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

Типы атомных электростанций - 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

Глава 4
ИСТОЧНИКИ ИЗЛУЧЕНИЙ НА АЭС

ТИПЫ АТОМНЫХ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЙ

В том случае, когда электростанция отпускает потребителю только электроэнергию, на ней устанавливают конденсационные турбины и станцию называют конденсационной. Современные АЭС в большинстве своем работают как конденсационные. Для АЭС рабочим телом является водяной пар, требования к его чистоте настолько велики, что экономически приемлемо только конденсировать его и возвращать в рабочий цикл. Поэтому контур рабочего тела АЭС всегда замкнут. Теплоносителем на АЭС в большинстве случаев также служит вода. Для поддержания ее чистоты на требуемом уровне контур теплоносителя делают также замкнутым.
Различают АЭС, построенные по одноконтурной (рис. 4.1) и двухконтурной (рис.4.2) схемам. В первом случае теплоноситель и рабочее тело совмещены, во втором — контуры теплоносителя и рабочего тела разделены.
На одноконтурной АЭС образующаяся в реакторе пароводяная смесь поступает в сепаратор, отсепарированный пар направляется на турбину, а вода циркуляционным насосом возвращается в реактор. Сработанный на турбине пар конденсируется в конденсаторе и возвращается в виде воды в циркуляционный контур. В СССР по такой схеме работают АЭС с реакторами РБМК-1000, РБМК-1500, ВК-50, за рубежом  — АЭС с реакторами BWR (boiling water reactor).
Реактор большой мощности кипящий (РБМК) — это канальный реактор, замедлителем в котором служит графит, а теплоносителем — вода и пароводяная смесь. Тепловая мощность реактора 3200 или 4800 МВт. АЭС с реакторами такой мощности имеют электрическую мощность 1000 (РБМК-1000) или 1500 (РБМК-1500) МВт. КПД АЭС несколько больше 30%.
В графитовой кладке реактора (диаметр 11,8 м, высота 7 м) установлен 1693 (РБМК-1000) или 1661 (РБМК-1500) технологический канал из циркония. В каналах монтируется тепловыделяющая сборка (ТВС) с твэлами из UO2  в оболочке из циркониевого сплава.
Теплоноситель по групповым и раздаточным коллекторам подводится индивидуально к каждому каналу, пароводяная смесь отводится также индивидуально от каждого канала в четыре барабана-сепаратора. Пар от Б-С поступает по общему паропроводу на две турбины с цилиндрами высокого и низкого давления (рис. 4.3). Из конденсатора турбин конденсат возвращается в контур многократной принудительной циркуляции (КМПЦ). Часть теплоносителя КМПЦ и весь конденсат подвергаются очистке. АЗС оборудована системой подготовки свежей воды — системой химводоочистки — для подпитки КМПЦ и системой спецводоочистки для очистки организованных и неорганизованных протечек теплоносителя, так называемых трапных вод и других жидких радиоактивных сред.
схема двухконтурной АЭС
Рис. 4.2. Принципиальная схема двухконтурной АЭС:
АЗ — активная зона реактора; ПГ — парогенератор; Т — турбина;  С — конденсатор; Я2 — насос II контура: ГЦН — главный циркуляционный насос; ВК — внутриконтурная очистка теплоносителя
схема одноконтурной АЭС
Р и с. 4.1. Принципиальная схема одноконтурной АЭС:
ЛЗ — активная зона реактора: Б-С — барабан-сепаратор; Т — турбина; К — конденсатор: ОК — очистка конденсата: ПИ — питательный насос; ГЦН — главный циркуляционный насос; В К — внутрнконтурная очистка теплоносителя

Для защиты графита от окисления кладка реактора продувается инертным газом (обычно смесью азота и гелия).
Основные параметры АЭС с РБМК следующие:

 

