Kolaps struktury pod wpływem obciążeń termicznych oraz mechanicznych

Wyniki analizy przedstawione w poprzednich rozdziałach jasno wskazują na kluczową rolę pierwszej ściany w rozważaniach dotyczących bezpieczeństwa reaktora. Jak pokazują wyniki obliczeń, warunki pracy pierwszej ściany są wyjątkowo niekorzystne ze względu na wysoką temperaturę, obciążenia mechaniczne oraz duże strumienie neutronów, które w miarę upływu czasu pogarszają własności materiałowe na skutek uszkodzeń radiacyjnych. Czynniki te (z wyjątkiem obciążenia cieplnego, które przynosi „natychmiastowe” efekty) nabierają szczególnego znaczenia wraz z upływem czasu pracy urządzenia i mogą stać się powodem poważnej awarii takiej, jak zniszczenie pierwszej ściany (np. wskutek zapadnięcia się).

Postulowany przebieg uszkodzenia pierwszej ściany mógłby wyglądać następująco: mechaniczne własności pierwszej ściany zostają z czasem osłabione na skutek cieplnego i radiacyjnego działania plazmy. Pod wpływem sił działających na pierwszą ścianę, powstające w niej naprężenia przekraczają w niektórych jej obszarach dopuszczalne wartości, co powoduje powstawanie deformacji zwłaszcza wtedy, gdy obciążenia nie są symetryczne osiowo (np. dla orientacji poziomej). Na skutek niewielkich deformacji wzrastają dysproporcje w naprężeniach i cały proces przebiegać może w przyspieszonym, jeśli nie w lawinowym tempie (analiza przebiegu deformacji ze względu na swoją złożoność wykracza poza ramy niniejszej pracy). Oczywiście można zaproponować alternatywne oraz bardziej szczegółowe scenariusze takiego zdarzenia, jednak istotą analizy jest zbadanie potencjalnego zagrożenia wynikającego z zaistniałej sytuacji, nie zaś precyzyjne analizowanie przebiegu uszkodzeń oraz końcowej struktury omawianego obszaru (która wykracza poza możliwości analizy podjętej w tej pracy). Ponadto otrzymane w ten sposób wyniki byłoby niezwykle trudno nanieść na model przeznaczony do analizy pakietem MCNP ze względu na wyjątkowo złożony opis geometryczny układu w końcowym stadium kolapsu (być może byłoby to nawet niewykonalne).

96

Niemniej jednak dla otrzymania wiarygodnych wyników nie jest konieczna aż tak drobiazgowa, pracochłonna i czasochłonna analiza. Znacznie łatwiejszym podejściem, będzie przyjęcie hipotetycznej struktury powstałej po takim zdarzeniu, które pozwala na otrzymanie wyników dających akceptowalne przybliżenie rzeczywistości. Niewielkie różnice w geometrii pomiędzy modelem obliczeniowym, a rzeczywistą strukturą reaktora, jaką przyjmie na skutek postulowanego zdarzenia nie wpływają znacząco na wyniki obliczeń (bardziej istotne jest, aby granice głównych obszarów oraz średnia gęstość materiałów w modelu odpowiadały oczekiwanym wartościom, natomiast dopuszczalne są niewielkie różnice wewnątrz tych stref). O słuszności powyższego założenia można przekonać się dokonując porównania wyników obliczeń dla modeli o nieznacznie różniących się strukturach przestrzennych.

