Анализ реактора *** Анализ и утилизация несчастных случаев
Цена: 1 412руб. (¥66.8)
Артикул: 600662614727
Вес товара: ~0.7 кг. Указан усредненный вес, который может отличаться от фактического. Не включен в цену, оплачивается при получении.
Описание товараПродавец:华文兄弟图书专营店
Адрес:Пекин
Рейтинг:
Всего отзывов:0
Положительных:0
Добавить в корзину
Другие товары этого продавца
¥ 69 46.5983руб.
¥95.82 025руб.
¥781 649руб.
¥ 168 132.72 804руб.
Параметры продукта
| Анализ безопасности реактора и утилизация несчастных случаев | ||
 | Используемая цена | 89.00 |
| Издатель | Science Press | |
| Издание | 1 | |
| Опубликованная дата | Июнь 2018 года | |
| формат | 16 | |
| автор | (Франция) Бруно·Tarride (Bruno, Tarride) | |
| Украсить | Оплата в мягкой обложке | |
| Количество страниц | 232 | |
| Число слов | 308000 | |
| Кодирование ISBN | 9787030569868 | |
Введение
Эта книга посвящена безопасности реакторов воды с давлением и фокусируется на внедрении физического механизма, эволюционных процессах и меры реагирования различных аварий. В книге насчитывается 10 глав, включающих в себя увеличение несчастных случаев на реакционной способности, несчастные случаи по разрыве парового трубопровода, несчастные случаи по потере воды в первом выключателе с цепью, полную потерю системы подачи и несчастные случаи разрыва трубопровода парогенератора. Принимая аварию на острове Санли и аварии на Фукусиме в качестве примеров, причинам и процессом эволюции аварии подробно введены. Эта книга также фокусируется на методах управления и обработки различных несчастных случаев и отдельно вводит ситуацию после того, как ядро растает и ее влияние на герметизацию. В книге также перечислены конкретные конструкции для безопасности реакторов с под давлением воды и вводит точечные реакторы и связанные с ними уравнения и данные равновесия.
Оглавление
Оглавление
Переводчик
Введение в серию атомной инженерии
Глава 1 Физика и безопасность: введение в аварию тип 1
1.1 Риск трех барьеров, основная концепция функций безопасности 1
1.2 Несчастные случаи, влияющие на производительность безопасности: контрольная реактивность 7
1.3, влияющие на функции безопасности“Экспорт власти”Авария 14
1.4 Несчастные случаи, влияющие на функции безопасности: герметизация, гарантированное третьим барьером 30
1.5 Система поддержки: система жидкости RRI/SEC и некоторая электрическая поддержка 31
1.6 Сводка управления функциями безопасности в несчастных случаях 34
Глава 1.7 Окончательное упражнение 34
Вопрос 1 Исследование по полной аварии по потере воды парового генератора (H2) 37
Глава 2: Несчастные случаи повышенной реакционной способности, вызванной уменьшением поглощений нейтронов 39
2.1 Обзор 39
2.2 Контрольный стержень повышает аварию 40
2.3 Авария для разбавления бора в одной петле жидкости 45
Вопрос 2 Исследование по аварии с оттенком 52
Проблема 3: Даже разбавление, когда как персонал, так и оборудование сбой 53
Глава 3 Авария на паровой трубе (RTV) 55
3.1 Обзор 55
3.2 Переходное описание перерыва парового трубопровода 56
3.3 Исследование чувствительности основных параметров 61
Вопрос 4 RTV System Research 64
Глава 4 Авария по потере воды в первом выключателе (APRP) 66 66
4.1 АПРП РЕЗЮМЕ 66
4.2 середина перерыва 69
4.3 Большой перерыв 75
4.4 Специальные условия разрыва в состоянии выключения 80
Вопрос 5: Исследование прорыва 82
Вопрос 6 Исследование по вероятности потери RRA в PTB RRA 84
Глава 5 Полная потеря системы подачи охлаждающей жидкости Авария: Фукусима Авария Тип 86
