Здание защитной оболочки представляет собой армированную стальную , бетонную или свинцовую конструкцию, окружающую ядерный реактор . Она предназначена для сдерживания утечки радиоактивного пара или газа при максимальном давлении в диапазоне от 275 до 550 кПа (от 40 до 80 фунтов на кв. дюйм) [ требуется ссылка ] . Защита является четвертым и последним барьером для радиоактивного выброса (часть стратегии глубокоэшелонированной защиты ядерного реактора ), первым из которых является сама топливная керамика , вторым — металлические оболочки топливных труб, третьим — корпус реактора и система охлаждения . [2]
Каждая атомная станция в Соединенных Штатах спроектирована так, чтобы выдерживать определенные условия, которые в Окончательном отчете по анализу безопасности (FSAR) обозначены как «Проектные аварии». FSAR доступен для публичного просмотра, обычно в публичной библиотеке рядом с атомной станцией.
Само здание защитной оболочки обычно представляет собой герметичную стальную конструкцию, охватывающую реактор, обычно изолированную от внешней атмосферы. Сталь либо стоит отдельно, либо прикреплена к бетонному противоракетному щиту. В Соединенных Штатах конструкция и толщина защитной оболочки и противоракетного щита регулируются федеральными правилами (10 CFR 50.55a) и должны быть достаточно прочными, чтобы выдерживать удар полностью загруженного пассажирского авиалайнера без разрыва. [3]
Хотя защитная оболочка играет решающую роль в самых серьезных авариях ядерных реакторов, она предназначена только для удержания или конденсации пара в краткосрочной перспективе (для крупных аварий с разрывом), а долгосрочный отвод тепла по-прежнему должен обеспечиваться другими системами. В аварии на Три-Майл-Айленде граница давления защитной оболочки поддерживалась, но из-за недостаточного охлаждения через некоторое время после аварии операторы намеренно выпустили радиоактивный газ из защитной оболочки, чтобы предотвратить избыточное давление. [4] Это, в сочетании с дальнейшими отказами, привело к выбросу до 13 миллионов кюри радиоактивного газа в атмосферу во время аварии. [5]
Хотя АЭС «Фукусима-1» безопасно работала с 1971 года, землетрясение и цунами, значительно превышающие проектные, привели к отказу электропитания переменного тока, резервных генераторов и аккумуляторов, что вывело из строя все системы безопасности. Эти системы были необходимы для поддержания топлива в холодном состоянии после остановки реактора. Это привело к частичному или полному расплавлению топливных стержней, повреждению бассейнов и зданий для хранения топлива, выбросу радиоактивных обломков в окружающую среду, воздух и море, а также к целесообразному использованию пожарных машин и бетононасосов для подачи охлаждающей воды в бассейны с отработанным топливом и защитную оболочку. Во время инцидента давление в защитных оболочках реакторов 1-3 превысило проектные пределы, что, несмотря на попытки снизить давление путем выпуска радиоактивных газов, привело к нарушению защитной оболочки. Утечка водорода из защитной оболочки в смеси с воздухом привела к взрывам в блоках 1, 3 и 4, что усложнило попытки стабилизировать реакторы.
Системы локализации для ядерных энергетических реакторов различаются по размеру, форме, используемым материалам и системам подавления. Вид используемой локализации определяется типом реактора, поколением реактора и конкретными потребностями станции.
Системы подавления критически важны для анализа безопасности и сильно влияют на размер защитной оболочки. Подавление относится к конденсации пара после того, как крупный разрыв выпустил его из системы охлаждения. Поскольку остаточное тепло не уходит быстро, должен быть какой-то долгосрочный метод подавления, но это может быть просто теплообмен с окружающим воздухом на поверхности защитной оболочки. Существует несколько распространенных конструкций, но для целей анализа безопасности защитная оболочка классифицируется как «большая сухая», «субатмосферная» или «ледяная конденсаторная».
Для реактора с водой под давлением защитная оболочка также охватывает парогенераторы и компенсатор давления и представляет собой все здание реактора. Противоракетный щит вокруг него обычно представляет собой высокое цилиндрическое или куполообразное здание. Защитные оболочки PWR обычно большие (до 7 раз больше, чем у BWR), поскольку стратегия защиты во время проектной аварии с утечкой подразумевает обеспечение достаточного объема для расширения паровой/воздушной смеси, которая возникает в результате аварии с потерей теплоносителя, ограничивая предельное давление (движущую силу утечки), достигаемое в здании защитной оболочки.
