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

АЭС с реактором в ПНЖБ-корпусе - 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

  ПНЖБ-корпус — это сокращенное название корпуса реактора, выполненного из предварительно-напряженного железобетона. Первые ПНЖБ-корпуса были построены для реакторов с газовым теплоносителем (Великобритания, Франция), сейчас в мире работает около 20 реакторов в таких корпусах. В последнее время разрабатываются проекты легководных реакторов в  ПМЖБ-корпусах. Применение в атомной энергетике ПНЖБ- корпусов обусловлено их высокой надежностью, практической неограниченностью габаритов (исключаются перевозки громоздких металлоконструкций), сравнительно меньшими расходами на сооружение (при одинаковой мощности АЭС), возможностью применять так называемые интегральные компоновки АЭС, т. е. располагать основное оборудование технологического контура в пределах центральной части корпуса или в специальных каналах и полостях в теле корпуса.

Схема реактора в корпусе из предварительно-напряженного железобетона
Рис. 5.27. Схема реактора в корпусе из предварительно-напряженного железобетона:
1 — активная зона реактора; 2 — парогенераторы; 3 — тепловая изоляция ПНЖБ-корпуса; 4 ПНЖБ-корпус; 5  — крышка реактора; 6 — перекрытие

Схема реактора БН-600
Р и с. 5.28. Схема реактора БН-600:
1 — опорный пояс; 2 — корпус реактора; 3 — насос; 4 — электродвигатель;  5 — верхняя неподвижная защита;  6 — верхняя подвижная защита; 7 — теплообменник; 8 — механизм СУЗ; 9 — механизм перегрузки; 10 — активная зона реактора; 11 — шахта реактора

Примером АЭС с корпусом из предварительно-напряженного железобетона является установка, показанная на рис. 5.27. Это легководный кипящий, включенный в двухконтурную схему с прямоточными парогенераторами, установленными в том же ПНЖБ-корпусе над активной зоной реактора. Толщина стен корпуса такова, что с большим запасом обеспечивает снижение плотности потока нейтронов и γ-излучения на наружной поверхности до допустимых значений.

Защита реакторов на быстрых нейтронах.

Защита реакторов на быстрых нейтронах имеет особенности, связанные, во-первых, с тем, что спектр нейтронов утечки из зоны воспроизводства обогащен нейтронами промежуточных энергий, во-вторых, с тем, что размеры активной зоны реактора невелики. В защите используются материалы, не содержащие водород, — это сталь и натрий, являющийся одновременно теплоносителем. Длина замедления нейтронов в таких материалах намного больше длины релаксации плотности потока быстрых нейтронов, и ВГ в них растет с толщиной. Компактность активной зоны и стремление также компактно разместить теплоноситель делают предпочтительной интегральную компоновку реактора и основного оборудования первого контура. Именно такая компоновка принята на третьем блоке Белоярской АЭС с реактором на быстрых нейтронах БН-600 (рис. 5.28). Защита за пределом корпуса реактора — бетон.



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