повреждение, но и аварий с нарушением проектных пределов, которые могут приводить к тяжелым повреждениям активной зоны вплоть до расплавления топлива и разрушения активной зоны. Вероятность такой аварии менее 10-6 на реактор в год [1]. Развитие тяжелой аварии с потерей охлаждения на АЭС можно представить как последовательность состояний, в которой каждое следующее состояние является более тяжелым, т.е. характеризуется большим разрушением физических барьеров безопасности, чем предыдущие [2]. В процессе развития тяжёлой аварии активная зона осушается. Происходит разогрев, окисление и расплавление циркониевых оболочек твэлов. В результате разрушается первый барьер, удерживающий продукты деления внутри твэла. В образующейся жидкой фазе на основе Zr сравнительно быстро растворяются топливные таблетки из UO2, что приводит к плавлению активной зоны с образованием высокотемпературного расплава (кориума). В зависимости от сценария развития тяжелой аварии, определяемого в первую очередь темпом осушения активной зоны, возможно временное формирование объема расплава на внутренних блокадах, как это имело место при аварии на TMI-2. При этом кориум взаимодействует с внутрикорпусными конструкционными элементами и регулирующими стержнями, имеющими более низкую температуру плавления. В результате образуется сложная неоднофазная расплавленная система, основными компонентами которой являются уран, цирконий, кислород, железо, хром, никель, бор и углерод. Затем расплав вместе с твердыми обломками активной зоны перемещается в нижележащие области и в определенный момент происходит в соприкосновение с корпусом реактора.
Не останавливаясь подробно на физико-химических и теплогидравлических процессах в бассейне расплава активной зоны, мы подробно рассмотрим основную задачу нашего отчета – анализ возможностей долговременного удержания расплава в корпусе реактора путем внешнего охлаждения кипящей водой. Особое внимание будет уделено возможности применения нанопокрытий и наножидкостей для увеличения критической тепловой нагрузки при охлаждении аварийного реактора.
Удержание расплава в корпусе реактора считается состоявшимся в случае одновременного выполнения трех критериев:
Критерий 1: Отсутствие сквозного проплавления стенки реактора.
Критерий 2: Напряжение в утонченной вследствие частичного проплавления стенке корпуса реактора не превышает порог прочностного разрушения.
Критерий 3: Ни в одной точке на наружной поверхности корпуса не превышено значение критического теплового потока.
ГЛАВА 2. ТЕПЛОМАССОПЕРЕНОС В БАССЕЙНЕ РАСПЛАВА
Перед тем как приступать непосредственно к рассмотрению способов отвода тепла с внешней стороны корпуса аварийного реактора, будет полезно ознакомиться с основными физико-химическими процессами, происходящими в расплаве
Уважаемый посетитель!
Чтобы распечатать файл, скачайте его (в формате Word).
Ссылка на скачивание - внизу страницы.
