Для исключения чрезмерного риска для здоровья и безопасности людей атомные электростанции должны быть укомплектованы соответствующим надежным оборудованием систем аварийной защиты реакторов. Системы аварийной защиты атомных электростанций состоят из первичных и вторичных систем аварийной защиты (см. § 3.8). Первичные и вторичные системы аварийной защиты могут включать систему аварийного охлаждения активной зоны, систему автоматического сброса давления, систему изоляции с противоаварийными оболочками, систему охлаждения противоаварийной оболочки (или резервную систему охлаждения активной зоны), систему регулирования и защиты реактора с помощью контрольно-измерительных приборов, установленных в реакторе и в помещениях АЭС, систему контроля образования трещин и течей и т.д. [27—30].
Для изготовления различных компонентов систем аварийной защиты реакторов, включающих сосуды, клапаны, насосы, защитную аппаратуру, регулирующее оборудование и измерительные приборы, используются самые разнообразные реакторные материалы. Однако основными материалами систем аварийной защиты являются конструкционные стали, нержавеющие стали, армированный бетон, легкая вода, борированная вода (борная кислота), алюминий и медь.
- Система аварийного охлаждения активной зоны при аварии с потерей теплоносителя. Основное требование, которое предъявляется к системе аварийной защиты в процессе проектирования, анализа и эксплуатации реактора, заключается в том, что система защиты должна обеспечить безопасность в случае аварии с потерей теплоносителя (максимальная проектная авария). Любое неожиданное прекращение потока теплоносителя через активную зону реактора может привести к серьезным последствиям для атомной электростанции в целом. Прекращение потока может произойти в результате поломки циркуляционного насоса или клапана или в результате разрыва главного трубопровода на входе в корпус реактора или на выходе из корпуса реактора. На АЭС с реакторами PWR рассматриваемый разрыв трубопровода может произойти в одной из первичных охлаждающих петель (рис. 12.7), а на АЭС с реакторами BWR разрыв трубопровода может иметь место в рециркуляционной петле (рис. 12.8). В усовершенствованных газоохлаждаемых реакторах и в высокотемпературных газоохлаждаемых реакторах первичные охлаждающие петли расположены внутри корпусов реакторов из предварительно напряженного бетона. Случай, соответствующий поломке насоса или клапана или разрыву трубопровода в реакторах PWR и BWR, в результате которых произойдет авария с потерей теплоносителя, в газоохлаждаемых реакторах связан с нарушением герметичности одной из проходок в корпусе из предварительно напряженного бетона, и быстрой утечкой гелиевого теплоносителя. Такая авария в высокотемпературных газоохлаждаемых реакторах называется проектной аварией с разгерметизацией. На случай такой аварии высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы имеют вспомогательную систему охлаждения активной зоны, которая выполняет те же или эквивалентные функции, что и система аварийного охлаждения активной зоны в реакторах PWR и BWR.
Таким образом, основную роль в обеспечении безопасности в случае аварии с потерей теплоносителя или проектной аварии с разгерметизацией играют система аварийного охлаждения активной зоны в реакторах PWR и BWR и вспомогательная система охлаждения активной зоны в высокотемпературных газоохлаждаемых реакторах. Без таких систем может иметь место плавление оголенных твэлов в активной зоне в результате перегрева под действием теплоты деления.
