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

Предотвращение поступления радиоактивных веществ в окружающую среду при авариях на АЭС - 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

Основные технологические среды АЭС — теплоноситель, продувочный газ кладки реактора — радиоактивны. Поэтому при нарушениях герметичности оборудования и трубопроводов они будут поступать в помещения и нарушать в них нормальную радиационную обстановку. Вместе с вентиляционным воздухом они будут поступать в окружающую среду. При сильных внезапных повреждениях технологического оборудования количество поступающего в помещение теплоносителя или газа может быть столь велико, что приведет к дальнейшему повреждению или разрушению оборудования, к разрушению помещения. Потеря всего или значительной части теплоносителя из-за протечки его через разрыв, например в трубопроводе, может привести к разгерметизации оболочек твэлов, к оплавлению части и даже всей активной зоны, т. е. крупное нарушение герметичности основного технологического контура АЭС может привести к серьезной аварии, имеющей не менее серьезные радиационные последствия. Хотя вероятность такой крупной аварии, сопровождающейся полной или значительной потерей теплоносителя, оценивается по порядку величины 10-6 год-1, т. е. малой величиной, соизмеримой с вероятностью стихийного бедствия, исключить из рассмотрения и не принять противоаварийных мер нельзя.
В нормальных условиях эксплуатации АЭС активность теплоносителя в основном определяется, как отмечено, ранее активированными ПК, ПД вносят в полную активность сравнительно незначительный вклад. В аварийной ситуации при массовом нарушении герметичности оболочек твэлов и тем более при оплавлении части или всей активной зоны в теплоноситель и помещения будут поступать активные ПД. Так как в современном работающем реакторе накапливаются миллионы кюри активных ПД, то поступление их во внешнюю среду превысит допустимое во много раз.
С целью предотвращения аварий и локализации их последствий разрабатывается и осуществляется система обеспечения технической безопасности АЭС. Это совокупность технических и организационных мер, направленных на предотвращение ненормального (аварийного) протекания технологического процесса, которое может привести к нет предусмотренному технологией выделению радиоактивных продуктов за пределы удерживающих их в нормальных условиях барьеров, а также таких технических мер, которые направлены на снижение возможных радиационных последствий аварий. В СССР система обеспечения технической безопасности АЭС должна удовлетворять требованиям «Общих положений обеспечения безопасности атомных электростанций при проектировании, строительстве и эксплуатации» и ряда других нормативных документов, развивающих и конкретизирующих Общие положения.
В условиях нормальной эксплуатации АЭС на пути поступления активных ПД от места их образования, т. е. топливной композиции, во внешнюю среду существует несколько барьеров. Это, прежде всего  сама топливная композиция, удерживающая ПД как непосредственно там, где они образовались, так и в порах и каналах, существующих в топливной композиции. Это оболочка твэла, которая в нормальных условиях герметична и удерживает ПД, вышедшие за пределы топливной композиции, как в результате процессов отдачи, так и в результате диффузии ПД в топливной композиции (см. п. 4.3.4). Это контур многократной принудительной циркуляции или первый контур, который в нормальных условиях также герметичен и удерживает ПД, поступившие в него из негерметичных твэлов. Наконец, это герметичные ограждения реакторной установки, т. е. реактора и основного оборудования КМПЦ или первого контура, например герметичные боксы с оборудованием, которые удерживают активные ПД при нарушении герметичности предпоследнего барьера, т. е. контура с теплоносителем. Поэтому система обеспечения технической безопасности АЭС — это прежде всего обеспечение высокой надежности и работоспособности барьеров, контроль за их сохранностью в процессе эксплуатации АЭС. На случай нарушения защитных барьеров на АЭС предусматриваются специальные локализующие устройства — спринклерные системы, защитные оболочки и другие, которые должны предотвратить поступление радиоактивных веществ в окружающую среду даже в этом случае. Защитные барьеры и защитные устройства безопасности должны предупреждать развитие и ограничивать масштабы аварии, а локализующие устройства — ограничивать ее радиационные последствия в окружающей среде.
