При создании АЭС безопасность обеспечивается за счет последовательной реализации принципа защиты в глубину (концепции ГЭЗ), основанного на применении системы физических барьеров на пути распространения ионизирующего излучения и РАВ в окружающую среду, и системы уровней защиты - организационно-технических мер по защите барьеров, сохранению их эффективности в целях защиты персонала, населения и окружающей среды (рис. 46).
Система физических барьеров включает:
- топливную матрицу;
- оболочку твэла;
- границы контура теплоносителя, охлаждающего активную зону;
- герметичное ограждение РУ и биологическую защиту.
Рассмотрим основные конструктивные и эксплуатационные особенности и аспекты функционирования физических барьеров.
Топливная матрица. Топливная матрица представляет собой первый барьер на пути выхода радиоактивных продуктов. Топливная матрица представляет собой топливную композицию из спрессованного диоксида урана UO2 в виде таблетки. Таблетки изготавливаются холодным прессованием с последующим спеканием при температуре 1700 °C. Топливная матрица обладает высокой твердостью и радиационной стойкостью (1022 нейтр./см ), а также химически устойчива к воде и водяному пару. Температура плавления топливной матрицы 2800 °C, что наряду с вышеперечисленными свойствами позволяет удерживать при нормальных рабочих температурах большую часть продуктов цепной реакции деления внутри себя.
Как известно, UO2 при t<1000 °C удерживает даже газообразные и летучие продукты деления (криптон, ксенон, йод). При температуре более 1600 °C и по мере выгорания топлива выход газообразных нуклидов существенно возрастает. Очевидно, при достижении топливом температуры, близкой к плавлению, барьерные функции таблетки теряются.
Примечание. Физические барьеры в пособии рассматриваются применительно к ВВЭР-1000.
Оболочка тепловыделяющего элемента. Герметичная оболочка твэла является вторым барьером, препятствующим выходу продуктов деления в теплоноситель, охлаждающий активную зону (твэлы).
Оболочка изготавливается из сплава циркония с ниобием с размерами; диаметром d = 9,1 мм, толщиной δ=0,65 мм, длиной (высотой) 1 = 3,8 м. Она рассчитана на предельно допустимую рабочую температуру до 350 °C, удельный тепловой поток q=170 Вт/См2, температуру плавления оболочки примерно 1800 °C. В ТВС - 312 твэлов, а ТВС в активной зоне - 163 штуки; 61 регулируемых и 102 нерегулируемых кассет, из них при трехгодичной кампании 54 ТВС с пучками СВП (по 18 в кассете).
Оболочки твэлов работают в сложных условиях. Через них передаются от топлива к теплоносителю высокие удельные тепловые потоки (нагрузки). Они подвержены облучению потоком нейтронов высоких энергий, коррозионному и силовому воздействию, переменным тепловым нагрузкам при изменениях режимов работы АЭС. В этих условия к оболочке твэла предъявляются жесткие требования обеспечения герметичности и прочности в течение заданной кампании и последующего хранения отработавшего ядерного топлива.
Твэл заполнен гелием под давлением р = 5 кг/см в целях компенсации давления, оказываемого на оболочку теплоносителем. Гелий, являясь инертным газом, не вступает в реакцию с нейтронами и обеспечивает лучшую теплопроводность. Продукты деления, которые в основном представляют собой газы, диффундируют к периферии и, в конечном итоге, накапливаются под оболочкой. При нарушении герметичности оболочки они попадают в воду 1 -го контура. Для сбора газообразных продуктов деления в конструкции твэлов предусмотрен компенсационный объем, который также компенсирует и температурные расширения таблеток.
Для обеспечения целостности оболочек твэлов необходимо поддержание заданного температурного режима за счет надежного охлаждения активной зоны как в нормальных условиях, так и в аномальных.
Для твэлов установлены следующие максимальные проектные пределы:
- температура оболочки не превышает 1200 °C;
- запас до кризиса теплообмена более К3= 1,3;
- внутритвэльное давление газов меньше номинального в реакторе;
- напряжение в оболочке меньше предела текучести;
- деформация оболочки меньше 1 %;
- число твэлов с образованием микротрещин, через которые могут проникать газообразные продукты деления, не должно превышать 1 %, а для твэлов с прямым контактом топлива с теплоносителем - 0,1 % общего числа твэлов в активной зоне.
При значительном превышении проектных пределов может происходить разрушение оболочки твэлов. Так, при температуре оболочки, близкой к 1200 °C, происходит пароциркониевая реакция с большим выделением тепловой энергии. Это вызывает окисление и охрупчивание ободочки. При омывании охлаждающей водой нарушается ее герметичность, оболочка разрушается вследствие разбухания топливных таблеток, потери гелиевого зазора и возникновения значительных напряжений сжатия в ней.
Контур теплоносителя реактора. Контур теплоносителя реактора (первый контур) является третьим барьером, препятствующим выходу РАВ в окружающую среду (рис. 47).
Основными элементами первого контура являются:
- реактор, включая корпуса приводов системы управления и защиты (СУЗ);
- парогенератор;
- главный циркуляционный насос;
- компенсатор давления;
- измерительные устройства и приборы;
- трубопровод, соединяющий основные элементы и предназначенный для циркуляции теплоносителя;
- клапаны.