5.1 Полная потеря питания на всей фабрике 88
5.2 Полная потеря холодного источника 95
5.3 Полная потеря холодного источника и источника питания 97
5.4 Резюме 97
Вопрос 7 Исследование о несчастном случае вспомогательного сбоя трансформатора 98
Задача 8 Полная потеря питания, естественный цикл и H3 Работа 99
Глава 6 Перевернение парового генератора (RTGV/SGTR) 103
6.1 Обзор аварии 103
6.2 Всемирный опыт работы с авариями и французский опыт аварии 103
6.3 RTGV Переходная авария Описание 106
6.4 Исследование чувствительности основных параметров несчастных случаев 113
Вопрос 9 Краткосрочное оперативное исследование несчастных случаев RTGV——Управление системой RIS 115
ГЛАВА 7 САНЛИ ОСТРОВА АВТОРИКА 117
7.1 Введение в отдел атомной электростанции на острове Санли 117
7.2 Обзор несчастных случаев: основные события и операции 118
7.3 Анализ результатов последующего наблюдения 123
7.4 Основные уроки, извлеченные из несчастных случаев TMI2 (аспекты управления после несчастных случаев) 125
7.5 Искусственные и организационные факторы 127
Вопрос 10 Анализ несчастных случаев TMI2, пока ядро не будет выставлено 130
Глава 8 Пост-обязательство по регулированию с помощью метода государственного исследования (APE) 134
8.1 Характеристика физического состояния устройства (диагноз состояния) 136
8.2 Определите стратегию работы: модуль эксплуатации 137 операций.
8.3 Внедрение операций по корректировке 140
Вопрос 11 Исследование условий труда запасной системы для отходов тепловыделения 142
Глава 9: Ситуация после таяния ядра и его влияния на герметизацию 144
9.1 Физический процесс плавления ядра до тех пор, пока сосуд давления не расплавится через 144
9.2 Режим сбоя сдерживания после того, как сосуд давления расплавлен до 147
9.3 Серьезные несчастные случаи и меры по защите людей 154
9.4 Обзор безопасности на основе исследования вероятности безопасности уровня 2 155
9.5 Резюме 156
Вопрос 12 Исследование стабильности сдерживания в серьезных несчастных случаях 157
Глава 10 Заключение: Некоторые методы управления рабочим условием несчастных случаев в системах реакторов под давлением 159 159
10.1 Анализ взаимодействий и внутренней обратной связи в сложных системах 159
10.2 Основные темы, которые рассматривают безопасность: эвакуация власти 160
10.3 Важность обратной связи опыта и периодического обзора безопасности 162
10.4 Уроки, извлеченные из опыта обратной связи: существуют технические, искусственные и организационные причины для несчастных случаев 163
10.5 Будьте готовы к неожиданным событиям 163
10.6 Подготовка к управлению крупными авариями и радиоактивными утечками 164
10.7 Изменения в будущем дизайне объекта будут включать эти уроки 164
10.8. Нужно ли больше безопасности? 165
Приложение A0 Дополнительные тепловые гидравлические системы 166
Приложение A1 Детерминистическое и вероятностное анализ безопасности 177
Приложение A2 Чернобыль и Фукусима Авария 186
Приложение A3 Ядерная безопасность: искусственные и организационные факторы 196
Приложение A4 EPR, специфичная реактор с давлением, для конструкции ядерной безопасности 204
Приложение A5 нулевая модель Введение: уравнение равновесия реактора и данные о реакторе реактора 1300 мВ.
Компиляция основных физических величин и сокращений 226
Основные ссылки 230
Чтение в Интернете
Глава 1 Физика и безопасность: введение в типы несчастных случаев
Для людей и окружающей среды ядерные объекты представляют потенциальную угрозу неконтролируемому распространению радиоактивных продуктов и ионизирующих радиоактивных источников.