Рис. 12.7. Схематическое расположение основных компонентов первичных охлаждающих петель реакторов PWR и ядерной паропроизводящей системы
1 — компенсатор объема; 2 — вывод пара (на турбину); 3 — парогенератор, 4 — циркуляционный насос; 5 — активная зона реактора; 6 — корпус реактора; 7 — охлаждающая петля; 8 — ввод подпиточной воды (из конденсатора)
Рис. 12.8. Сечение реактора BWR по рециркуляционным петлям-
1 — сухопарник; 2 — паросушитель; 3 — уровень воды; 4 — экран активной зоны; 5 — подача подпиточной воды; 6 — ресивер; 7 — эжектор; 8 — нижнее пространство; 9 — верхнее пространство; 10 — рециркуляционный насос; 11 - опускное пространство; 12 — топливные кассеты (активная зона) и каналы для теплоносителя; 13 — сепаратор пара; 14 — паропровод к паровой турбине
Рис. 12.9. Схема системы аварийного охлаждения активной зоны реактора PWR
1 — стальной накопительный бак; 2 — парогенератор; 3 — главная система охлаждения; 4 — установка инжекции теплоносителя низкого давления; 5 — бак с водой; 6 - корпус реактора; 7 — теплообменник для снятия остаточного тепла; 8 — насос; 9 — активная зона реактора; 10 — установка инжекции теплоносителя высокого давления; 11 - бассейн-отстойник
Система аварийного охлаждения активной зоны и спринклерная система в реакторах PWR. Систему аварийного охлаждения активной зоны реактора PWR можно разделить на пассивную подсистему и активную, как это показано на рис. 12.9. Пассивная подсистема состоит из большого стального накопительного бака (один бак в каждой первичной петле) с борированной водой (H3ВO3). Свободное пространство над зеркалом воды заполнено азотом при давлении около 4,5 МПа. Нели давление внутри корпуса реактора упадет ниже этого значения, произойдет срабатывание обратного клапана и вода из накопительных баков поступит во входные трубопроводы первичных охлаждающих петель и из них в активную зону реактора. Активная подсистема состоит из установки для инжекции теплоносителя низкого давления и установки для инжекции теплоносителя высокого давления. В установке низкого давления насосы берут воду либо из большого резервного бака, либо из бассейна- отстойника, расположенного в нижней части противоаварийной оболочки. Вода проходит через теплообменники и инжектируется в выходные (горячие) трубопроводы первичных охлаждающих петель. После нормальной остановки реактора установка низкого давления используется также для удаления из активной зоны тепла, генерируемого в результате распада продуктов деления. В установке для инжекции теплоносителя высокого давления используется насос, непрерывно работающий в нормальных условиях для подачи борной кислоты в теплоноситель и осуществления химического регулирования (см. § 12.3). По сигналу системы аварийного охлаждения активной зоны всас насоса быстро переключается и насос начинает перекачивать воду из резервного бака через емкость с борной кислотой во входные (холодные) трубопроводы первичной системы охлаждения.
В целом пассивная подсистема предназначена для быстрого автоматического охлаждения активной зоны в случае разрыва главного трубопровода. Если эту систему не использовать, то до начала работы активной подсистемы аварийного охлаждения активной зоны, действующей от электрических приводов, может произойти оголение части твэлов с их последующим перегревом и плавлением.
Рис. 12.10. Схема системы разбрызгивания в здании реактора PWR:
1 — разбрызгивающее сопло; 2 — коллектор системы разбрызгивания; 3 — бак с тиосульфатом натрия; 4 — бак с борной кислотой; 5 — противоаварийная оболочка (здание) реактора; 6 — насос системы разбрызгивания; 7 — бак с гидроксидом натрия; 8 — корпус реактора; 9 — насос системы удаления теплоты распада; 10 — активная зона; 11 — бетонное основание; 12 — бассейн-отстойник
В дополнение к системе аварийного охлаждения активной зоны верхняя часть здания реактора PWR оборудована соплами для разбрызгивания воды. Система разбрызгивания (с соответствующим дублированием) соединена с резервным баком с водой и с бассейном-отстойником внутри противоаварийной оболочки (рис. 12.10). Разбрызгивание воды через коллектор и сопла предназначено для выполнения трех основных задач: 1) охлаждения и конденсации горячего пара и, следовательно, уменьшения давления внутри противоаварийной оболочки и здания реактора до нормального, 2) удаления или смывания продукта деления — йода, выделяющегося в активной зоне из твэлов (для снижения мощности дозы излучения за пределами АЭС до максимально допустимого уровня) и 3) уменьшения количества радиоактивных материалов, которые могут просочиться за пределы здания реактора. Кроме того, атмосфера внутри противоаварийной оболочки непрерывно рециркулируется с использованием воздуходувок и фильтров различных типов.
