Scrigroup - Documente si articole

Username / Parola inexistente      

Home Documente Upload Resurse Alte limbi doc  

CATEGORII DOCUMENTE




AstronomieBiofizicaBiologieBotanicaCartiChimieCopii
Educatie civicaFabule ghicitoriFizicaGramaticaJocLiteratura romanaLogica
MatematicaPoeziiPsihologie psihiatrieSociologie


Conceptia securitatii nucleare la cne

Fizica

+ Font mai mare | - Font mai mic






DOCUMENTE SIMILARE

Trimite pe Messenger
Electrocutarea
Legile teoriei clasice
Elemente principale de automatizare: Traductoare, Organe de executie si reglare
Spectroscopia radiatiilor beta
Caracteristicile aparatelor de masurat
CINEMATICA PUNCTULUI - Traiectoria. Viteza. Acceleratia
Ce este compatibilitatea electromagnetica?
Comparatie intre aparatele analogice si digitale
Undele mecanice si propagarea lor in medii elastice
Frontul de unda. Suprafata de unda. Unde sferice si unde plane. Principiul lui Huygens

TERMENI importanti pentru acest document

CONCEPTIA SECURITATII NUCLEARE LA CNE

Securitatea nucleara trebuie inteleasa ca o disciplina independenta legata de specificul centralelor nuclearoelectrice, care determina si influenteaza nemijlocit conceptia tehnica generala a centralei. Sfera de preocupari a acestei discipline este redactata schematic in fig. 1



Problemele care trebuie analizate in cadrul securitatii nucleare privesc:

-        sursele de produse radioactive, mecanismul aparitiei si degajarii lor, activitatea lor si structura acestei activitati, proprietatile de radiatie ale diferitilor radionuclizi;

-        imprastierea produselor radioactive in circuitele sistemului tehnologic si in compartimentele centralei la exploatarea normala a centralei, dimensionarea protectiilor biologice si stabilirea regimului de lucru pe zone, tratarea si indepartarea efluentilor radioactivi, conditiile de evacuare;

-        dozimetria tehnologica si biologica;

-        analiza spectrului avariilor la centrala;

-        imprastierea produselor radioactive in incinta centralei si in mediul ambiant in cazuri de avarie;

-        sistemele tehnice de securitate in cazuri de avarie pentru limitarea consecintelor acestora (protectia zonei active, retinerea si localizarea produselor radioactive);

-        stabilirea consecintelor prezentei radiatiilor la centrala si in zona de amplasare si masurile de protectie (zonarea ariei de amplasare, planuri de interventie etc.).

Analiza din punctul de vedere al securitatii componentelor, sistemelor si centralei in totalitate se face tinandu-se seama de dozele de iradiere maximum permise pentru personalul de exploatare si pentru populatie ca si conditiile de protectie a mediului ambiant.


Fig. 1

SURSELE DE RADIATII LA CNE

    SURSE DE RADIATII PRIMARE

(RADIATII PROMTE SI INTARZIATE)

Sursa principala de radiatii la CNE este zona activa a reactorului.

Neutronii promti de fisiune apar la fiecare act de fisiune. Puterea sursei se determina cu relatia

                  Pn (E2 – E1) = 3,2 ∙ 1013  W(r) vf  Nf (e2-e1) []

in care 3,2 ∙ 1013 este factor de transformare, exprimat in fisiuni /kW∙s;

                  W(r)  -  puterea specifica a reactorului, mediata in unitatea de volum in punctual r, in kW;

             vf  2, 5 -  numarul emediu de neutroni emisi la o fisiune;



      Nf (E2 – E1)cota parte a neutronilor de fisiune pe intervalul de energii E2 – E1.

Evident, pentru neutronii de toate energiile

                              Pn (0-∞) = 3, 2∙ 1013 W (r) vf

In calcule aproximative se poate admite

                              (r) = [kW/cm3]

in care: P este puterea termica a reactorului, in kW;

            v – volumul zonei active, in cm3.

      Neutronii de fisiune au o energie medie de circa 2 MeV.

      Neutronii intarziati, apar ca rezultat al dezintegrerii unor izotopi instabili. Neutronii intarziati reprezinta sub 1% din neutronii de fisiune (la ), iar energia lor nu depaseste 1 MeV; practice, nu se iau in considerare in calcule de protectie.

      Radiatia γ prompta, insoteste fiecare act de fisiune. Puterea sursei se poate determina aproximativ cu relatia

                  Pγ (r, ΔE) = 3,2 ∙ 1013 W(r) Q(ΔE)[]

In care Q(ΔE) reprezinta numarul de cuante γ aparute la o fisiune, cu energia in intervalul ΔE; se poate estima cu relatia [174]

            Q(ΔE) = 7,27 .