В дополнение к присутствию большого количества радиоактивных веществ, опасность ядерных реакторов исходит от механизма цепной реакции, который, с одной стороны, приводит к высокой плотности мощности в нормальной работе, а с другой стороны приводит к ненулевой тепловой мощности после того, как цепная реакция останавливается.
В этой главе мы пытаемся кратко представить основные физические знания и статус эксплуатации этого специального котла ядерного реактора, стремясь позволить читателям понять природу опасности и понять большинство переходных процессов и их контроля.
1.1 Риск трех барьеров, основная концепция функций безопасности
Радиоактивные продукты в ядре реактора поставляются от деления, с одной стороны, и актинид-образованный элемент, образованный изотопами урана в гранулах урана (UO2), захватывает нейтроны. Во время цикла изменений материала эти продукты постепенно накапливаются, и их радиоактивность увеличивается соответственно, пока они не достигнут 1019bq (Berker) в конце цикла. Радиоактивность атомных электростанций сосредоточена в области, показанной на рисунке 1.1.
Рисунок 1.1 Распределение активности радиоактивных продуктов на атомной электростанции реактора с под давлением (единица TBQ) - редкие газы (GR), галогенные группы (I и BR) и щелочные металлы (CS, RB)
Источник: IRSN
Во время работы реактора радиоактивные продукты также можно найти в цепной жидкости, от:
(1) Продукты жидкости или летучих делений проникают в топливную оболочку и мигрируют. Во время работы дефекты запечатывания или крошечные трещины в самой оболочке топлива будут взломать, вызывая растворимые и летучие продукты деления для проникновения в оболочку и проникнуть в жидкость первой цепи. Эти продукты деления могут быть разделены на две категории: одна из них - твердые радионуклиды (CS, CR и RB), а другая - анализ безопасности редкого газового реактора и тела утилизации несчастных случаев и газовый йод. Во время нормальной работы активность этих радиоактивных материалов довольно низкая, но когда происходит эксплуатационная авария, возможная утечка может представлять потенциальную угрозу.
(2) Продукты после отдельных атомов в охлаждающей жидкости, которые растворяют борную кислоту, активируются лучами (такие как радиоактивность из кислорода, изотопы азота ①, бор-10 борной кислоты в охлаждающей жидкости также будет генерировать тритию после захвата нейтронов).
(3) Активация коррозионных продуктов. Например, оксидная пленка на поверхности структурного материала будет захватывать нейтроны и образует кобальт-60. Растворяет ли он или выпускает нерастворимые крошечные частицы, он загрязняет воду в петле. Этот тип продукта является основным источником радиоактивного загрязнения большинства жидкостей первого круга. Чтобы обеспечить безопасность персонала, они должны строго контролироваться во время закрытия.
*Позже, топливные бассейны и контейнеры для хранения, встроенные в фабрики атомных электростанций, также являются радиоактивными для обработки радиоактивных сточных вод, генерируемых во время эксплуатации, и для хранения отработавшего топлива и устранения их радиоактивности, они также являются радиоактивными в зданиях, отличных от реактора. Однако в следующем введении этот тип радиоактивности больше не будет упоминаться.
1.1.1 Принцип работы трех барьеров
По сути, разумно блокировать большое количество радиоактивных материалов в ядерных реакторах для защиты окружающей среды. В реакторе с под давлением воды, чтобы достичь этой цели, между радиоактивным материалом и естественной средой установлены три непрерывных барьера:
(1) Барьер ** представляет собой топливную оболочку и состоит из трубки сплавного циркония, окружающей ядро урана диоксида ядра;
(2) Второй барьер-это граница под давлением первого цепи реактора, состоящая из стали (сосуд давления, парагенератор-парогенератор и т. Д.);
(3) Наконец, третьим барьером является оболочка сдерживания, окружающая реактор, состоящий из железобетона.
Хотя дизайн и строительство этих трех барьеров очень тщательно и осторожны, их герметизирующие свойства все еще несовершенны. Со временем их производительность постепенно уменьшится. Следовательно, периодические проверки требуются во время работы или выключения реактора.