Гидроксид натрия NaOH, содержащийся в баке (см. рис. 12.10), необходим для поддержания определенного значения pH в системе разбрызгивания [31]. Оно должно быть достаточно высоким, чтобы способствовать поглощению молекулярного иода, и в то же самое время достаточно низким, чтобы не приводить к чрезмерной коррозии (7 < pH < 10). Тиосульфат натрия может добавляться для удаления метилиода. После опорожнения баков с борной кислотой и гидроксидом натрия насосы системы разбрызгивания и системы удаления теплоты распада будут рециркулировать воду из бассейна-отстойника, расположенного в здании реактора. К этому времени тиосульфат натрия попадает в активную зону реактора.
Рис. 12.11. Схема системы аварийного охлаждения активной зоны реактора BWR:
1 — бак с конденсатом; 2 — вторичная противоаварийная оболочка;
3 — система автоматического сброса давления; 4 — система инжекции теплоносителя высокого давления в активной зоне; 5 — система инжекции или разбрызгивания теплоносителя низкого давления; 6 — теплообменник для удаления остаточного тепла; 7 — корпус реактора; 8 — бассейн-отстойник системы сброса давления; 9 — система инжекции теплоносителя низкого давления; 10 — система разбрызгивания теплоносителя высокого давления
Радиоактивность атмосферы внутри противоаварийной оболочки обусловлена в первую очередь такими инертными газообразными продуктами деления, как 85Kr и 133Xe. Высокое давление внутри противоаварийной оболочки может автоматически привести в действие систему вентиляции и охлаждения внутренней атмосферы, которая состоит из воздуходувок, вентиляторов и фильтров, расположенных в верхней части противоаварийной оболочки и предназначенных для рециркуляции и очистки воздуха внутри помещения. В систему охлаждения атмосферы входят влагоотделители и установки для удаления тумана, предназначенные для очистки воздуха от паров воды перед фильтрованием. Система разбрызгивания и система вентиляции и охлаждения внутренней атмосферы действуют в здании реактора совместно.
В качестве материалов накопительного бака с водой системы аварийного охлаждения активной зоны, баков с борной кислотой, гидроксидом натрия и тиосульфатом натрия системы разбрызгивания и системы трубопроводов используются конструкционная сталь, плакированная никелевым сплавом, армированный бетон, облицованный нержавеющей сталью, циркалой и материалы, применяемые для изготовления труб. Нержавеющие стали, никелевые сплавы и циркалой-4 обладают высокой коррозионной стойкостью в применяемых химических растворах. Конструкционная сталь, алюминий и медь из-за их коррозии нашли ограниченное применение для работы в контакте с растворами системы разбрызгивания.
Система аварийного охлаждения активной зоны и спринклерная система в реакторах BWR. Система аварийного охлаждения активной зоны и спринклерная система в реакторах BWR аналогичны соответствующим системам реакторов PWR и содержат большое количество разнообразного оборудования (в некоторых случаях дублированного), предназначенного для сведения к минимуму последствий от аварии с потерей теплоносителя. Номенклатура этого оборудования может быть различной для разных АЭС и зависит от конструкции реакторов BWR и PWR. Типичные для реакторов BWR система аварийного охлаждения активной зоны и система разбрызгивания состоят из системы инжекции или разбрызгивания: 1) теплоносителя низкого давления; 2) теплоносителя высокого давления в активной зоне и 3) теплоносителя низкого давления в активной зоне (рис. 12.11). Эти инжекционные системы вместе с противоаварийными оболочками и бассейном-отстойником системы сброса давления должны правильно функционировать при аварии с потерей теплоносителя на реакторе BWR. Одни и те же материалы используются как в реактоpax BWR, так и в реакторах PWR для системы аварийного охлаждения активной зоны и спринклерной системы.
Если главные циркуляционные насосы не в состоянии поддержать нужный уровень воды в корпусе реактора, вода может нагнетаться из резервного бака с конденсатом и из бассейна-отстойника системы сброса давления с помощью системы инжекции или разбрызгивания теплоносителя высокого давления в активной зоне (рис. 12.11). Вода попадает в корпус реактора либо через специальный кольцевой коллектор с разбрызгивающими соплами, расположенный над активной зоной, либо через трубопровод для нормальной подпитки воды.