            Spectrul radiatiei γ prompte se intinde pana la circa 10 MeV.

            Radiatia γ intarziata insoteste dezintegrarea radioactviva a produselor de fisiune. Pentru un timp de functionare a reactorului suficient de lung, puterea sursei la timpul t dupa oprirea reactorului se termina cu relatia

                        Pγi (r, t, E) = 3,2 ∙ 1013 W (r) I (t, E) []

In care i(t, E) reprezinta functia activitatii produselor de fisiune raportata la numarul de fisiuni care au avut loc. Spectrul radiatiei γ intarziate nnu depaseste 3 MeV.

SURSE DE RADIATII SECUNDARE

          Ca rezultat al interactiei radiatiilor primare cu nuclizii care intra in compozitia zonei active (agent de racier, moderator, materiale de structura) apar radiatiile secundare.

             Radiatia γ de captura, de inalta energie apare ca rezultat al reactiilor de captura radiativa. In prima aproximatie pentru reactorii termici, numarul de capture care au loc in unitatea de volum a zonei active in jurul punctului r, in unitatea de timp, pentru izotopul i este

                       

In care :  este fluxu neutronilor termici in punctual r;

            este sectiunea de captura radiativa macroscopica in punctul r mediate in spectrul Maxwell.

           

            Puterea sursei se poate determina cu relatia

                       

in care  este randamentul de iesire a cuantelor γ de energie E la un act de captura in izotopul i.

            iradiatia γ datorita activarii materialelor. In urma actiavarii unor elemente, acestea pot deveni radioactive, emitand cuante γ. Puterea sursei radiatiei γ de activare poate fi aproximata cu relatia

           

in care  este viteza de formare a izitopului i in unitatea de volum a zonei active, estimate cu o relatie

similara, pentru reactia de activare;

             - numarul de cuante γ de energie E care apare la o dezintegrare a izotopului i;

             - constanta de dezintegrare a izotopului i, in  ;

             - timpul da functionare a reactorului la putere constanta, in s;

            t   - timpul de la oprirea reactorului, in s.

            Sectiunile de activare, sunt indicate in literature de specialitate.




            Radiatie γ aparuta la imprastierea neelastica a neutronilor rapizi, adduce pentru reactorii termici un aport neinsemnat in radiatia totala γ. Energia acestelor cuante γ nu depaseste 1-2 MeV si in calcule de protectie poate fi neglijata.

            Fotoneutronii pot aparea ca rezultat al reactiei (γ, n) in care energia cuantei γ trebuie sa depaseasca energia de legatura a neutronului in nucleul dat (pragul reactiei). Fotoneutronii devin importanti la oprirea reactorilor care contin Be sau D, deoarece energia radiatiei γ intarziate depaseste pragul reactiei (1,67 si respective 2,23 MeV).

            Surse de radiatie secundara din exteriorul zonei active. Elementele constructive din jurul znei active – ecrane termice, vasul reactorului, primele straturi ale protectiei biologice – sunt supuse reactiilor de captura cu eliberarea de radiatie γ secundara dura. Puterea sursei se determina cu relatii similare celor prezentate mai sus.

           

AVARII SPECIFICE LA CENTRALELE NUCLEAROELECTRICE

            La CNE se pot distinge trei categorii principale de sisteme :

-        sistemul tehnologic, care include toate instalatiile si echipamentele necesare realizarii procesului tehnologic normal la centrala;

-        sistemele de protectie, prevazute sa protejeze zona active a reactorului in cazul unor incidente sau avarii in sistemul tehnologic;

-        sistemele de retinere (anvelopa), prevazute sa localizeze sis a retina produsele radioactive, pentru a impiedica patrunderea lor masiva in mediul ambiant

O masura importanta de securitate in vederea eliminarii unor caderi simultane in sisteme diferite, datorate aceleiasi cause, este asigurarea unui grad de independenta ridicat  intre cele trei categorii de sisteme. Sistemele din ultimele doua grupe in mod obisnuit sunt denumite sisteme tehnice de securitate.

            Sarcina fundamentala a securitatii nucleare consta in analiza avariilor la centrala, care da posibilitatea evidentierii punctelor slabe in conceptia tehnica a centralei si indica gradul de inzestrare cu masuri tehnice de securitate.