Ранние проекты, включая Siemens, Westinghouse и Combustion Engineering, имели в основном форму банки, построенную из железобетона. Поскольку бетон имеет очень хорошую прочность на сжатие по сравнению с прочностью на растяжение, это логичная конструкция для строительных материалов, поскольку чрезвычайно тяжелая верхняя часть защитной оболочки оказывает большую направленную вниз силу, которая предотвращает некоторое растягивающее напряжение, если давление в защитной оболочке внезапно возрастет. По мере развития конструкций реакторов также было построено много почти сферических конструкций защитной оболочки для PWR. В зависимости от используемого материала, это, по-видимому, наиболее логичная конструкция, поскольку сфера является лучшей структурой для простого удержания большого давления. Большинство современных конструкций PWR включают некоторую комбинацию этих двух, с цилиндрической нижней частью и полусферической верхней частью.
Современные проекты также сместились в сторону использования стальных защитных конструкций. В некоторых случаях сталь используется для облицовки внутренней части бетона, что обеспечивает прочность обоих материалов в гипотетическом случае, когда защитная оболочка становится высоконапорной. Однако другие более новые проекты требуют как стальной, так и бетонной защитной оболочки — что десятилетиями используется в текущих немецких конструкциях PWR — в частности, AP1000 и Европейский реактор под давлением планируют использовать обе; что обеспечивает защиту от ракет внешним бетоном и способность к нагнетанию давления внутренней стальной конструкцией. AP1000 запланировал вентиляционные отверстия в нижней части бетонной конструкции, окружающей стальную конструкцию, исходя из логики, что это поможет перемещать воздух по стальной конструкции и охлаждать защитную оболочку в случае крупной аварии (аналогично тому, как работает градирня ).
Российский проект ВВЭР -1000 в основном такой же, как и другие современные PWR в отношении защитной оболочки, поскольку он сам является PWR. Однако тип ВВЭР-440 имеет значительно более уязвимую защитную оболочку в виде так называемого пузырькового конденсатора с относительно низким проектным давлением.
Реакторы на легководном графите строились только в СССР. В проектах РБМК использовались конструкции, подобные вторичной защитной оболочке, но верхняя плита реактора была частью защитной конструкции. Во время аварии на Чернобыльской АЭС в 1986 году плита подверглась давлению, превышающему прогнозируемые пределы, и поднялась.
В BWR стратегия сдерживания немного отличается. Защитная оболочка BWR состоит из сухого колодца, где расположен реактор и связанное с ним охлаждающее оборудование, и мокрого колодца. Сухой колодец намного меньше, чем защитная оболочка PWR, и играет большую роль. Во время теоретической проектной аварии с утечкой теплоноситель реактора мгновенно превращается в пар в сухом колодце, быстро повышая его давление. Вентиляционные трубы или трубки из сухого колодца направляют пар ниже уровня воды, поддерживаемого в мокром колодце (также известном как тор или бассейн подавления), конденсируя пар, ограничивая в конечном итоге достигаемое давление. Как сухой колодец, так и мокрый колодец окружены зданием вторичной защитной оболочки, в котором поддерживается небольшое давление ниже атмосферного или отрицательное давление во время нормальной эксплуатации и операций по дозаправке.
Обычные конструкции защитной оболочки называются Mark I, Mark II и Mark III. Mark I является самой старой, она отличается сухим колодцем, который напоминает перевернутую лампочку над мокрым колодцем, который представляет собой стальной тор, содержащий воду. Mark II использовался с поздними реакторами BWR-4 и BWR-5. Это называется конфигурацией «сверху-снизу», когда сухой колодец образует усеченный конус на бетонной плите. Ниже находится цилиндрическая камера подавления, сделанная из бетона, а не просто из листового металла. Оба используют легкую стальную или бетонную «вторичную защитную оболочку» над верхним этажом, которая поддерживается под небольшим отрицательным давлением, чтобы воздух мог фильтроваться. Верхний уровень представляет собой большое открытое пространство с мостовым краном, подвешенным между двумя длинными стенами для перемещения тяжелых топливных контейнеров с первого этажа и удаления/замены оборудования из реактора и реакторного колодца. Реакторный колодец может быть затоплен и окружен бассейнами, разделенными воротами с обеих сторон, для хранения оборудования реактора, обычно размещаемого над топливными стержнями, и для хранения топлива. Платформа для дозаправки имеет специализированную телескопическую мачту для точного подъема и опускания сборок топливных стержней через «скотоход» в зону активной зоны реактора. [6] Mark III использует бетонный купол, несколько похожий на PWR, и имеет отдельное здание для хранения использованных топливных стержней на другом уровне пола. Все три типа также используют большой объем воды в бассейнах подавления для гашения пара , выделяющегося из системы реактора во время переходных процессов.