Если и в этом случае система инжекции или разбрызгивания теплоносителя высокого давления не в состоянии поддержать нужный уровень воды, давление внутри корпуса реактора сбрасывается. Сброс давления осуществляется путем автоматического открывания предохранительных клапанов, расположенных на главном паропроводе. Пар из корпуса реактора попадает внутрь первичной противоаварийной оболочки (сухой колодец) , а затем он конденсируется в бассейне-отстойнике системы сброса давления. После сброса давления в корпусе реактора начинают действовать система инжекции или разбрызгивания теплоносителя низкого давления и система инжекции или разбрызгивания теплоносителя низкого давления в активной зоне. С помощью первой системы вода инжектируется из бассейна-отстойника непосредственно в рециркуляционные петли реактора, а с помощью электрических насосов второй системы вода из бассейна-отстойника подается в кольцевой коллектор с разбрызгивающими соплами, расположенный над активной зоной, как в системе разбрызгивания теплоносителя высокого давления. Эти меры позволяют довести уровень теплоносителя в активной зоне реактора BWR до нормального проектного значения.
Во всех случаях вся вода, вытекающая из разорванных трубопроводов (или системы аварийного охлаждения) как в реакторах PWR, так и в реакторах BWR, собирается в бассейне-отстойнике, конструкция которого зависит от модели реактора. Этим обеспечивается неограниченный источник охлаждающей воды, необходимой для работы системы аварийного охлаждения активной зоны и системы разбрызгивания.
На АЭС с современными реакторами BWR имеется также система фильтрации, рециркуляции и вентиляции, предназначенная для снижения выделения аэрозольной радиоактивности в окружающую среду.
Проектная авария с разгерметизацией в реакторах HTGR. Проектная авария с разгерметизацией в высокотемпературных газоохлаждаемых реакторах (HTGR) связана со значительно менее серьезными последствиями, чем авария с потерей теплоносителя в легководных реакторах. Одна из основных причин такого положения заключается в том, что большая масса графита в реакторе HTGR, имеющего высокую теплоемкость и прекрасную теплопроводность, позволяет обеспечить плавное и контролируемое изменение температуры активной зоны в переходном периоде. Кроме того, при использовании однофазного гелиевого газообразного теплоносителя мгновенное снижение давления в реакторе не приводит к потере всего теплоносителя.
Применяемые во вспомогательных системах охлаждения активных зон реакторов HTGR материалы включают предварительно напряженный бетон, конструкционную сталь, облицовку из нержавеющей стали, материалы трубопроводов и т.д.
Авария с расплавлением топлива и разрушением активной зоны в быстрых реакторах-размножителях с жидкометаллическим теплоносителем (LMFBR). Выполненные до настоящего времени исследования систем LMFBR показали, что наихудшая из возможных гипотетических аварий в быстрых реакторах такого типа влечет за собой плавление и последующее разрушение части активной зоны. Такая авария, обусловленная потерей натриевого теплоносителя, была названа аварией с расплавлением топлива и разрушением активной зоны [32—36]. Эта авария в реакторах LMFBR эквивалентна аварии с потерей теплоносителя в легководных реакторах (PWR или BWR). Тем не менее авария с расплавлением топлива и разрушением активной зоны в реакторе LMFBR может вызвать более серьезные проблемы, чем авария с потерей теплоносителя в реакторе PWR, по некоторым рассмотренным ниже основным причинам.
- Эффективное время генерирования нейтронов или эффективное время жизни нейтронов в реакторе MMFBR составляет около 10-7 с по сравнению с 10-4 с в тепловых реакторах, осуществлять регулирование которых значительно легче.
- Удельная мощность (кВт/кг U-Pu) или плотность энерговыделения (кВт/cm3 U-Pu) в реакторах LMFBR примерно в 10—15 раз больше, чем в реакторах PWR (и в 20-30 раз больше, чем в реакторах BWR). Поэтому повышение температуры топлива в реакторе LMFBR будет происходить значительно быстрее, чем в легководных реакторах во время аварии с потерей теплоносителя.