SISTEME TEHNICE DE SECURITATE (STS)

Rolul sistemelor tehnice de securitate

            Sistemele tehnice de securitate sunt destinate a reduce consecintele unor avarii la CNF, prin limitarea radioactivitatii eliberate in mediul inconjurator. Functiile sistemelor tehnice de securitate constau in limitarea deteriorarii zonei active si a elementelor combustibile, in retinerea si localizarea produselor de fisiune scapate din zona active si in reducerea scurgerilor in mediu a produselor de fisiune. In categoria sistemelor tehnice de securitate intra urmatoarele:

-        sisteme de racier de avarie a zonei active (SRI);

-        sisteme de atenuare a presiunii si temperaturii in incintele centralei (SAP);

-        sistemul de indepartare controlata a produselor de fisiune (SIPF);

-        sisteme de retinere ca ultima bariera de localizare a produselor de fisiune, cum ar fi anvelopa de protectie (containment, SRF).

In fig. 2 se prezinta rolul sistemelor tehnice de securitate si influenta lor reciproca (pentru reactorii raciti cu apa).

Aceste sisteme se dimensioneaza pentru categoria de accidente cu consecintele cele mai grave asupra zonei active, accidentele de pierdere a agentului de racier, inclusive cazul extrem, definit in mod current ca accident credibil maxim (ACM), rupture integrala a unei bucle de racirea reactorului. In cazul unei astfel de avarii, fortele hidrodinamice pe perioada ejectiei (descarcarii) agentului si degajarea termica datorita caldurii reziduale (preupunand ca sistemul de protectie si oprire a facut reactorul sub critic) influenteaza direct integritatea zonei active si a elementelor combustibile. Regimurile tranzitorii de presiune si temperature, dictate de dimensiunea initiala, propagarea in timp si localizarea rupturii circuitului primar vor impune cerintele de dimensionare a sistemelor de racier de avarie. La producerea rupturii, fortele dinamice pot provoca aparitia unor “proiectile”, piese sau bucati de echipament, care, in caz ca nu se iau masuri de  protectie, pot deteriora tocmai sistemele care trebuie sa intervina cu efcienta la avarie (SRA, SIPF, SRF, anvelopa).

De asemenea, rata de scaprari a produselor de fisiune din ultima bariera, SRF (anvelopa), depinde de valoarea maxima si evolutia in timp a presiunii, care este influentata nemijlocit de eliberarea de masa si energie a agentului de racire, de sistemele prevazute pentru atenuarea presiunii (SAP) si indirect de eficienta SRA care determina gradul de eliberare a produselor de fisiune din elementele combustibile deteriorate si procentul unor reactii exoterme,  cum ar fi reactia zirconium – abur la reactorii raciti cu apa.

Toate aceste sisteme au particularitati de aplicare in functie de tipul reactorului. In cele ce urmeaza, se vor prezenta unele elemente mai importante asupra STS la reactorii raciti cu apa (LWR, HWR).

          SISTEME DE RACIRE DE AVARIE (SRA)

                      Pentru a preciza functiunile SRA, se prezinta fenomenele ce au loc in zona activa la un ACM, definit mai sus pentru un reactor PWR. Efectul final de eliberare de produse radioactive de fisiune din zona active depinde de:

-        efectele hidraulice ale ejectiei agentului de racire asupra elementelor de structura ale zonei active si asupra elementelor componente ale sistemului de racire primar;

-        efectele hidraulice ale ejectiei asupra incintei propriu-zise a sistemului primar si asupra SRA;

-        variatia in timp a presiunii si temperaturii in sistemul primar;



-        raspunsul tranzitoriu termic al zonei active;

Conceptia SRA se bazeaza pe mentinerea configuratiei suprafetei de transfer a caldurii in zona activa si a curgerii agentului termic.

Efectele hidraulice asupra elementelor zonei active sunt determinate de solicitarile laterale care apar datorita presiunilor diferentiale transversale din prima perioada a descarcarii (produse de diferite nivele de temparatura existente initial in sistem). Aceste solicitari scad rapid cu reducerea sectiunii rupturii, cu cresterea lungimii conductei de legatura intre locul rupturii si reactor si, in general, cu cresterea duratei de propagare a rupturii (daca nu s-a admis rupture instantanee). Trebuie mentionat ca aceste solicitari apar chiar in perioada de inceput, cand zona activa se afla la nivele nominale de temperature, ulterior ele reducandu-se tocmai in perioada de incepere a cresterii temperaturii datorita pierderii agentului.

           

            Efectele hidraulice asupra elementelor componente ale sistemului primar, a altor sisteme (SRA) si asupra incintei primare sunt determinate de fortele de reactie, de fortele de impact datorate jetului descarcat si de fortele undelor de soc. Determinarea acestor efecte necesita evaluarea distributiei spatiale si in timp a parametrelor tehnici si hidraulici in system (presiuni, temperature, rate de descarcare etc.)

            In stabilirea sarcinilor SRA urmatoarele aspecte termodinamice sunt de prima importanta: generarea de caldura, mecanismul de transfer al caldurii in zona activa si mijloacele de indepartare a caldurii. In determinarea energiei inmagazinate in elementele combustibile trebuie considerate evolutia puterii dupa accident.

