Стартовая >> Архив >> Генерация >> Основы радиационной безопасности атомных электростанций

Защита канальных реакторов - Основы радиационной безопасности атомных электростанций

Оглавление
Основы радиационной безопасности атомных электростанций
Основные дозовые пределы
Облучение персонала
Санитарные правила работы с радиоактивными веществами
Санитарные правила проектирования и эксплуатации АЭС
Требования к дозиметрическому контролю, производственным помещениям, вентиляции и удалению отходов
Типы атомных электростанций
Реактор как источник излучений
Технологический контур АЭС как источник излучения
Другие технологические контуры АЭС как источники излучения
Защита от излучений
Закономерности распространения нейтронов
Защита от нейтронов
Материалы защиты АЭС
Материалы из элементов со средним значением атомной массы А
Подход к расчету и проектированию защиты на АЭС
Защита канальных реакторов
Защита корпусных реакторов
АЭС с реактором в ПНЖБ-корпусе
Защита от y-излучения оборудования и технологических сред
Радиационная обстановка и дозовые затраты персонала на АЭС
Радиационная обстановка
Облучаемость персонала
Пути уменьшения дозовых затрат
АЭС и внешняя среда
Образование и обработка отходов на АЭС
Распространение радиоактивных выбросов АЭС во внешней среде
Радиоактивные выбросы и сбросы действующих АЭС
Радиационная обстановка в районах размещения действующих АЭС
Предотвращение поступления радиоактивных веществ в окружающую среду при авариях на АЭС
Контроль радиационной безопасности АЭС
Технологический радиационный контроль радиационной безопасности
Дозиметрический радиационный контроль
Контроль активности жидких и газоаэрозольных отходов
Радиационный контроль в окружающей АЭС среде

ЗАЩИТА РЕАКТОРОВ
Особенности реакторов разных типов и систем технологического контура, примыкающих к реактору, находят свое отражение в конструктивном оформлении защиты реактора. Рассмотрим несколько примеров реализации защиты реакторов АЭС.

Защита канальных реакторов.

Родоначальником канальных реакторов является реактор первой в мире АЭС мощностью 5 МВт (эл.), построенный в г. Обнинске. Дальнейшее развитие канальных реакторов — реакторы АМБ Белоярской АЭС мощностью 100 и 200 МВт (эл.) и реакторы РБМК электрической мощностью 1000 МВт на Ленинградской, Чернобыльской, Курской, Смоленской АЭС, мощностью 1500 МВт(эл.) на Игналинской АЭС. Развитие этих реакторов— проект РБМК-2400. К числу канальных реакторов относятся также реакторы Билибинской АТЭЦ мощностью 12 МВт (эл.).
Все особенности защиты современного канального реактора большой мощности нашли свое отражение в проекте защиты реактора РБМК-1000.
Конструкция реактора РБМК-1000 и его биологической защиты (рис. 5.22) явилась дальнейшим развитием идей, принятых при создании кипящих канальных уран-графитовых реакторов в СССР, в частности реакторов Белоярской АЭС. Однако большие размеры активной зоны реактора, большая мощность и перегрузка тепловыделяющих сборок (ТВС) без останова и снижения мощности реактора потребовали внесения существенных изменений в конструкцию защиты по сравнению, например, с защитой на Белоярской АЭС.
Реактор РБМК помещен в бетонную шахту квадратного сечения размером 21,6 X 21,6 X 25 м с толщиною стен 200 см. Графитовая кладка реактора и отражатель расположены в герметичной полости, образованной нижней и верхней цилиндрическими металлоконструкциями коробчатого типа и цилиндрическим кожухом реактора. В металлоконструкции вварены тракты технологических каналов. Нижняя металлоконструкция (диаметр 16,5 м, высота 2 м) является опорой реактора и установлена на крестообразной конструкции, которая образует подреакторное помещение, занятое разводкой трубопроводов с теплоносителем к технологическим каналам. Верхняя металлоконструкция (диаметр 19,5 м, высота 3 м) служит опорой технологических каналов. В радиальном от активной зоны направлении установлен кольцевой бак, заполненный водой, толщина слоя воды 1 м.
Схема защиты реактора РБМК-1000
Рис. 5.22. Схема защиты реактора РБМК-1000 (а) и конструкция верхнего перекрытия реактора (б)
а:  1  — плитный пастил (материал ЖБСЦК); 2 —засыпка из серпентинита в коробчатой металлоконструкции; 3 — бетонная шахта реактора (обычный строительный бетон): 4 — засыпка из речного песка; 5 — кольцевой бак с водой; 6  — блоки защиты из стали; 7 — графитовая кладка реактора;

б : 1 — съемные блоки плитного настила (материал ЖБСЦК); 2 — нижние несъемные блоки (материал ЖБСЦК): 3 — периферийные блоки (материал ЖБСЦК) ;  4 — головки технологических каналов реактора