Следует отметить, что у этих трех барьеров есть некоторые слабости, которые влияют на их производительность, хотя они иначе (рис. 1.2). Только на заводе реакторных заводов есть следующие слабости:
(1) Граница под давлением первой цепи, по-видимому, включена на фабрику реакторов, но на самом деле у нее есть некоторые ветви, распространяющиеся на вспомогательную фабрику. Например, химическая система управления (RCV), которая играет важную роль во время нормальной работы, соединяет схему и простирается за пределами реакторной установки.
(2) Большое количество других петель проникает в сдерживание и подключается к соседним фабрикам. Когда получено“Изоляция контейнера”Когда сигнализировано, будет активировано заданное устройство изоляции в положении, проникающем в корпус сдерживания. В следующих главах мы увидим, что паровые трубы, проходящие через реакторную установку и соединенные с наборами турбинных генераторов на обычном острове, с терпимыми производительность изоляции сдерживания при особых обстоятельствах, таких как авария разрыва подчинки парового генератора (глава 6).
(3) В состоянии выключения, из -за необходимости входа, первая цепь (открытие входа в обслуживание, открытие верхней крышки сосуда давления) и сдерживание может быть открыто.
(4) Позже, более позднее исследование аварии на острове в трех милях (глава 7) показывает, что без защитных средств, специально предназначенных для серьезных несчастных случаев, потеря ** барьер может привести к потере третьего барьера, что может быть вызвано взрывом водорода, вызванного окислением топливного гриппа, или путем таяния ядра, растворяющегося через судно, а затем и основан на основу. Следовательно, очень важно обеспечить, чтобы различные барьеры не зависят друг от друга.
Рисунок 1.2 недостатки трех барьеров (положение круга)
Механические свойства второго и третьего барьеров должны соответствовать определенным стандартам давления, которые рассчитываются и предполагаются путем ссылки на теоретические расчеты:
(1) схема первая: рассчитанное значение давления события (172Bar②) и рассчитанное значение давления несчастного случая (206Bar);
(2) Контейнер: в состоянии аварии рассчитанное значение давления составляет 5BAR.
Топливная оболочка играет решающую роль в качестве экранирующего слоя на переднем конце. Его герметизация может контролироваться в реальном времени, измеряя активность определенных продуктов деления, которые могут мигрировать в петлевую жидкость в небольших количествах. Топливная оболочка имеет особое значение, потому что большое количество физических явлений может повлиять на ее целостность. Чтобы справиться с каждым физическим явлением, мы сформулировали соответствующие стандарты безопасности, чтобы обеспечить безопасность и надежность корпуса. В разделе 1.1.2 мы кратко представим эти физические явления.
1.1.2 Физические явления, которые подвергают опасности ** барьер и связанные с ними стандарты безопасности
Мы увидим, что все физические явления, которые подвергаются опасности топлива, получены из тепла. Эти физические явления могут возникнуть до того, как температура плавления сплавов циркония осечков далек от достижения. Для получения более подробной информации об этих физических явлениях, читатели могут ссылаться на представитель Explayation Des Coeurs в серии атомной инженерии, опубликованной EDP Sciences Press.
1.1.2.1 Кризис кипения
Охлаждающая жидкость в контакте с оболочкой в определенной области в верхней части ядра может достигать температуры насыщения. Следовательно, пузырьки пара будут появляться на поверхности облицовки, а пузырьковое ядро закипит. В этом состоянии теплообмен между охлаждающей жидкостью и облицовкой быстрый и эффективный, что является явлением конвекции в скрытой теплопередаче.
