Глава 16
ЗАЩИТНАЯ ОБОЛОЧКА
ВВОДНЫЕ ЗАМЕЧАНИЯ
Вопрос о защитной оболочке тесно связан с обеспечением безопасности реакторов. При рассмотрении аварийных режимов, приводящих к остановке реактора, возникают такие проблемы, как защита оборудования от повреждений, обеспечение длительного отвода тепла, предотвращение опасных химических взаимодействий материалов, а также ограничение выброса радиоактивности за пределы защитной оболочки.
Настоящая глава посвящена проблеме радиоактивных выбросов. Прежде чем приступить к рассмотрению физической картины процесса и методов оценки доз излучения при аварийном разрушении активной зоны, необходимо понять, какие механические повреждения внутриреакторного оборудования могут привести к выбросу радиоактивного вещества из первого контура.
На рис. 16.1 приведено устройство реакторного здания для АЭС с реакторами БН двух типов: петлевым и баковым. Показано расположение оборудования первого контура, шахты реактора, боксов для оборудования второго контура, системы перегрузки топлива и других систем, заключенных в защитную оболочку.
Механическое повреждение стенки первого контура может произойти при увеличении объема топлива или натрия, находящихся в двухфазном состоянии. Расширение топлива может непосредственно привести к деформации элементов конструкции первого контура; другая опасность — взаимодействие расплавленного топлива с теплоносителем, в результате чего может произойти испарение натрия и разрыв стенки контура под действием высокого давления.
Процесс разрушения активной зоны, сопровождающийся выделением тепла, рассмотрен в § 15.7; § 16.2 посвящен оценке количества работы, совершаемой при расширении топлива под большим давлением и при высокой температуре.
В § 16.3 описывается процесс взаимодействия расплавленного топлива с теплоносителем. Максимальное значение механической энергии, выделяемой при расширении топлива или в процессе взаимодействия топлива с натрием, соответствует максимальной эффективной энергии гипотетической аварии разрушения активной зоны. Тема 16.4 — вероятные повреждения оборудования, вызванные увеличением объема топлива и натрия.
Большое внимание уделяется вопросам расхолаживания на конечном этапе аварии, когда необходим надежный отвод остаточного тепловыделения с учетом возможного разбрасывания элементов активной зоны. Если расхолаживание будет достаточно эффективным и герметичность корпуса реактора и оборудования первого контура не будет нарушена, развитие аварийного режима прекратится.
В случае разгерметизации первого контура возникает опасность загорания вылившегося натрия, если в атмосфере бокса, где произошла утечка, присутствует кислород в достаточной концентрации. Следовательно, необходимо предпринимать меры пожарной безопасности. Кроме того, натрий и осколки элементов конструкции активной зоны, выброшенные из контура, могут взаимодействовать с бетоном и с выделяющейся при его нагревании влагой.
Рис 16. 1. Главный корпус АЭС (и разрезе) с реакторами БП двух типов : а-АЭС с петлевым реактором (CRBRP): 1 — помещения вспомогательных систем реактора, 2 — хранилище отработавших тепловыделяющих сборок, V боксы оборудования второго контура (промежуточных теплообменников, насосов), 4 — бак реактора, 5 — шахта реактора, 6 — основные помещения под защитной оболочкой, б — АЭС с баковым реактором (здание реактора и оборудования системы перегрузки топлива): 1 — шахта реактора; 2- хранилище отработавших тепловыделяющих сборок; 3 — передаточный бокс; 4 — бак первого контура; 5— активная зона
В связи с этим ставится задача: проанализировать ход процессов внутри защитной оболочки, окружающей первый контур, а также предусмотреть специальные системы для защиты населения от облучения. Этой теме посвящен заключительный параграф.
Перед тем как познакомиться с последней главой, посвященной вопросам безопасности, читателю будет полезно узнать о характере представленных сведений. Все вопросы, затрагиваемые здесь, являются предметом широких исследований, проводимых во многих странах, и результаты этих исследований не всегда совпадают. По мнению специалистов, вероятность возникновения многих из рассматриваемых в данной главе аварий чрезвычайно мала (а для некоторых — равна нулю). На основе имеющегося опыта можно сказать, что дальнейшие исследования позволяют по-новому взглянуть на проблему.
К сожалению, объем книги не позволяет рассмотреть математическое описание некоторых явлений, имеющих значение для разработки защитной оболочки реактора. Цель данной главы — дать качественную оценку основных проблем безопасности реакторов БН, а также рассмотреть некоторые аналитические методы решения задач.