Общие положения предусматривают, что защита персонала АЭС и населения от радиационных последствий аварий должна прежде всего обеспечиваться за счет качественного выполнения устройств нормальной эксплуатации, повышенного контроля качества оборудования при изготовлении, монтаже, ремонте, реконструкции и передаче оборудования в эксплуатацию, обеспечения наблюдения и периодического контроля состояния оборудования в процессе эксплуатации, обеспечения системы профилактических противоаварийных мер по всем системам АЭС, обеспечения АЭС защитными и локализующими устройствами безопасности, выбора благоприятных природных условий места расположения станции, выбора соответствующей санитарно-защитной, зоны и удаления АЭС от крупных населенных пунктов, правильной, т. е. в соответствии с технологическим регламентом, эксплуатацией АЭС, а также разработки и осуществления противоаварийного плана мероприятий на территории АЭС и окружающей территории.
При проектировании АЭС рассматривается так называемая максимальная проектная авария (МПА), постулируемая для АЭС данного типа, с расплавлением или без расплавления активной зоны и все защитные и локализующие устройства на АЭС рассчитываются на предотвращение МПА или локализацию ее последствий.
Первым следствием рассмотрения МПА является разработка системы аварийного охлаждения реактора (САОР), которая автоматически вступает в действие и охлаждает активную зону реактора, если в результате разрыва трубопроводов или другого оборудования происходит потеря теплоносителя и его не хватает для отвода тепла и предотвращения расплавления активной зоны.
Вторым следствием является размещение основного оборудования в герметичных боксах, способных выдерживать определенное избыточное движение изнутри, обусловленное поступившим в него теплоносителем, и оборудованных специальными устройствами для снижения давления и осаждения выброшенных в бокс радиоактивных веществ, т. е, спринклерными устройствами. Герметичность боксов и работоспособность спринклерных устройств проверяют перед сдачей АЭС в эксплуатацию и периодически в процессе эксплуатации. Боксы оборудуются также системами и средствами послеаварийной дезактивации для удаления газообразных, жидких и твердых радиоактивных вещества.
Третьим следствием рассмотрения МПА является разработка и сооружение таких локализующих устройств, как противоаварийная оболочка, специальные сухие или мокрые камеры, в которые сбрасываются избыточное давление и радиоактивные вещества из боксов.
С целью предотвращения не только МПА, но и аварий меньших масштабов на АЭС проектируют и осуществляют возможность периодического осмотра состояния, контроля и ремонта корпуса реактора и внутрикорпусных устройств и возможность контроля состояния металла трубопроводов и другого оборудования. Контроль состояния корпуса, трубопроводов, оборудования проводят периодически во все время эксплуатации АЭС. Для этого разработаны и применяются специальные устройства, приспособления, методики и приборы. Так, для проверки состояния внутренних поверхностей корпуса реактора ВВЭР-440 разработан специальный контейнер (рис. 7.10.), который вводится внутрь корпуса и позволяет испытателю через иллюминаторы и с помощью манипуляторов исследовать и осмотреть внутренние поверхности корпуса.
С этой же целью в эксплуатационном регламенте АЭС устанавливают допустимые отклонения важнейших технологических параметров от нормальных значений, которые еще не приводят к возникновению аварийных ситуаций. При превышении значений технологических параметров над допустимым отклонением от нормального значения реактор немедленно останавливают. К числу таких технологических параметров относятся: мощность реактора, давление и температура теплоносителя, значение активности теплоносителя, расход теплоносителя на протечки, давление и уровень воды в барабанах-сепараторах, давление и активность воздуха в боксах с оборудованием и других помещениях АЭС, а также значение активности выбрасываемых в атмосферу газов и аэрозолей.
Защитный контейнер для обследования и ремонта корпусов реакторо
Рис. 7.10. Защитный контейнер для обследования и ремонта корпусов реакторов ВВЭР-440: 1  — корпус реактора; 2 — защитный контейнер; 3 — смотровые окна