- Температуры оболочек твэлов реактора LMFBR (600—650 °С) превышают температуры оболочек твэлов реактора PWR (320-370 °С). Однако температура плавления нержавеющей стали 316, используемой в качестве материала оболочек твэлов реактора LMFBR, существенно ниже температуры плавления циркалоя-4, используемого в качестве материала оболочек твэлов реактора PWR (см. гл. 10).
- Температуры плавления уран-плутониевого топлива, а также (U, Pu)O2 и (U, Pu)С ниже температур плавления U, UO2 или UC, так как уран имеет значительно более высокую температуру плавления (1130 °С), чем плутоний (640 °С) (см. гл. 6—8).
- Из-за большого количества плутония в активной зоне реактора LMFBR, перераспределения топливного материала в активной зоне во время аварии с потерей теплоносителя и последующего частичного плавления топлива может сохраниться сверхкритическое состояние, в результате чего произойдет авария с разрушением активной зоны.
Существуют корпуса реакторов LMFBR бассейнового типа, который используется в реакторе EBR-II, и петлевого типа, который используется в установке FFTF и в быстром реакторе-размножителе Clinch River [37—39]. В корпусе бассейнового типа активная зона реактора, насосы первичной системы охлаждения, трубопроводы и промежуточные теплообменники погружены в жидкий натриевый теплоноситель. В стенках корпуса (бассейна) нет проходок, расположенных ниже уровня натрия. С другой стороны, в реакторе с корпусом петлевого типа все насосы первичной системы охлаждения, трубопроводы и теплообменники расположены снаружи корпуса. Реакторы того и другого типа имеют свои преимущества и свои недостатки, касающиеся аварии с потерей теплоносителя и аварии с расплавлением топлива и разрушением активной зоны [37].
Что касается системы аварийной защиты реактора LMFBR, то до настоящего времени еще не разработана специальная концепция аварийного охлаждения активной зоны. Тем не менее, основные материалы для корпуса реактора, первичной противоаварийной оболочки и вторичной противоаварийной оболочки были выбраны. Такими материалами являются соответственно нержавеющая сталь 304, специальный армированный бетон и обычный бетон в сочетании с водородсодержащими веществами.
- Система сброса давления. Система сброса давления является важным компонентом систем аварийной защиты реактора, особенно на АЭС с реакторами BWR. Эта система состоит главным образом из тороидальной или цилиндрической камеры для сброса давления, предохранительных клапанов и каналов большого сечения. Перечисленное оборудование расположено между первичной и вторичной противоаварийными оболочками, как это показано на рис. 12.12 (ранняя модель фирмы General Electric).
Типичная АЭС с реактором BWR (так же, как и типичная АЭС с реактором PWR) для обеспечения безопасности населения должна иметь первичную и вторичную противоаварийные оболочки. Система сброса давления, расположенная между двумя противоаварийными оболочками, может автоматически приводиться в действие при резком повышении или пульсации давления внутри первичной противоаварийной оболочки в результате аварии с потерей теплоносителя.
Рис. 12.12. Сухой колодец (имеющий форму лампы накаливания) системы сброса давления и две противоаварийные оболочки для реактора BWR:
1 — купол противоаварийной оболочки; 2 — мостовой кран; 3 — корпус реактора; 4 — бассейн для топлива; 5 — бассейн с сепаратором пара и паросушителем; 6 — первичная противоаварийная оболочка; 7 — сухой колодец, имеющий форму лампы накаливания; 8 — уровень земли; 9 — вторичная противоаварийная оболочка; 10 — выпускной клапан; 11 — тороидальная камера для сброса давления; 12 - основание корпуса реактора; 13 — металлическая оболочка; 14 — защитная стенка
Задача системы сброса давления заключается в предотвращении резкого всплеска давления и его пульсации внутри корпуса реактора и внутри сухого колодца (см. рис. 12.12) во время аварии с потерей теплоносителя. Внезапное повышение давления происходит настолько резко, что предохранительные клапаны открывают доступ воздуху, пару и водяным брызгам через каналы большого сечения к тороидальной или цилиндрической камере для сброса давления (КСД) (или к бассейну). Тем самым давление эффективно снижается.