            Se apreciaza ca reactorul se opreste intr-un interval de 0,5 pana la 1s de la accident, dupa care intervine fenomenul degajarii caldurii reziduale. In ceea ce preiveste racirea pe perioada de descarcare, experientele arata ca transferal de caldura nu se reduce imediat dupa ACM, dar dupa o scurta perioada coeficientii de transfer scad rapid datorita golirii zonei active.

            In present SRA se bazeaza pe doua conceptii: sisteme de inundare a zonei actice – SRAI (flooding) si sisteme de stropire a zonei active – SRA (spraying). In ambele sisteme, modul de introducere a apei si a distributiei pe canale tehnologice, cu fenomenele tranzitorii asociae (evaporari, obturari intermitente de debit, oscilati etc.) prezinta mari deficultati de calcul si necesita verificari experimentale. Asigurarea unei presiuni de injectie suficient de aer este de o deosebita importanta pentru limitarea vitezei de evaporare in sistem si pentru inabusirea oscilatiilor de presiune, datorate formarii si condensarii intermitente a bulelor de abur. Se pare ca distributia cea mai favorabila are loc in cazul injectiei apei SRA la intrarea in zona activa. Eficienta injectiei depinde de timpul necesar apei introduse de a penetra stratul de abur care se formeazain jurul elementelor combustibile (regim de fierbere peliculara). Experientele au aratat ca acest timp este de ordinal 5-10s si este determinat de scaderea in timp a fluxului termic pe suprafata elementelor combustibile sub o anumita valoare critica minima.

            In ceea ce preiveste raspunsul termic al zonei active se pot delimita 4 perioada de variatie a temperaturii:

-        perioada initiala foarte scurta (sub 1s) in care se considera ca transferal de caldura nu se modifica si campul de temperature in zona active corespun celui nominal;

-        perioada de vaporizare masiva in zona active cand elementele combustibile sunt acoperite cu un strat de abur, astfel ca indepartarea caldurii este foarte redusa. In acest caz are loc egalizarea temperaturii in sectiune transversalaa elementului combustibildatorita caldurii inmagazinate. Temperatura tecii se va apropia de temperature medie a combustibilului cu o viteza care depinde de constanta de tinp a elementului. Gradientul de crestere a temperaturii tecii constituie un parametru essential in stabilirea cerintelor SRA. In aceasta perioada la elementele cu grade de ardere mari, presiunea interna, datorata acumularii produselor de fisiune gazoase, poate provoca fisurarea tecilor mai ales ca presiunea externa a scazut prin descarcarea agentului

-        perioada de crestere in continuare a temperaturii tecii datorita degajarii caldurii reziduale de dezintegrare;

-        perioada dupa atingerea punctului de initiere a reactie exoterme metal-apa (cca. 1100°C),

Zr + 2H2O → ZrO2 + 2H2 + 1390 kcal/kg Zr,

            dupa care cresterea temperaturii este determinat atat de caldura reziduala cat si de gradul de extindere a acestei reactii in functie de accesul aburului la suprafata fierbinte a elementului. In sistemele de racire de avarie proiectate in present se admite ca circa 1,0-1,5% din Zr ar putea participa la reactia cu apa. SRA trebuie in continuare sa asigure evitarea atingerii punctuluide topire a tecii (cca. 1852°C) si a combustibilului – UO2 (cca. 2800°C).

                        In toate aceste perioade trebuie sa se urmareasca temperature miezului combustibil (UO2) de care depinde gradul de retinere a produselor de fisiune gazoase si volatile (PFGV). Astfel la <1000°C PFGV scapate din combustibil sunt negiljabile, la 1000°C < < 1600°C, PFGV se elibereaza cu o viteza mica, la > 1600°C, procesul de eliberare a PFGV este deosebit de mare.

                        Punctul de plecare in analiza desfasurarii ACM la centrala treuie sa fie determinarea ratelor de descarcare a agentului si variatia presiunii in circuitul primar. Aceste calcule sunt deosebit de complexe, bazandu-se pe legile termodinamicii fluidelor, completate cu relatii experimentale in ceea ce preiveste debitele de curgere in diferite configuratii geometrice, functie de structura de faza a fluidului

                       








Politica de confidentialitate

DISTRIBUIE DOCUMENTUL

Comentarii


Vizualizari: 476
Importanta: rank

Comenteaza documentul:

Te rugam sa te autentifici sau sa iti faci cont pentru a putea comenta

Creaza cont nou

Termeni si conditii de utilizare | Contact
© SCRIGROUP 2018 . All rights reserved

Distribuie URL

Adauga cod HTML in site