К сожалению, это явление очень нестабильно: увеличение локального теплового потока или изменение термических гидравлических условий охлаждающей жидкости может привести к отъезду от ядерного кипения (DNB), что приводит к резкому падению скорости теплопередачи. Мы называем кипящий состояние пленки, которое формирует непрерывную паровую пленку на поверхности топливной облицовки. Этот плентный слой действует для изоляции тепла, что приводит к резкому падению теплопередачи между топливной оболочкой и охлаждающей жидкостью. В это время большое количество теплового потока, генерируемого топливом, не может быть перенесено в охлаждающую жидкость, что приводит к увеличению разности температур между температурой топливной облицовки и температурой охлаждающей жидкости. Поскольку охлаждающая жидкость находится в насыщенном состоянии, температура больше не изменяется, поэтому температура корпуса значительно возрастет.
Например, для атомной электростанции с электрической энергией 1300 мВЕ мы можем оценить кипящий кризис, вызванный эффектом кипения мембраны, путем оценки значений двух физических величин в фактической работе.
(1) Критический тепловый поток cΦ, когда состояние фильма кипит, когда он больше, чем это значение. Его значение связано с термическими гидравлическими параметрами локальной жидкости первого цикла. С одной стороны, возникновение кипящего кризиса может быть вызвано чрезмерной локальной скоростью теплового потока, чтобы превышать критическое значение. С другой стороны, критическая скорость теплового потока может быть снижена, когда термические гидравлические условия приближаются к состоянию насыщения, что приводит к снижению температуры жидкости в первом цепи или уменьшении давления первого цепи.
Чтобы оценить ценность критического теплового потока, эмпирические исправления обычно требуются на основе экспериментальных результатов, и каждое значение имеет объем применения и глобальной неопределенности. Глобальная неопределенность сочетает в себе неопределенность измерения со статистической неопределенностью.
(2) Критическое соотношение теплового потока RFTC или DNBR (отношение DNB) определяется как RFTC из -за требований к производительности безопасности. Будь то в нормальной работе или в условиях несчастного случая, локальный тепловой поток должен быть меньше критического потока, что означает, что RFTC совершенно больше, чем 1. Оценки критического теплового потока ненадежны из -за существования неопределенности. Следовательно, чтобы убедиться, что в ядре не существует кипящего кризиса в пределах 95% доверия, определенная маржа безопасности зарезервирована в фактической работе, то есть новый стандарт безопасности - RFTC>1.17 (в соответствии с стандартом коррекции WRB1) в серьезных аварий, кипящий кризис неизбежен, и лишь несколько процентов топливных стержней могут быть в состоянии кипения мембраны.
Следует отметить, что в результате несчастного случая в результате аварии на ядро топливный стержень может находиться в состоянии, которое не погружено в охлаждающую жидкость, что приведет к кипящему кризису, вызванному тем, что нагреваемая стенка сжигается для высохшей. Причина кризиса отличается от ранее, но имеет одинаковые последствия (рис. 1.3).
1.1.2.2 Окисление и охррение топливной оболочки
Окисление топливной оболочки может быть вызвано кипением мембранного состояния или открытым ядром. Цирконий -металл в оболочке топлива реагирует с водой с образованием циркония и водорода. Полученный оксид циркония может хрустят топливную оболочку. Формула реакции следующая:
Zr+2H2O→Zro2+2H2+углерод
Рисунок 1.3 Пленка кипятка и сжигание топливных стержней
Эта реакция является экзотермической реакцией, которая термодинамически способствует дальнейшему прогрессу реакции. Следовательно, тепло играет положительную роль обратной связи: генерируемое тепло способствует ускорению реакции (тенденция к изменению увеличивается в геометрической прогрессии с температурой реакционной среды). Когда температура облицовки составляет около 1200°В C цирконий имеет риск насильственных реакций. Поскольку тепловая мощность, генерируемая этой реакцией в местных местах, может превышать остаточную мощность, этот эффект положительной обратной связи увеличивает нестабильность реактора и серьезно угрожает безопасности реактора.
Чтобы обеспечить непрерывное охлаждение сердечника, соответствующие стандарты безопасности разработаны для оболочки топлива в соответствии со скоростью переходного процесса:
(1) Для хронических переходных процессов (ожоги топлива высыхают в течение нескольких минут), температура оболочки топлива должна соблюдать строго менее 1204°С (2200°F);
(2) Для быстрых переходных процессов (топливная оболочка быстро сжигается, чтобы высохнуть менее чем за несколько секунд), оболочка топлива может выдерживать более высокие температуры, но этот предел составляет 1482°С (2700°F).