Защитная оболочка Mark I использовалась в реакторах АЭС «Фукусима-1» , которые были вовлечены в ядерные аварии на АЭС «Фукусима-1» . Площадка пострадала от сочетания двух событий, выходящих за рамки проекта : мощного землетрясения, которое могло повредить трубопроводы и конструкции реактора, и 15-метрового цунами, которое разрушило топливные баки, генераторы и проводку, что привело к отказу резервных генераторов, а также насосов с питанием от батарей. Недостаточное охлаждение и отказ насосов, необходимых для восстановления воды, потерянной из-за выкипания, привели к частичному или возможному полному расплавлению топливных стержней, которые были полностью покрыты водой. Это привело к выбросам значительного количества радиоактивных материалов в воздух и море, а также к взрывам водорода. Тонкие вторичные оболочки не были рассчитаны на то, чтобы выдерживать взрывы водорода, и пострадали от взрыва или разрушения крыш и стен, а также от разрушения всего оборудования на заправочной площадке, включая краны и заправочную платформу. Блок 3 пострадал от особенно впечатляющего взрыва, который создал шлейф обломков высотой более 300 м, что привело к обрушению северного конца верхнего этажа и прогибу бетонных колонн на его западной стороне, как можно увидеть на аэрофотоснимках. Хотя они были оснащены модифицированными закаленными вентиляционными системами для выпуска водорода в выхлопные трубы, они могли быть неэффективны без питания. Еще до инцидента на Фукусиме защитная оболочка Mark I подвергалась критике за то, что она с большей вероятностью выйдет из строя во время отключения электроэнергии. [7] [8]
Издалека конструкция BWR выглядит совсем иначе, чем конструкция PWR, поскольку обычно для вторичной оболочки используется квадратное здание. Кроме того, поскольку через турбины и реактор проходит только один контур, а пар, проходящий через турбины, также радиоактивен, здание турбины также должно быть значительно экранировано. Это приводит к двум зданиям схожей конструкции, в более высоком из которых размещается реактор, а в длинном — машинный зал и опорные конструкции.
Электростанции CANDU , названные в честь изобретенной в Канаде конструкции Deuterium-Uranium, используют более широкий спектр конструкций защитной оболочки и систем подавления, чем другие конструкции установок. Из-за особенностей конструкции активной зоны размер защитной оболочки для той же мощности часто больше, чем для типичного PWR, но многие инновации снизили это требование.
Многие многоблочные станции CANDU используют вакуумное здание, оборудованное водяным распылителем . Все отдельные блоки CANDU на площадке соединены с этим вакуумным зданием большим каналом сброса давления, который также является частью защитной оболочки. Вакуумное здание быстро втягивает и конденсирует любой пар из постулируемого разрыва, позволяя давлению в здании реактора вернуться к субатмосферным условиям. Это сводит к минимуму любой возможный выброс продуктов деления в окружающую среду. [9]
Кроме того, были похожие проекты, которые использовали двойную локализацию , в которых локализация двух блоков соединена, что позволяет увеличить объем локализации в случае любого крупного инцидента. Это было впервые реализовано в одной индийской конструкции HWR, где был реализован двойной блок и бассейн подавления.
