Схема и принцип действия блока АЭС Фукусима

Атомная электростанция Фукусима I (яп. 福島第一原子力発電所 Фукусима дай-ити генсирёку хацуденсё), популярное название Фукусима дай-ити Фукусима первая)
это АЭС, расположенная в городе Окума в уезде Футаба префектуры Фукусима. Её шесть энергоблоков, вырабатывающие 4,7 ГВт энергии, делают Фукусиму I одной из 25 крупнейших атомных электростанций в мире. Фукусима I — это первая АЭС, построенная и эксплуатируемая Токийской энергетической компанией (TEPCO).

АЭС Фукусима II также эксплуатируется компанией TEPCO расположена в 11,5 км южнее Фукусима — I

Фукусима — I
Энергоблок Тип реакторов Мощность Чистая Мощность брутто Начало строительства Энергетический пуск Ввод в эксплуатацию 

Фукусима I-1 BWR 439 МВт 460 МВт 25.07.1967 17.11.1970 26.03.1971 
Фукусима I-2 BWR 760 МВт 784 МВт 09.06.1969 24.12.1973 18.07.1974 
Фукусима I-3 BWR 760 МВт 784 МВт 28.12.1970 26.10.1974 27.03.1976 
Фукусима I-4 BWR 760 МВт 784 МВт 12.02.1973 24.02.1978 12.10.1978 
Фукусима I-5 BWR 760 МВт 784 МВт 22.05.1972 22.09.1977 18.04.1978 
Фукусима I-6 BWR 1067 МВт 1100 МВт 26.10.1973 04.05.1979 24.10.1979 

Веб-камера наблюдающаяя за Фукусима — I в настоящий момент выключена

Схема реактора WBR

Схема кипящего корпусного ядерного реактора (WBR):
1 — стержень аварийной защиты;
2 — управляющий стержень;
3 — ядерное топливо;
4 — биологическая защита;
5 — выход пароводяной смеси;
6 — вход воды;
7 — корпус

Принцип работы энергоблока АЭС Фукусима — I

Для устойчивой работы кипящего корпусного реактора выбирают такой режим, при котором массовое паросодержание не превышает определённую величину. При больших значениях массового паросодержания работа реактора может быть неустойчивой. Такая неустойчивость объясняется тем, что пар вытесняет воду из активной зоны, а это увеличивает длину замедления нейтронов LS. При слишком бурном кипении значение LS возрастает настолько, что реактор получает отрицательную реактивность и мощность реактора начинает падать.

Снижение мощности уменьшает интенсивность кипения, массовое паросодержание, а значит, и длину замедления. В результате такого процесса освобождается реактивность, после чего мощность реактора и интенсивность кипения начинают возрастать. Происходит опасное для конструкции реактора и обслуживающего персонала колебание мощности.

При паросодержании ниже допустимого таких опасных колебаний мощности не происходит, реактор саморегулируется, обеспечивая стационарный режим работы. Так, снижение уровня мощности и уменьшение интенсивности кипения освобождает реактивность, обеспечивающую возврат уровня мощности к исходному. Паросодержание воды на выходе из активной зоны зависит от удельной мощности. Поэтому допустимое паросодержание, ниже которого обеспечивается устойчивая работа кипящего реактора, ограничивает мощность реактора с заданными размерами активной зоны. При таком ограничении с единицы объёма кипящего реактора снимается меньшая мощность, чем с единицы объёма некипящего реактора. Это существенный недостаток кипящих реакторов.

Вышесказанное справедливо для активной зоны, в которой объем воды-замедлителя избыточен относительно оптимального её количества, определяемого из отношения объёма воды к объёму топлива. В этом случае уменьшение количества воды-замедлителя нейтронов в активной зоне из-за кипения приближает соотношение объёмов замедлителя и топлива к оптимальному и приводит к увеличению размножающих свойств топлива.

В случае затеснённой активной зоны, в которой воды относительно недостаёт даже в отсутствие кипения, появление кипения будет сопровождаться снижением мощности из-за недостатка замедления нейтронов на воде и ухудшения размножающих свойств такой топливной среды.