Кроме того, также требуется, чтобы толщина слоя оксид не могла превышать 17% от общей толщины покрытия, а количество полученного водорода не может превышать предел, поскольку накопленный водород будет иметь серьезные последствия, если он реагирует с кислородом.
1.1.2.3 Поломка топливного стержня
В результате аварии внезапного повышения мощности, несмотря на отрицательный эффект обратной связи нейтронов, ядерная энергия все равно будет питать, что, вероятно, приведет к разрыву топливного стержня.
Существует две формы разрыва топливного стержня: простой перелом и фрагментированный перелом, который сохраняет геометрию неизменной. Фрагментация приведет к полной потере барьера, а площадь контакта между топливом и водой значительно увеличится, вызывая мгновенную испаривание основной охлаждающей жидкости и вызывая взрывы парового сосуда в сосуде под давлением. Ключевым параметром для управления формой разрыва топливного стержня является мощность топливного стержня (рис. 1.4). Чтобы избежать фрагментации и перелома топливного стержня, некоторые эмпирические стандарты были разработаны в соответствии с исследованиями США.
(1) В *Горячая точка:
①uo2 выпускает энергию<200 кала/г (836 кДж/кг);
② Объемная доля расплавленного UO2<10%;
③ ТЕМПЕРАТИВНАЯ ТЕМПЕРАТИВА<1482°С.
(2) В целом ядро: топливный стержень в состоянии кипения пленки должен составлять менее 10% от общего числа.
Рисунок 1.4 Связь между энергией топлива и производительностью
Источник: эксплуатация des Coeurs, EDP Sciences
1.1.2.4 Плавание топливных гранул
Чтобы избежать плавления топлива в нормальной эксплуатации и случайных условиях, самая высокая температура в центре топливного осадка не может превышать 2590°C. Это значение соответствует температуре плавления UO2, и удельное значение будет уменьшено из -за влияния неопределенных факторов, таких как радиация.
Температура в центре топливного осадка зависит от локальной линии мощности топлива. Когда мощность локальной линии составляет менее 590 Вт/см, высокая температура топлива не будет превышать 2590°C. Стандарты безопасности основаны на мощности линии или непосредственно на основе высокой температуры ядра. Кроме того, для гипотетических несчастных случаев, в которых выставлены ядра, ядра должны оставаться в непрерывном состоянии охлаждения, а объем расплавленного топлива составляет менее 10%.
1.1.2.5 Взаимодействие между оболочкой топлива и основными гранулами
С точки зрения термодинамических свойств, взаимодействие облицовки топлива и основных гранул (IPG) также представляет угрозу для барьера. Под действием нейтронного излучения и давления будут деформированы как гранула ядра UO2, так и топливная оболочка, тем самым изменяя толщину зазора между гранулом ядра UO2 и топливной оболочкой.
После того, как топливо претерпевает короткую стадию усадки и увеличения плотности, противоположный эффект отека произойдет во время цикла изменения материала. Накопление газообразных и твердых продуктов деления приводит к увеличению диаметра основных гранул. Кроме того, из -за огромного градиента температуры и неровного теплового потока внутри топливного осадка, осадка будет взломать. Что касается оболочки топлива, то ползучесть сжатия произойдет, потому что давление жидкости первого цепи сильнее, чем давление внутренней стенки облицовки.
По мере развития облучения набухание топлива и сокращение ползучести в облицовке вызывают разрыв между основным гранулом и облицовками, чтобы постепенно сокращаться, пока он не закроется. Таким образом, топливная оболочка изначально в сжатом состоянии постепенно становится растягивающим состоянием. Растяжение напряжения увеличивается с увеличением нагревательной мощности, и в облицовке могут возникнуть трещины, что повлияет на целостность барьера.