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

Защита корпусных 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

Основу конструкции корпусного реактора, например реактора ВВЭР, составляет толстостенный металлический корпус, перекрытый сверху крышкой (рис. 5.25). В средней части корпуса размещена активная зона. Управление реактором осуществляется сверху системой СУЗ, стержни которой проходят через крышку реактора.
Защиту реактора можно разделить на две: внутри корпусную и внекорпусную. Первая выполняет функции как обычной биологической защиты, так и радиационной защиты корпуса, т. е. снижающей тепловой поток и плотность потока излучений на корпус до допустимых значений. Внекорпусная защита дополнительно ослабляет плотность потока нейтронов и γ-излучения до значений, определяемых допустимой мощностью дозы за защитой.
Внутрикорпусная защита в радиальном от активной зоны направлении обычно представляет собой ЖВЗ, т. е. чередующиеся слои стали и воды, причем первый от активной зоны слой стали — это так называемая шахта активной зоны, т. е. цилиндрическая стальная конструкция, ограничивающая активную зону.

 

онструкция защиты реактора ВВЭР-440
Рис. 5.25. Конструкция защиты реактора ВВЭР-440:
1 — корпус реактора; 2 — защита из воды (бак с водой); 3 — бетонная шахта реактора (обычный строительный бетон)
Толщина ЖВЗ 35— 50 см. Например, в реакторе ВВЭР-440 толщина радиальной радиационной защиты 48 см, из которых 24 см — вода. Непосредственно за ЖВЗ расположен корпус толщиной 15—20 см (у ВВЭР-440 14 см, у ВВЭР-1000 18 см). Защита вверх обеспечивается слоем воды, крышкой и другими защитными устройствами. Так как толщина слоя вода достаточно большая (у ВВЭР-440 60 см), то для радиационной защиты крышки каких-либо дополнительных защитных слоев не требуется. При необходимости здесь также можно установить стальные листы. Вниз от активной зоны радиационная защита — вода или ЖВЗ.
За пределами корпуса защита выполняется из бетона или из воды и бетона. Например, в радиальном направлении на АЭС с ВВЭР-440 (в более ранних вариантах) размещали кольцевой стальной бак, заполненный водой (95 см воды, около 2,5 см стали), а за ним слой бетона (300 см). На более поздних конструкциях и на АЭС с ВВЭР-1000 предусмотрена сухая боковая защита: вместо бака с водой слой серпентинитового бетона, охлаждаемый специальным технологическим контуром. Вверх от активной зоны в защите применяют различные конструкции и материалы, например защитный бетонный колпак или металлический колпак. Назначение такого колпака — не только ослабление плотности потока излучения, прошедшего через защиту, но и излучения, прошедшего через зазоры в каналах СУЗ и рассеянного приводами СУЗ. Вниз от активной зоны — защита из бетона.
Боковая бетонная защита образует шахту реактора, между стенками которой и корпусом остается зазор. Этот зазор сверху частично перекрывают бак с водой или сухая защита из бетона, над которой обычно выше патрубков, отводящих и подводящих теплоноситель, монтируют перекрытие из бетона, так называемую кольцевую бетонную консоль. Остающиеся и после этого зазоры перекрывают засыпной защитой, размещаемой в специальных кожухах. Засыпную защиту делают из серпентинита или из серпентинита и чугунной дроби. Иногда добавляют в смесь карбид бора.
Засыпка и бетонная консоль являются также защитой от промежуточных нейтронов, натекающих в верхнее полупространство по корпусу реактора как по нейтроноводу.   
Выбор материалов для защиты на АЭС с ВВЭР определяется теми же соображениями, что и на АЭС с другими реакторами.
Примерно по такому же принципу конструируют защиту кипящих корпусных реакторов, а также других корпусных реакторов. Рис. 5.26 дает представление о защите корпусно-канального реактора с тяжеловодным замедлителем КС-150 первой Чехословацкой АЭС. Наиболее сложная часть защиты этого реактора — внутрикорпусная зашита в направлении вверх. Из-за большого числа технологических каналов* и каналов СУЗ эту защиту нельзя было сделать сплошной, поэтому в защите были применены специальные пробки над технологическими каналами с устройствами перекрытия щелей. Ниже размещена защита из графита между двумя стальными плитами, пронизанными отверстиями под технологические каналы. Ниже активной зоны установлена также защита из графита и стали. Выбор материалов внутрикорпусной защиты определялся температурой и необходимостью исключить изотопный обмен между тяжелой водой и материалом защиты. Поэтому, в частности, в составе внутрикорпусной защиты не применены водородсодержащие материалы.

*           Технологические каналы перегружают без останова реактора.

Схема защиты реактора КС-1500
Рис. 5.26. Схема защиты реактора КС-1500:
1 — защита из стали; 2 — корпус реактора; 3 — верхняя защита; 4 — защита из графита: 5 — защита из воды; 6 — тяжелая вода; 7 — защита из обычного строительного бетона:  8  — нижняя защита

Внекорпусная защита — вода в баке из стали и бетон. Как в радиальном направлении, так и в направлениях вверх и вниз защитные функции выполняет также и тяжеловодный замедлитель.



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