Все рассмотренные мероприятия и устройства в конечном итоге должны исключить возможность поступления радиоактивных ПД в атмосферу в количествах, превышающих допустимые.
Рассмотрим в качестве примеров локализующие устройства нескольких АЭС. На Нововоронежской АЭС (III очередь) для локализации последствий аварии все оборудование первого контура помещено в герметичный объем, образованный боксами ГЦН, парогенераторов, компенсаторов объема, шахтой реактора и вентильной камерой. Выброс паровоздушной смеси с радиоактивными продуктами происходит в боксе ГЦН и парогенераторов, стены и перекрытия которого, а также входные герметичные двери рассчитаны на давление 0,2 МПа. При аварии в боксах начинают работать спринклерные системы, которые конденсируют паровоздушную смесь и осаждают часть поступивших с ней радионуклидов, в частности радионуклиды йода. Оставшиеся в воздухе радиоактивные вещества, например РБГ, постепенно сбрасывают по вентсистемам в высотную трубу.

Реакторное отделение V энергоблока Нововоронежской АЭС, как уже упоминалось, размещено в защитной оболочке из ПНЖБ, облицованной изнутри металлом. Верхняя часть оболочки (см. рис. 5.29) образует герметичный объем, именно в нем размещено основное оборудование первого контура АЭС. Оболочка рассчитана для локализации аварии в случае разрыва любого трубопровода, включая мгновенный разрыв главного циркуляционного трубопровода, и выдерживает давление радиоактивной паровоздушной смеси 0,5 МПа. Так как при аварии могут появиться летящие предметы — осколки металла оборудования или строительных конструкций, которые могут повредить и нарушить герметичность оболочки, то часть оборудования контура защищена железобетонными перегородками, препятствующими разлету частей разрушенного оборудования.

Типы защитных оболочек АЭС
Рис. 7.11. Типы защитных оболочек АЭС

Образующийся при аварии пар должен быть перепущен в верхнюю часть защитной оболочки и равномерно распределен по ее герметичному объему. Это достигается организацией проемов между отдельными помещениями и боксами, оборудованными под оболочкой (см. § 5.9). Распределение пара во всем герметичном объеме защитной оболочки должно произойти и при МПА» а поскольку она развивается очень быстро, то сечения проемов сделаны большими: до 120—150 м2.
Оболочка оборудована спринклерными системами и системами постепенного удаления из нее не осевших радиоактивных веществ.

Размещение оборудования первого АЭС с реактором BWR контура в защитной оболочке реактора
Рис. 7.12. Размещение оборудования первого АЭС с реактором BWR контура в защитной оболочке   реактора;
1 — защитный кожух реактора; 2  — корпус реактора; 3 — защитная оболочка из железобетона; 4 — защитная стальная оболочка; 5 — внутренняя бетонная стенка; 6 — ледовый конденсатор; 7 — шахта реактора; 8 — парогенераторы

Большинство АЭС с ВВЭР (PWR) построено с защитными оболочками. Их делают цилиндрическими, сферическими, гиперболически-
ми (рис. 7.11) из ПНЖБ или металла. В защитных оболочках построено также большинство АЭС с реакторами PWR. В ряде случаев защитные оболочки оборудованы дополнительно камерой снижения давления. Так сделано, например, на АЭС «Гудреминген» (ФРГ, реактор типа BWR мощностью 1300 МВт). Реактор расположен в бетонной шахте, которая окружена камерой снижения давления т. е. своего рода первичной защитной оболочкой (см. рис, 5.31) для локализации МПА или аварии, близкой по масштабам к ней. Стены этой оболочки сделаны из ПНЖБ и облицованы сталью. Трубопроводные коммуникации расположены в верхней части оболочки, в местах пересечения их с оболочкой установлены отсечные клапаны. В нижней части оболочки расположен кольцевой бак, заполненный водой для конденсации пара при аварии.
Схема системы локализации последствий аварии на АЭС с РБМК
Рис. 7.13. Схема системы локализации последствий аварии на АЭС с РБМК (мокрый локализующий объем):
1 — спринклерные устройства: 2— герметичный бокс (на энергоблоке их два); 3— клапаны в распределяющие боксы; 4 — поверхностные конденсаторы; S — парораспределительный коридор; 6 — перепускные клапаны; 7 — бассейн-барботер. заполненный водой; 8 — воздушное пространство бассейна-барботера; 9 — теплообменники; 10 — насосы