РБМК-1000

РБМК-1500

Электрическая мощность, МВт

1000

1500

Тепловая мощность, МВт 

3200

4800

кпд, %  

30,4

31,3

Загрузка урана, т 

192

189

Средняя глубина выгорания, МВт*сут/кг

18,1

18,1

Расход воды через реактор, т/ч  

37500

29 000

Деление в сепараторах, ат ,

70

70

Паропроизводительность, т/ч

5800

8800

Расход пара на турбины, т/ч

5400

8200

Реакторы РБМК-1000 работают на Ленинградской АЭС им. В. И. Ленина, Чернобыльской АЭС им. В. И. Ленина, Курской и Смоленской АЭС; на Игналинской АЭС, строительство которой завершается, установлен реактор РБМК-1500.
Атомная электростанция с реактором ВК-50 — опытная АЭС с кипящим реактором корпусного типа. Замедлитель и теплоноситель—вода и пароводяная смесь. Пароводяная смесь образуется в активной зоне, собирается в верхней части герметичного корпуса и отводится в барабан-сепаратор. Корпус реактора на АЭС с ВК-50 металлический, но для подобных АЭС применяют также корпуса из предварительно-напряженного железобетона.
технологическая схема АЭС с реактором РБМК-1000

технологическая схема АЭС с реактором РБМК-1000 2
Рис. 4.3. Упрощенная технологическая  схема АЭС с реактором РБМК-1000:

 

1 — система контроля герметичности оболочек твэлов; 2 — барабан-сепаратор; 3 — канал СУЗ; 4 — технологический канал; 5— реактор: 6 — бак аварийной питательной воды; 7 — барботер; 8  — аварийный питательный насос; 9 — технологический конденсатор; 10 — конденсатные насосы; 11 — сепаратор-перегреватель; 12 — турбогенератор; 13 — конденсатор; 14 — конденсатные насосы I и II подъема; 15 — подогреватели низкого давления; 16 — деаэратор; 17 — питательные насосы; 18 — баллоны системы аварийного охлаждения реактора; 19— доохладители,  20 — регенераторы; 21 — насосы расхолаживания; 22 — главный циркуляционный насос; 23 — конденсатор газового контура; 24 — компрессор; 25— установка очистки гелия; 26 — газгольдер выдержки; 27 — мокрый газгольдер; 28 — вентиляционная труба

 

На АЭС, работающей по двухконтурной схеме, реактор охлаждается теплоносителем, прокачиваемым через него и парогенератор циркуляционным насосом (первый контур); образующийся в парогенераторе пар поступает на турбину, где, расширяясь, производит работу, конденсируется и питательным насосом возвращается в парогенератор (второй контур).  По двухконтурной схеме в СССР работают АЭС с реакторами ВВЭР разной мощности (ВВЭР-440, ВВЭР-1000), за рубежом — АЭС с реакторами PWR {pressurized xmter reactor).
Водо-водяной энергетический реактор (ВВЭР) — реактор корпусного типа. Замедлитель и теплоноситель — вода под давлением. Рабочее тело на АЭС с ВВЭР — водяной пар. Упрощенная технологическая схема такой АЭС показана на рис. 4.4. АЭС оборудована системами химводоочистки и спецводоочистки.

Основные параметры АЭС с ВВЭР следующие:

 

ВВЭР-440

ВВЭР-1000

Электрическая мощность, МВт

440

1000

Тепловая мощность, МВт 

1375

3000

КПД, %            

32

33

Расход воды через реактор, т/ч  

39 000

80000

Давление в первом контуре, ат   

125

160

Количество петель

6

4

Паропроизводнтельность одного парогенератора, т/ч .

425

1470

Реакторы ВВЭР установлены на Нововоронежской АЭС им. 50-летия Советского Союза (ВВЭР-210, ВВЭР-365, ВВЭР-440 и ВВЭР-1000), Кольской и Армянской АЭС (ВВЭР-440), Ровенской, Южноукраинской АЭС, на строящихся Калининской, Запорожской, Башкирской и других АЭС.
На двухконтурной АЭС тепло от теплоносителя передается рабочему телу в парогенераторе через поверхность нагрева; это требует перепада температур, т. е. температура теплоносителя всегда должна быть больше температуры рабочего тела.
технологическая схема АЭС с реактором ВВЭР-440
Рис. 4.4. Упрощенная технологическая схема АЭС с реактором ВВЭР-440:
/ — деаэратор подпитки; 2 — подпиточный насос; 3 — реактор; 4 — компенсатор объема; 5 — главная запорная задвижка; 6 — главный циркуляционный насос; 7 — парогенератор; 8  — турбоагрегат; 9 — конденсатный насос; 10 — подогреватель низкого давления;  11  — деаэратор: 12 —  питательный насос; 13 — подогреватель высокого давления; 14 — аварийный питательный насос; 15 — охладитель продувки; 16 — доохладитель продувки; 17 — фильтровальная группа: 18 — дренажный бак; 19 — насос обессоленной воды; 20— отстойник; 21 — расширитель; 22 — подогреватель обессоленной воды; 23 — бак грязного конденсата; 24 — выпарной аппарат; 25 — бак чистого конденсата

