0
100
(3 п ри
о
1200 С )
н егер м ети ч ны е
19 твэлов
В В Э Р -1 0 0 0
б ез вы горан и я
4
6 5 0 -7 3 0
25
герм ети чн ы е
М Т -2
М Т -3
П олучен н ы е эксп ери м ен тальн ы е д ан ны е
1. О б щ ая оцен ка состояни я
твэлов, геом етри чески е разм еры ,
ф о рм ои зм ен ен ие
2. О ки слен ие об олочки
3. С остоян и е
д и стан ц и он и рую щ и х реш еток
4. И зм ен ен и е структуры
м атери ала об олочки .
М ех ан и чески е свой ства
об олочки
5.С од ерж ан и е вод орода в
теп лон оси теле и в об оло чк е
1. В и д разруш ен и я.
2. И зм ен ен и е геом етри чески х
разм еров.
3. О ки слен ие об олочки .
4. С од ерж а н и е вод ород а в
теп лон оси теле .
1. И зм ен ен и е геом етр и чески х разм еров.
2. О ки слен ие об олочки .
3. С остоян и е
д и стан ц и он и рую щ и х
реш еток.
4. И зм ен ен и е структуры
м атери ала об олочки .
М ехан и ческ и е свой ства
об олочки и топ ли ва.
5. С од ерж ан и е вод ород а в
теп лон оси теле и в об оло чке.
МТ-2
а)
б)
а) участок твэла М Т -2 с п о п еречн ы м разры вом
п род авли ван и ем в сты ки м еж д у таб леткам и
б ) сеч ен и е Т В С
об олочки
и
сечен и е
ее
о
Р ис уно к 2 .1 9 - И спы тан ия п р и пар ам е тр ах м аксим а льно го пр о ектно го пр еде ла по вр еж де ни й твэ ло в ( 1 2 0 0 С )
Заключение
1.
2.
3.
4.
5.
6.
Реакторы BWR – второе направление развития водоохлаждаемых
реакторов.Имеет свою эволюцию развития, значительный опыт
проектирования, создания и эксплуатации этих реакторов, преимущества
и особенности.
Специфика реакторов различных типов – необходимость отвода
остаточного тепла активной зоны.
При отказе системы охлаждения – перегрев активной зоны с крайне
нежелательными последствиями (возможен выход радионуклидов за
пределы защитной оболочки).
В условиях недостаточности информации по РУ Фукусима-1 о причинах и
последствиях аварии после землетрясения и цунами следует
ограничиться предварительными выводами (по шкале INES от 5 до 7
уровня!).
Вероятно, из-за одновременного выхода из строя нескольких РУ надо
рассматривать как системную ошибку – отказ систем отвода тепла с
остановленного реактора при наложении двух связанных внешних
событий: землетрясения и цунами.
Необходимо, как было в случае аварии на ЧАЭС (блок №4), дождаться
официального отчета в МАГАТЭ по данной аварии. Из-за недостаточности
информации последствия аварии воспринимаются с различных, в т.ч. и
противоположных позиций.
Благодарю за внимание!
Документ
Категория
Презентации
Просмотров
76
Размер файла
12 228 Кб
Теги
1/--страниц
Пожаловаться на содержимое документа