Диаметр этой первичной защитной оболочки 30 м, а давление, на которое она рассчитана, 0,5 МПа. Первичная оболочка и расположенное вокруг нее оборудование помещены в цилиндрическое здание диаметром и высотой около 50 м, стены этого здания сделаны из бетона.
На рис. 7.12 показаны схемы защитной оболочки реакторного отделения АЭС с BWR мощностью 1200 МВт (США). Корпус реактора вместе с защитой из бетона размещен в полом сухом объеме, ограждающие конструкции которого при аварии выдерживают начальное давление паровоздушной смеси и направляют смесь в бассейн гашения давления. Он образован стенкой сухого объема и стенкой защитной оболочки и заполнен водой. Количество воды таково, что может сконденсировать весь пар, образующийся при аварии. Поэтому избыточное давление под защитной оболочкой сравнительно невелико — около 0,1 МПа. Защитная оболочка делается из металла, а вокруг нее сооружается цилиндрическое здание из бетона.
В защитной оболочке из металла и ПНЖБ размещены реактор и его основное оборудование на АЭС ASEA-ATOM в Швеции.
Очевидны трудности сооружения защитной оболочки на АЭС с канальными реакторами. Разветвленность ее технологического контура, большие объемы, необходимые для его размещения, делают практически невозможным сооружение защитной оболочки. Поэтому задача локализации аварии на таких АЭС решается несколько по-другому. Первичным локализующим объемом служит бокс, в котором установлено оборудование. Бокс герметичен, все проходки из него уплотнены или оборудованы сильфонами, он закрыт герметичной дверью и оборудован спринклерной системой. Перекрытие и стены бокса рассчитаны на то избыточное давление пароводяной смеси, которое может возникнуть в нем при аварии на том оборудовании, что установлено в нем.

Размещение оборудования первого контура канального реактора с замедлителем

Рис. 7.14. Размещение оборудования первого контура канального реактора с замедлителем Д2О в защитной оболочке:
1 — активная зона реактора; 2 — перегрузочная машина; 3 — люк для транспортировки тепловыделяющих сборок; 4 — вентиляционные устройства; 5 — главный циркуляционный насос;
6 — барабаны-сепараторы; 7 — бак с Д2О; 8 — защитная оболочка

Бокс локализует не только паровоздушную смесь, но и летящие предметы, возникающие при аварии, т. е. летящие предметы не могут вызвать повреждений оборудования, установленного за пределами бокса, в котором случилась авария. На случай, если давление паровоздушной смеси превысит допустимое для бокса, например из-за аварий, произошедших одновременно в соседних боксах, бокс через мембрану соединен с сухим или мокрым локализующим объемом.
Сухой локализующий объем — отдельное здание, напоминающее газгольдер выдержки в системе очистки газоаэрозольного выброса АЭС, соединенное со всеми боксами, в которых установлено потенциально аварийно-опасное оборудование, рассчитанное на определенное избыточное давление и способное принять всю радиоактивную паровоздушную смесь, образующуюся при МПА на АЭС. Мокрый локализующий объем обычно располагают под зданием АЭС. Он представляет собой систему боксов, соединенных между собой и заполненных водой (рис. 7.13). Объем соединен специальными проходками с боксами с оборудованием. Поступившая в результате аварии в бокс пароводяная смесь направляется в локализующий объем, конденсируясь и перетекая из отделения в отделение, теряет давление и остается в объеме. Сухими или мокрыми локализующими объемами оборудованы АЭС с реакторами РБМК.
Некоторые АЭС с канальными реакторами строятся в защитных оболочках (рис. 7.14).



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