Рис. 47
Основное назначение первого контура - отвод генерируемого тепла от активной зоны при нормальной работе реактора, после его остановки и при возникновении аварийных ситуаций.
Герметичная система первого контура должна выдерживать без разрушения статические и динамические нагрузки, температурные воздействия, которые возникают в любых его узлах и компонентах (с учетом действия защитных приспособлений и их возможных отказов) при всех проектных исходных событиях. В качестве исходных событий необходимо учитывать непреднамеренные выделения энергии за счет:
- внезапного введения положительной реактивности при выбросе органа воздействия на реактивность (максимальной эффективности);
- введения холодного теплоносителя в активную зону или каким-либо другим положительным эффектом реактивности, связанным с теплоносителем.
Система также должна противостоять превышениям пределов по температуре и давлению. В составе контура имеются устройства и приспособления, контролирующие плотность и целостность его элементов и трубопроводов, сварных швов, утечки из контура и состояние металла корпуса реактора.
Герметичное ограждение РУ. Герметичное защитное ограждение (ГО) РУ (четвертый барьер) - это совокупность строительных и других конструкций, которые, защищая пространство вокруг РУ и систем, работающих под давлением первого контура, создают предусмотренную проектом преграду и препятствуют выходу РАВ в окружающую среду в количествах, превышающих установленные пределы. Пространство, закрытое герметичным ограждением, создает одно или несколько герметичных помещений.
В защитном ограждении РУ с ВВЭР-1000 (рис. 48) размещены компоненты первого контура и бассейн с отработавшим топливом. Это защитное ограждение является последним барьером защиты от РАВ, выбрасываемых вместе с теплоносителем из первого контура в аварийных условиях.
Основные функции герметичного защитного ограждения:
- выдерживать внутреннее повышение давления при возникновении аварии с нарушением герметичности первого контура;
- ограничивать во взаимодействии с защитными (САОЗ) и локализирующими (спринклерной, вентиляционной) системами выделяющуюся энергию теплоносителя, вытекающего при аварии из первого контура для предотвращения повышения давления и температуры в ограждении сверх допустимых значений;
- препятствовать выходу РАВ за пределы ГО при ядерных авариях.
В состав ГО входят:
- герметизирующая металлическая облицовка;
- железобетонные ограждающие конструкции;
- основной, транспортный и аварийный шлюзы;
- предохранительные клапаны;
- изолирующая арматура и герметичные проходки, участки технологических трубопроводов.
Защитное ограждение, в соответствии с конструкцией, рассчитано на давление 0,5 МПа и температуру 170°с в течение 24 ч в аварийных условиях. Максимальная скорость утечки не должна превышать 0,1 % в день от объема воздуха при предельно допустимом давлении [46].
Нарушение герметичности ГО в процессе ядерных аварий может произойти при повышении давления и температуры, что приводит к появлению трещин в корпусе и разгерметизации уплотнений проходок.
Причинами возможной разгерметизации ГО могут быть:
- паровой взрыв в корпусе реактора;
- горение или детонация водорода, образующегося в результате водо- циркониевой реакции разложения воды или пара под действием облучения.
Примечание. Во время аварии на ΤΜΙ-2 имело место возгорание водорода;
- превышение давления парогазовой смеси в ГО;
- прямой нагрев ее атмосферы.
Рис. 48
Снижение давления и температуры с помощью спринклерной системы, обеспечивающей конденсацию пара, выделившегося в процессе аварии, существенно облегчает удержание РАВ в защитном ограждении. Этому способствует также работа САОЗ и отсечение (локализация) всех систем, которые имеют проходки через ограждение.
Кроме того, ограждение оснащается системами очистки со специальными фильтрами и системами, обеспечивающими связывание радионуклидов (например, радиоактивного йода). Конструкция ГО должна предусматривать периодическую проверку целостности (плотности) и наличие утечки воздуха из ГО. Важными проблемами ГО являются:
- опасность засорения сливных устройств при авариях с потерей теплоносителя и большой течью с последующей потерей подачи воды на насосы САОЗ в рециркуляционной стадии аварии и возможным расплавлением активной зоны;
- проблема удаления водорода из ГО и его рекомбинация при проектных и запроектных авариях.
Кроме того, выполнимость главной функции ГО может оказаться под вопросом из-за возможности байпасирования и недостаточной защиты ограждения. Это возможно при возникновении некоторых аварийных ситуаций:
- при значительном повреждении коллектора ПГ может произойти байпасирование ГО с выбросом РАВ, если сбросный клапан БРУ-А откажет на повторное закрытие, или главный паропровод не выдержит нагружение горячей водой;
- при течи теплоносителя с повреждением теплообменников системы ввода воды низкого давления радиоактивный теплоноситель выйдет в систему техводоснабжения ответственных потребителей, байпасируя таким образом ГО;
- при разрыве трубок теплообменника замкнутого автономного контура ГЦН произойдет выход двухфазного потока из автономного контура в замкнутый промконтур охлаждения, который не рассчитан на это давление (может быть разрыв).
В заключение следует отметить, что физические барьеры проектируются и изготавливаются с учетом жестких требований для обеспечения их повышенной надежности. В процессе эксплуатации они постоянно контролируются прямыми методами (визуальный контроль) или косвенными (измерение).