Если теплоноситель — вода, то давление в первом контуре должно быть больше, чем во втором, а чтобы теплоноситель не кипел, — существенно больше, чем во втором. Это усложняет конструкцию парогенератора и делает вероятным попадание теплоносителя первого контура во второй. На двухконтурной АЭС в качестве теплоносителя можно применить газ, например С02, или органическую жидкость, тогда давление в первом контуре можно сделать меньше, чем во втором.
В СССР впервые были построены АЭС с ядерным перегревом пара (реактор АМБ, Белоярская АЭС им. И. В. Курчатова). Такие АЭС работают по частично двухконтурной схеме.

Р и с. 4.5. Принципиальная схема одноконтурной АЭС с ядерным перегревом пара:
схема одноконтурной АЭС с ядерным перегревом пара
АЗ — активная зона реактора; ИК — испарительный технологический канал; ППК — пароперегревательный технологический канал; Б-С — барабан- сепаратор: Т — турбина; К, — конденсатор; ОК — очистка конденсата; ПН — питательный насос; ГЦН — главный циркуляционный насос; ВК — внутриконтурная очистка конденсата

Пар, образовавшийся в реакторе, осушается в Б-С, подается в парогенератор, отдает тепло воде как бы второго контура и возвращается после конденсации в реактор.

технологическая схема первого (а) и второго (6) блоков Белоярской АЭС
Р и с. 4.6. Упрощенная технологическая схема первого (а) и второго (6) блоков Белоярской АЭС:
1 — реактор; 2 — пароперегревательный канал; 3 — испарительный канал; 4 — сепаратор; 5 — испаритель; 6 — деаэратор; 7 — турбоагрегат; 8 — конденсатор: 9 — конденсатный насос; 10 — подогреватель низкого давления; 11 — питательный насос; 12 — подогреватель высокого давления; 13— бак-расширитель; 14 — регулятор перегрева; 15 — подогреватель; 16 — циркуляционный насос; 17 — конденсатоочистка

Образовавшийся в парогенераторе пар поступает на перегрев в реактор, перегревается, подается на турбину и после конденсации возвращается в парогенератор. Ядерный перегрев пара осуществлен также на АЭС, работающей по одноконтурной схеме (рис. 4.5): отсепарированный в Б-С пар подается в реактор для перегрева, перегретый пар поступает на турбину, срабатывается, конденсируется в конденсаторе и возвращается в циркуляционный контур.
Упрощенные технологические схемы первого и второго блоков Белоярской АЭС показаны на рис. 4.6. Дальнейшее развитие реакторов РБМК — превращение их в реакторы с ядерным перегревом пара — РБМКП-2400.
Атомная энергетика Советского Союза в настоящее время и в ближайшем будущем базируется на АЭС двух типов: работающих по одноконтурной схеме — с реакторами РБМК и по двухконтурной схеме — с реакторами ВВЭР. Поэтому в дальнейшем обсуждение вопросов радиационной безопасности АЭС ведется применительно и на примерах АЭС с реакторами этих типов. Однако в СССР разработаны и действуют (и находятся в стадии строительства) АЭС с ядерным перегревом пара, а также АЭС с реакторами на быстрых нейтронах, работающие по трехконтурной схеме, с натриевым теплоносителем. Поэтому некоторые вопросы обеспечения радиационной безопасности рассматриваются на примере этих АЭС.
Вне зависимости от типа реактора, установленного на АЭС, и ее технологической схемы основными источниками излучения на АЭС являются активная зона реактора, технологический контур и сама защита реактора (таблица).
Таблица



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