Между отражателем и металлоконструкциями размещена защита из стали толщиной 20 — внизу и 25 см — вверху, обеспечивающая снижение плотности потока излучений из активной зоны на верхний и нижний листы коробчатых металлоконструкций. Введение этой защиты позволило применить для изготовления металлоконструкций низколегированные сорта стали: флюенс нейтронов (Еп >0,1 МэВ) за 30 лет эксплуатации на металлоконструкции не превысит 5* 10“ см“2. Пространство между трактами технологических каналов в верхней и нижней металлоконструкциях заполнено серпентинитом — засыпка с объемной массой 1,7 т/м3. Эта засыпка вместе с опорными плитами металлоконструкций выполняет роль основной защиты: толщина ее по направлению вверх — 2,8 м серпентинита и 0,3 м стали, а по направлению вниз— 1,8 м серпентинита и 0,25 м стали. Верхняя часть шахты непосредственно над реактором перекрыта защитой из стали (4 см) и железобарийсерпентинитового цементного камня. Толщина последней около 90 см. Эта защита выполнена в виде двух поясов — нижнего неразборного и верхнего разборного. Оба пояса собираются из блоков: нижний — из больших, а верхний — из индивидуальных для каждого технологического канала. Верхние блоки снимаются при перегрузке тепловыделяющих сборок.
Верхняя защита пронизана неоднородностями — технологическими каналами и щелями между блоками. Для снижения «прострела» по каналам в них вставлены специальные вкладыши и винтовые пробки. Верхний и нижний пояса защиты собраны из блоков так, чтобы щели между блоками перекрывались в нижнем ряду верхними, а в верхнем ряду нижними блоками.
Периферийная часть шахты реактора перекрыта металлическими коробами и балками, заполненными железобарийсерпентинитовым цементным камнем или засыпкой из смеси серпентинита с чугунной дробью, взятых в соотношении 14: 86. Эта часть защиты выполняет двоякую роль: с одной стороны, это периферийная часть защиты реактора, а с другой —основная защита части технологического контура, а именно трубопроводов, отводящих пароводяную смесь от технологических каналов к барабанам-сепараторам (рис. 5.22). Металлические короба и балки этой защиты конструктивно выполнены так, что при сборке защиты между ними не образуется прямых сквозных щелей. Для предотвращения натекания излучения щели сделаны ступенчатыми.
В радиальном от активной зоны направлении защита состоит из слоя воды (кольцевой бак, толщина 1,2 to), слоя засыпки из речного песка р= 1,3 т/мя, толщина 1,3 м), слоя обычного строительного бетона толщиной 2 м.

Конструкция защиты реактора Билибимской АТЭЦ
Рис. 5.23. Конструкция защиты реактора Билибимской АТЭЦ:
1 — верхнее боковое перекрытие; 2 — центральная рама; 3 — центральное вращающееся перекрытие; 4 — стояки; 5 — закладные детали; 6 — опорные узлы; 7 — нижняя плита; 8 — кладка активной зоны реактора и отражателя; 9 — бак биологической защиты

Температура основной защиты, размещенной в пределах верхней  и нижней металлоконструкций, при работе АЭС достигает примерно  300° С (температура теплоносителя 270—285е С, радиационный разогрев), поэтому в качестве материала выбран серпентинит, не меняющий своих защитных свойств при этой температуре. Использование серпентинита в виде засыпки исключило дополнительную нагрузку на тракты технологических каналов за счет расширения материала при нагреве. Верхние пояса защиты работают в условиях одностороннего нагрева при перепаде температуры около 250° С. Поэтому материалом защиты выбран железобарийсерпентинитовый цементный камень, способный выдерживать такой перепад температуры и обладающий достаточно высокими защитными свойствами как по отношению к нейтронам, так и к γ-излучению. Так как оба материала используются в больших количествах, то немаловажно (при выборе их для защиты), что они доступны и недороги.
Применение вода в радиальной защите обусловлено не только необходимостью снизить плотность потока излучений на бетонные стены шахты реактора, но и снизить тепловой поток из активной зоны. Вода служит тепловым экраном, для отвода тепла от вода организован специальный технологический контур — контур охлаждения защиты.
Защита реактора РБМК-1000 в направлении вверх по данным расчета должна обеспечивать в центральном зале реактора мощность дозы 0,8 мкбэр/с (центральный зал — обслуживаемое помещение); измерения показали, что при нормальной работе АЭС мощность дозы в центральном зале не превышает этого значения (в отдельных точках), а в среднем по центральному залу — не более 0,6 мкбэр/с.
Толщина и состав защиты в направлении вниз выбраны из условия: снизить плотность потока нейтронов до значения, не дающего заметной активации трубопроводов и металлоконструкций в необслуживаемом (при работе АЭС на мощности) помещении нижних водных коммуникаций. Контрольные измерения показали, что это условие обеспечено.
Защита других канальных реакторов (на Белоярской, Билибинской А ТЭЦ) по идее не отличается от защиты РБМК. Реакторы размещены в бетонных шахтах (рис. 5.23, 5.24), окружены в радиальном направлении защитой из воды и бетона. В направлении вниз — защита из стали и бетона. В направлении вверх — чередующиеся слои графита и чугуна общей толщиной примерно 1,5 м (Белоярская АЭС) и около I м (Билибинская АТЭЦ). Над этой защитой размещена верхняя защитная плита  — это коробчатая металлоконструкция, которая на Билибинской АТЭЦ заполнена смесью серпентинита с чугунной дробью. Далее в направлении вверх размещено защитное перекрытие. Между ним и верхней защитной плитой находится разводка трубопроводов с теплоносителем. Поэтому верхнее защитное перекрытие одновременно является защитой реактора и части технологического контура. На Белоярской АЭС защитное перекрытие из чугуна (25 см) и битума (18 см), а на Билибинской АТЭЦ — из стали (20 см) и железосерпентинитового бетона (70 см).
Конструкция защиты реактора Белоярской АЭС
Рис. 5.24. Конструкция защиты реактора Белоярской АЭС:
1 — нижняя плита; 2 — графитовая кладка реактора; 3 — верхняя плита; 4 — верхнее перекрытие; 5 — защита из воды

Принципиально так же сделана защита реактора на первой в мире АЭС.



 
« Основные технические характеристики турбогенераторов мощностью 50 МВт и более   Особенности металла центробежнолитых труб из стали 15Х1М1Ф »
электрические сети