Однако самые последние проекты CANDU предусматривают одну обычную сухую оболочку для каждого блока. [10]
В Соединенных Штатах, Раздел 10 Свода федеральных правил, Часть 50, Приложение A, Общие критерии проектирования (GDC 54-57) или какая-либо другая основа проектирования обеспечивает основные критерии проектирования для изоляции линий, проникающих через стену защитной оболочки. Каждая большая труба, проникающая через защитную оболочку, например, паропроводы , имеет на себе запорные клапаны , сконфигурированные в соответствии с Приложением A; как правило, два клапана. [11] Для меньших линий, один внутри и один снаружи. Для больших линий высокого давления пространство для предохранительных клапанов и соображения технического обслуживания заставляют проектировщиков устанавливать запорные клапаны рядом с местом, где линии выходят из защитной оболочки. В случае утечки в трубопроводе высокого давления, который несет охлаждающую жидкость реактора, эти клапаны быстро закрываются, чтобы предотвратить утечку радиоактивности из защитной оболочки. Клапаны на линиях резервных систем, проникающих в защитную оболочку, обычно закрыты. Клапаны изоляции защитной оболочки могут также закрываться по множеству других сигналов, таких как высокое давление защитной оболочки, испытываемое во время разрыва линии высокой энергии (например, основных паровых или питательных линий). Здание защитной оболочки служит для удержания давления пара/результирующего давления, но обычно нет никаких радиологических последствий, связанных с таким разрывом в реакторе с водой под давлением.
Во время нормальной работы защитная оболочка герметична, и доступ осуществляется только через шлюзы морского типа. Высокая температура воздуха и излучение от активной зоны ограничивают время, измеряемое в минутах, которое люди могут провести внутри защитной оболочки, пока установка работает на полную мощность. В случае наихудшей чрезвычайной ситуации, называемой «проектной аварией» в правилах NRC, защитная оболочка спроектирована так, чтобы изолировать и сдержать расплавление . Для предотвращения расплавления установлены избыточные системы, но в качестве политики предполагается, что оно произойдет, и, таким образом, требуется здание защитной оболочки. Для целей проектирования предполагается, что трубопровод корпуса реактора будет поврежден, что приведет к «LOCA» (аварии с потерей теплоносителя), когда вода в корпусе реактора выбрасывается в атмосферу внутри защитной оболочки и мгновенно превращается в пар. Результирующее повышение давления внутри защитной оболочки, которая рассчитана на то, чтобы выдерживать давление, запускает спреи защитной оболочки («спреи для обливания»), которые включаются для конденсации пара и, таким образом, снижения давления. SCRAM («нейтронное отключение») инициируется очень скоро после того, как происходит разрыв. Системы безопасности закрывают несущественные линии в герметичную оболочку, закрывая изоляционные клапаны. Системы аварийного охлаждения активной зоны быстро включаются, чтобы охладить топливо и предотвратить его расплавление. Точная последовательность событий зависит от конструкции реактора. [ 12] [13]
Здания защитных оболочек в США подлежат обязательному тестированию защитной оболочки и положений изоляции защитной оболочки в соответствии с 10 CFR Часть 50, Приложение J. Интегрированные испытания скорости утечки защитной оболочки (испытания типа «A» или CILRT) проводятся на 15-летней основе. Локальные испытания скорости утечки (испытания типа B или типа C, или LLRT) проводятся гораздо чаще [ требуется ссылка ] , как для выявления возможной утечки при аварии, так и для обнаружения и устранения путей утечки. LLRT проводятся на запорных клапанах защитной оболочки, люках и других приспособлениях, проникающих в защитную оболочку. Атомная станция в соответствии со своей эксплуатационной лицензией обязана подтверждать целостность защитной оболочки перед повторным запуском реактора после каждого останова. Требование может быть выполнено с удовлетворительными результатами локальных или интегрированных испытаний (или комбинацией обоих при проведении ILRT). [14]
В 1988 году Национальные лаборатории Сандия провели испытание, врезавшись реактивным истребителем в большой бетонный блок на скорости 775 км/ч (482 мили в час). [15] [16] Самолет оставил в бетоне только 64-миллиметровую (2,5 дюйма) выбоину. Хотя блок не был построен как противоракетный щит здания сдерживания, и эксперимент не был предназначен для демонстрации прочности структуры сдерживания атомной электростанции, результаты были сочтены ориентировочными. Последующее исследование EPRI, Научно-исследовательского института электроэнергетики , пришло к выводу, что коммерческие авиалайнеры не представляют опасности. [17]
Атомная электростанция Turkey Point пострадала от урагана Andrew в 1992 году. Turkey Point имеет два энергоблока на ископаемом топливе и два ядерных энергоблока. Ущерб составил более 90 миллионов долларов, в основном это касается резервуара для воды и дымовой трубы одного из энергоблоков на ископаемом топливе на месте, но здания защитных сооружений не пострадали. [18] [19]
-2.jpg/1280px-Three_Mile_Island_(color)-2.jpg)
{{cite web}}: CS1 maint: неподходящий URL ( ссылка )