W pracach nad strukturą reaktora po kolapsie przyjęte zostało założenie, średniej koncentracji (zagęszczenia) paliwa. Mało prawdopodobne jest, że układ po zapadnięciu się pierwszej ściany przyjmie dokładnie taką strukturę jaką zaprezentowano na rys. 4.1. Jednak z uwagi na przytoczone wcześniej rozumowanie należało przyjąć rozwiązanie, które po pierwsze w możliwie wierny sposób odtworzy warunki, jakie mogą panować w reaktorze po takim wydarzeniu, a po drugie pozwoli na wyważenie relacji nakłady pracy-efekt końcowy obliczeń. Ponadto zagęszczeniu przestrzennemu paliwa przeciwdziała odpowiedni dobór wymiarów prętów paliwowych, który zapewnia dopasowanie efektywnej gęstości pręta do średniej gęstości chłodziwa. Zatem struktura prętów paliwowych w znikomym stopniu obciążona jest siłami pochodzącymi od grawitacji, a obciążona jest siłami pochodzenia hydrodynamicznego. Podobne rozumowanie dotyczy również kaset paliwowych, które poddane są działaniu analogicznych czynników. Nie należy więc oczekiwać, że paliwo przyjmie formę bloku metalicznego. Bardziej prawdopodobne wydaje się, że struktura kaset paliwowych nie powinna ulec znaczącym deformacjom, przyjmując raczej luźną formę (można przypuszczać, iż byłaby ona nawet mniej skoncentrowana, niż przedstawiona na rys. 4.1). Jednocześnie zachowawcze podejście do zagadnienia powinno zakładać scenariusz pesymistyczny, skutkujący bardziej rygorystycznym podejściem do zmiany projektu reaktora, mającej na celu zwiększenie marginesu bezpieczeństwa.

97

Działania takie procentują poprawą bezpieczeństwa w rzeczywistym układzie (należy przez to rozumieć znaczne zmniejszenie prawdopodobieństwa kolapsu, a w razie jego zaistnienia struktura powinna wykazywać znacznie mniejsze zagęszczenie przestrzenne niż zakłada to prezentowany model reaktora w stanie kolapsu).

Rysunek 4.1. Poprzeczny przekrój modelu reaktora hybrydowego w stanie kolapsu wewnętrznej struktury reaktora (pierwszej ściany oraz struktury kaset paliwowych).

98

Proponowana struktura dotyczy kolapsu dla poziomego ułożenia urządzenia, ponieważ wówczas siły i momenty sił działające na pierwszą ścianę oraz naprężenia będące ich skutkiem są największe (jak zostało to opisane w rozdziale 3.2). Ponadto spodziewane następstwa awarii przy takiej orientacji byłyby najgroźniejsze.

Oszacowana w obliczeniach wartość współczynnika mnożenia neutronów znajdowała się na poziomie keff ≈ 0,9974 (dla ściany stalowej i paliwa o składzie przedstawionym w tabelach 3.4 oraz 3.5). Podobne wartości zostały uzyskane dla pierwszej ściany z wolframu z użyciem paliwa o składzie jak w tabelach 3.7 oraz 3.8.

Otrzymany wynik oznacza bardzo płytką podkrytyczność, co przemawia za dalszym rozwijaniem modelu obejmującym propozycje zabezpieczeń pozwalających na obniżenie tej wartości w przypadku awarii. Rozwiązaniem doraźnym może być zmiana składu izotopowego paliwa poprzez redukcję udziału izotopów rozszczepialnych. Rozwiązanie takie nie jest pozbawione wad (przede wszystkim obniża wartość keff), ale względy bezpieczeństwa są w tym wypadku priorytetem. Inną opcją jest ograniczenie ilości paliwa rozszczepialnego, jednak ten wariant podobnie jak poprzednie rozwiązanie ogranicza wartość keff w czasie normalnej pracy reaktora.

Na koniec warto jeszcze zaznaczyć, iż szczęśliwie tak się składa, że zdarzenia tego typu nie następują w sposób błyskawiczny, lecz trwają przez pewien czas, co daje możliwość podjęcia odpowiednich działań mających na celu zapobieżenie opisywanej awarii. Jednym z takich kroków mogłoby być wprowadzenie np. prętów absorpcyjnych i/lub dodatkowe wymuszenie chłodzenia pierwszej ściany od strony plazmy poprzez wymuszenie obiegu dodatkowego chłodziwa (warto rozważyć wprowadzenie gazu takiego jak CO2).

99