Содержание материала

МАТЕРИАЛЫ ЗАЩИТЫ

Материалы защиты, используемые в ядерных реакторах, можно подразделить на три группы в соответствии с их назначением;

  1. тяжелые или относительно тяжелые элементы, предназначенные для ослабления гамма-излучения и замедления быстрых нейтронов до энергии около 1 МэВ за счет неупругого рассеяния;
  2. элементы с более низким массовым числом и их соединения, предназначенные для рассеяния и замедления нейтронов с энергиями ниже 1 МэВ за счет упругого рассеяния;
  3. легкие элементы, водородсодержащие вещества и бор, предназначенные для замедления быстрых нейтронов и их поглощения без вторичного гамма-излучения.

В ядерных реакторах наиболее широко распространенными материалами как для биологической, так и для тепловой защиты являются свинец, железо, бетон, бор и водородсодержащие вещества.
Материал, выбранный для защиты, должен замедлять быстрые нейтроны, поглощать медленные и тепловые нейтроны, ослаблять первичное гамма-излучение, иметь минимальное вторичное гамма-излучение.
Железо в виде углеродистых или нержавеющих сталей используется до некоторой степени для тепловой защиты активной зоны. Свинец, а также сплавы и соединения свинца используются как материалы биологической защиты для ослабления гамма-излучения. Для биологической защиты применяют также обычный и специальный бетон, например барит. Бетоны, содержащие воду и минералы тяжелых элементов, могут ослаблять нейтроны, первичное гамма-излучение и вторичное гамма-изпучение. Из водородсодержащих веществ обычная вода является наиболее эффективным и наиболее экономичным материалом для защиты от нейтронов.
Такие соединения бора, как борная кислота, бура и бораты, можно добавлять к воде для повышения скорости захвата нейтронов при минимальном вторичном гамма-излучении. При осуществлении свинцово-водной защиты к воде целесообразно добавлять бор, который повышает эффективность защиты от нейтронов и гамма-излучения. В специальных случаях для защиты от нейтронов нашел применение борал - материал, состоящий из карбида бора (B4С) и алюминия.

СИСТЕМЫ АВАРИЙНОЙ ЗАЩИТЫ

Каждая АЭС должна иметь систему аварийной защиты, достаточную для предотвращения чрезмерного риска для здоровья и безопасности населения в случае возможной гипотетической аварии. Система аварийной защиты АЭС может состоять из первичной системы аварийной защиты, включающей систему сброса давления, систему аварийного охлаждения активной зоны и систему изоляции с противоаварийной оболочкой, и вторичной или вспомогательной системы аварийной защиты, включающей резервную систему охлаждения активной зоны, например систему охлаждения активной зоны разбрызгиванием, систему инжекции теплоносителя высокого давления, систему самосброса давления, систему удаления остаточного тепла и систему хранения резервного теплоностеля на АЭС, внутриреакторную и внереакторную систему приборною контроля, например систему контроля режимов работы реактора на мощности, систему контроля пусковых режимов, систему контроля промежуточных режимов и тд., систему контроля герметичности, например систему контроля герметичности оболочек твэлов, систему контроля герметичности патрубков корпуса реактора, систему контроля герметичности трубопроводов для теплоносителя и тд., и систему аварийной защиты при землетрясениях и ураганах.
Система сброса давления состоит из: 1) сухого колодца, имеющего коническую или цилиндрическую форму и сделанного из облицованного сталью предварительно напряженного бетона; 2) камеры для сброса давления, сделанной из предварительно напряженного бетона, облицованного сталью, в виде сосуда тороидальной формы, соединенного с днищем корпуса реактора и имеющего предохранительный клапан (пружинного типа) для автоматического сброса давления в случае повышения и пульсации давления в результате аварии; 3) системы для контроля температуры и давления в сухом колодце и камере для сброса давления в сочетании с системой хранения реакторного теплоносителя в резервуаре.
Система аварийного охлаждения активной зоны оборудована емкостью для хранения теплоносителя, изготовленной из предварительно напряженного бетона со стальной облицовкой, предохранительными клапанами аварийной защиты (срабатывающими при чрезмерном изменении параметров) и механизмом регулирования в случае аварии с потерей теплоносителя.
Внутриреакторная и внереакторная системы приборного контроля предназначены для регистрации любых ненормальных ситуаций в активной зоне реактора и в здании реактора для обеспечения безопасной работы реактора (см. рис. 3.1).
В конструкцию реактора, а также в конструкцию АЭС входит система аварийной защиты при землетрясениях и ураганах. Если горизонтальное ускорение при землетрясении (измеряемое сейсмографом) или скорость ветра при урагане (регистрируемая манометром) превысят определенные пределы, реактор будет автоматически остановлен.