Сконденсированный пар и водяные брызги осаждаются в камере для сброса давления и увеличивают объем воды в бассейне-отстойнике. Эта вода из бассейна-отстойника нагнетается в рециркуляционные петли реактора с помощью системы инжекции теплоносителя низкого давления (см. п. 12.7.1).
Чтобы дать представление об основных характеристиках системы сброса давления, ниже приведены наиболее важные проектные данные по конструкциям сухого колодца, имеющего форму лампы накаливания, и камеры для сброса давления (КСД) атомной электростанции с реактором BWR.
Свободный объем сухого колодца, м3 ................................ 4650
Внутреннее давление сухого колодца, Па.......................... 6800
Внешнее давление сухого колодца, Па............................... 290
Температура сухого колодца, С.......................................... 150
Коэффициент потери давления на входе в наклонный
канал..................................................................................... 6,2-6,8
Свободный объем сухого колодца/свободный объем
камеры для сброса давления (КСД)..................................... 1,33
Свободный объем сухого колодца/объем бассейна-
отстойника системы сброса давления ................................ 1,62
Свободный объем сухого колодца/объем системы
охлаждения реактора........................................................... 7,50
Свободный объем КСД, м3 .................................................. 3520
Внутреннее давление КСД, Па............................................ 6800
Внешнее давление КСД, Па................................................. 290
Температура КСД, ° С.......................................................... 105
Объем воды в бассейне-отстойнике системы сброса
давления, м3 ......................................................................... 2480
Объем бассейна-отстойника системы сброса давления,
м3 .......................................................................................... 2880
Глубина погружения выходных отверстий трубопроводов в воду бассейна-отстойника, м 1,25
Диаметр (или эквивалентный диаметр) канала, м .... 0,6-0,8
Объем системы охлаждения реактора, м3............................ 620
Объем системы охлаждения реактора/ объем бассейна-отстойника системы сброса давления 0,215
Система сброса давления реактора PWR, известная под названием системы ледяного конденсатора, состоит из трех отсеков:
- нижнего отсека, в котором расположены ядерный реактор и первичная система охлаждения;
- среднего отсека с большим количеством борированного льда, хранящегося в специальных корзинах;
- верхнего отсека, представляющего собой большой резервуар для сбора сжатого воздуха при аварии с потерей теплоносителя.
Борированный лед (H3ВO3) может служить для захвата тепловых и надтепловых нейтронов, поглощения тепловой энергии, конденсации пара и влаги воздуха и уменьшения всплесков давления в корпусе реактора.
Свободный объем конденсатора с борированным льдом зависит от размера реактора PWR (конструкция фирмы Westinghouse Electric).
Основными материалами систем сброса давления реакторов BWR и PWR являются конструкционная сталь, сосуды из армированного бетона, облицованного нержавеющей сталью, предохранительные клапаны пружинного типа и материалы трубопроводов. Выбор материалов для создания сухих колодцев и камер или бассейнов систем сброса давления базируется на требованиях, предъявляемых к общим и специфическим свойствам этих материалов (см. гл. 2).
- Система изоляции с противоаварийными оболочками. Для предотвращения чрезмерного риска для здоровья и безопасности людей в каждой атомной электростанции должны быть продублированы критические компоненты, система регулирования (см. § 12.3), генераторы энергии (основные паровые турбины и резервные газовые турбины) и противоаварийные оболочки (барьеры). Основная задача создания нескольких (по крайней мере двух) противоаварийных оболочек заключается в изоляции одного отсека или одной части атомной электростанции от другой в случае аварии с потерей теплоносителя, проектной аварии с разгерметизацией или аварии с расплавлением топлива и разрушением активной зоны.