Типовая схема коммерческого реактора кипящей воды
(1) Ядро реактора создает высокую температуру, ( 2) пароводяной смеси  
которая производится из дистиллированной воды (теплоносителя реактора).
Смесь движется вверх через ядро, поглощая тепло, из сепаратора (3)
в котором происходит удаление капель влаги и по паропроводу (4)  
пар поступает на основную турбину.
Турбина связана с генератором который и вырабатывает электроэнергию.
После турбины пар конденсируется в жидкую фазу (воду) и попадает
в деминерализатор, где происходит очистка воды.
После деминерализатора вода возвращается в ядро реактора.
Ядро реактора содержит топливные сбороки, которые охлаждаются водой 
подаваемой на сборки при помощи насоса. Эти насосы и другие операционные системы 
получают питание от электросети. Если в результате аварии происходит
прекращение подачи теплоносителя рекатора, в реактор подается аварийное охлаждение

от других насосов. Подачу энергии к ним обеспечивают мощные дизельные генераторы. Без вмешательства человека и дозаправки они могут бесперебойно проработать более суток.
Другие системы безопасности, также нуждаются в электроэнергии. 
Реактор WBR содержат от 370-800 тепловыделяющих сборок.

     Примерная схема развития аварии (взято из расчета аварии с полной потерей охлаждающей воды (теплоносителя) реактора ВВЭР  — 1200)

По мере снижения уровня теплоносителя в активной зоне условия  теплоотдачи от оболочек твэлов ухудшаются, и на 28,3 ч аварии начинается их разогрев. На 29,2 ч аварии пробитие гидрозатвора на холодной нитке аварийной петли приводит к росту массы теплоносителя в активной зоне, и на некоторое время температура оболочек уменьшается. На 29,4 ч аварии оболочки твэлов разогреваются до температуры 1200 К (рисунок 5.15) и в активной зоне начинается интенсивная генерация водорода вследствие   паро-циркониевой   реакции.

Окисление оболочек твэлов приводит к увеличению скорости их разогрева. Разогрев твэлов сопровождается раздутием и разрывом оболочек, блокировкой проходного сечения ТВС, плавлением оболочек и образованием локальных ванн расплава. Разрушение твэлов происходит сверху–вниз и из центра к периферии активной зоны. Через 30 часов после ИС температура стальных конструкций активной зоны достигает температуры плавления и в опоры ТВС начинает перемещаться сталь. Этому процессу соответствует выпаривание воды из НКС и доокисление оболочек твэл образующимся паром. На 31-м часе аварии происходит перемещение материала ТВС на днище внутрикорпусной шахты реактора, а на 32,4 ч – сквозное проплавление стенки внутрикорпусной шахты (рисунок 5.16). Расплав активной зоны перемещается в опускной участок и далее в НКР и на днище корпуса реактора.

Важно отметить, что к этому времени НКР осушена, поэтому после попадания расплава на днище отсутствует рост генерации пара и водорода. Энергия, выделяемая в расплаве в результате химических реакций и остаточного тепловыделения в топливе, частично (порядка 50 %) расходуется на излучение с поверхности расплава в верхние части корпуса реактора, а частично – на нагрев относительно холодных днища внутрикорпусной шахты и стенки корпуса реактора. Расплав состоит, в основном, из оксидной (топливо, окисленный Zr) и металлической (сталь, неокисленный  Zr) фракций. Поскольку топливо имеет большую плотность по сравнению с плотностью металлов, происходит расслоение фракций, прич ём слой металлов располагается над слоем оксидов. Несмотря на то, что тепловыделение происходит в оксидном слое, проплавление стенки корпуса происходит на границе с металлической частью.

Это объясняется тем, что на границе расплавленного топлива и холодной стальной стенки образуется тугоплавкий слой (корка), который обладает низкой теплопроводностью. Поэтому тепло переда ётся в аксиальном направлении к слою металлов и частично расходуется на плавление внутренней области стенки корпуса, пограничной с металлическим слоем. После сквозного проплавления стенки корпуса реактора в расчёте полагается, что днище корпуса опускается на опоры и постепенно расплавляется оставшимся в нём расплавом сверху–вниз, а расплав вытекает в бетонную шахту. Суммарный выход водорода на внутрикорпусной стадии аварии составляет около 1,15 т.