Как уже обсуждалось в предыдущем разделе, АЭС с реактором BWR имеет две противоаварийные оболочки: первичную противоаварийную оболочку, вмещающую активную зону, корпус реактора, защитную стенку и металлическую оболочку, и вторичную противоаварийную оболочку, в которой размещены установки для загрузки, выгрузки и охлаждения топлива, сепаратор пара и паросушитель, система сброса давления и т.д. Сухой колодец ранней модели, имеющий форму лампы накаливания, система сброса давления и две противоаварийные оболочки показаны на рис. 12.12. Для сравнения на рис. 12.13 представлена современная более простая система изоляции с противоаварийными оболочками АЭС с реактором BWR. Сухой колодец, имеющий форму лампы накаливания, и тороидальная камера для сброса давления в современной модели заменены на увеличенный внутренний сухой колодец, первичную противоаварийную оболочку и бассейн-отстойник кольцевой формы, входящий в систему сброса давления и расположенный внутри вторичной противоаварийной оболочки. Каналы большого сечения также заменены на многочисленные горизонтальные и наклонные отверстия, предназначенные для прохода воздуха, пара и водяных брызг внутрь системы сброса давления при аварии с потерей теплоносителя. Сконденсированный пар и водяные брызги, собирающиеся в бассейне-отстойнике системы сброса давления (заполненном водой в нормальном состоянии примерно наполовину), можно использовать затем в системах разбрызгивания теплоносителя высокого и низкого давления (см. рис. 12.11).
Рис. 12.13. Упрощенная система изоляции с противоаварийными оболочками современного реактора BWR-6 (фирма General Electric)
1 — купол противоаварийной оболочки; 2 — защитное здание; 3 — противоаварийная оболочка; 4 — верхний бассейн; 5 — корпус реактора; 6 — сухой колодец; 7 — защитная стенка реактора; 8 — активная зона реактора; 9 — стенка водослива; 10 — горизонтальные отверстия; 11 — бассейн-отстойник системы сброса давления; 12 — вторичная противоаварийная оболочка; 13 — стенка сухого колодца; 14 — первичная противоаварийная оболочка
Рис. 12.14. Схема системы изоляции с противоаварийными оболочками типичного реактора PWR (фирма Westinghouse Electric).
1 — спринклерная система охлаждения противоаварийной оболочки; 2 — стальная облицовка; 3 — мостовой кран; 4 — парогенераторы; 5 — циркуляционные насосы; 6 — корпус реактора; 7 — вторичная противоаварийная оболочка; 8 — первичная противоаварийная оболочка; 9 — активная зона реактора; 10 — защитная стенка реактора; 11 — основание корпуса реактора; 12 — накопители (бассейн- отстойник системы сброса давления)
На рис. 12.14 схематически показана типичная система изоляции с противоаварийными оболочками АЭС с реактором PWR. Первичная противоаварийная оболочка окружает активную зону реактора, корпус реактора, регулирующие стержни, систему охлаждения реактора и тепловую защиту. Вторичная противоаварийная оболочка окружает парогенераторы, компенсатор объема, клапаны и насосы системы охлаждения, накопительный бак с водой (или бассейн-отстойник системы сброса давления) , систему разбрызгивания и другие системы, предусмотренные на случай аварии с потерей теплоносителя. При наличии большого количества льда в описанной выше системе ледяного конденсатора можно снизить всплеск температуры и давления внутри первичной и вторичной противоаварийных оболочек во время аварии с потерей теплоносителя. Внутри противоаварийных оболочек имеются также системы охлаждения
воды и воздуха, связанные с системой аварийного охлаждения активной зоны (см. п. 12.7.1).
Вторичная противоаварийная оболочка АЭС с реакторами BWR и PWR так или иначе совпадает со зданием реактора. Кроме системы аварийного охлаждения активной зоны, системы разбрызгивания и системы сброса давления, в здании реактора предусмотрены еще две меры предосторожности, связанные с безопасностью. Во-первых, внутри противоаварийных оболочек поддерживается давление чуть ниже атмосферного, так что при наличии течей подсос воздуха происходит снаружи противоаварийной оболочки внутрь (эта мера препятствует распространению радиоактивности) . Во-вторых, вход внутрь здания осуществляется через две последовательно расположенные двери, причем во время работы АЭС двери заблокированы таким образом, что одновременно может быть открыта только одна дверь. Контроль давления внутри противоаварийной оболочки связан с системой контроля наличия течей и трещин, действующей на АЭС.
Основные материалы системы изоляции с противоаварийными оболочками включают конструкционную сталь, армированный бетон, облицованный нержавеющей сталью, алюминий, медь, свинец, соединения бора и водородсодержащие вещества. Следует иметь в виду, что функции и материалы стенок противоаварийных оболочек и элементов радиационной защиты более или менее идентичны.
- Автоматическая система безопасности. В задачу системы регулирования и защиты реакторов АЭС с помощью контрольно-измерительных приборов входят:
- осуществление автоматического и ручного регулирования реактора в безопасных пределах;
- получение физических данных по эксплуатации АЭС;
- воспроизведение сигналов, необходимых для осуществления регулирования и эксплуатации АЭС;
- выдача сигналов, инициирующих срабатывание того или иного органа системы аварийной защиты. В частности, регистрация ядерного излучения на АЭС (а также введение тех или иных органов защиты) осуществляется вследствие ионизации среды (воздуха) и реакторных материалов, через которые проходят нейтроны и гамма-излучение и которыми они в конце концов поглощаются. Электрические заряды, накапливаемые в приборах, расположенных в реакторе и в помещениях АЭС, и регистрируемые по величине импульсов напряжения или силы тока, служат мерой радиации.
Блок-схема, показывающая роль контрольно-измерительных приборов в регулировании, работе и аварийной защите реактора, приведена на рис. 12.15. С помощью автоматического и ручного регулирования режимы работы реактора и АЭС поддерживаются в требуемых пределах.
Рис. 12.15. Блок-схема, показывающая роль контрольно-измерительных приборов в регулировании, работе и защите реактора
Если в результате какого-либо отклонения в работе органов регулирования реактора возникнет опасная для обслуживающего персонала или оборудования АЭС ситуация, то либо органы регулирования будут возвращены в нормальное положение за счет механизмов защиты, присущих самой конструкции реактора (например, из-за отрицательного температурного коэффициента или отрицательного мощностного коэффициента реактивности) , либо будет приведена в действие автоматическая система аварийной защиты реактора (например, быстрая остановка реактора).
Система регулирования и защиты с помощью контрольно-измерительных приборов должна надежно функционировать в любой момент времени таким образом, чтобы обеспечить безопасность при всех возможных аварийных ситуациях. Разработка и эксплуатация надежной системы аварийной защиты, отвечающей всем требованиям безопасности, базируется на анализе безопасности и экспериментальной проверке результатов такого анализа. Логические цепи системы, соответствующая компоновка оборудования и хорошо отработанная технология создания надежной системы аварийной защиты (подбор высококачественного оборудования, использование принципов дублирования и совпадения сигналов, выбор методов эксплуатации и обслуживания) должны удовлетворять требованиям, касающимся надежности и безопасности. В данном контексте термин ’’дублирование” означает, что в целях надежности и безопасности какая-либо частная поломка не должна приводить к выходу из строя системы в целом, а принцип совпадения сигналов заключается в том, что тот или иной орган Системы защиты может приводиться в действие только в том случае, ко: л одновременно поступят, по крайней мере, два сигнала. С помощью контрольно-измерительной аппаратуры, установленной в реакторе и в помещениях АЭС, можно осуществлять контроль герметичности оболочек твэлов, контроль течей в местах соединения патрубков с корпусом реактора и контроль герметичности трубопроводов системы охлаждения реактора методами анализа проб теплоносителя, измерения мощности дозы излучения и определения количества теплоносителя, накапливающегося в соответствующих ловушках АЭС (особенно АЭС с реакторами PWR и BWR).
Помимо контрольно-измерительных приборов различных типов в системе регулирования и защиты реакторов используются такие материалы, как нержавеющая сталь, медь (для электропроводов и коаксиальных кабелей), алюминий, керамические изоляторы, свинец и бетон (для защиты оборудования и приборов) и конструкционная сталь (для арматуры).
