Тремя основными целями систем безопасности ядерных реакторов , определенными Комиссией по ядерному регулированию США , являются остановка реактора, поддержание его в состоянии остановки и предотвращение выброса радиоактивных материалов. [1]
Система защиты реактора предназначена для немедленного прекращения ядерной реакции. Прерывая цепную ядерную реакцию , источник тепла устраняется. Затем можно использовать другие системы для удаления остаточного тепла из активной зоны. Все атомные электростанции имеют ту или иную форму системы защиты реактора.
Управляющие стержни представляют собой ряд стержней, которые можно быстро вставить в активную зону реактора для поглощения нейтронов и быстрого прекращения ядерной реакции. [2] Обычно они состоят из актинидов , лантаноидов , переходных металлов и бора , [3] в различных сплавах с конструкционной основой, такой как сталь. Помимо того, что они поглощают нейтроны, используемые сплавы также должны иметь по крайней мере низкий коэффициент теплового расширения, чтобы они не заклинивали при высоких температурах, и они должны быть самосмазывающимися металлом по металлу, потому что при температурах, испытываемых активными зонами ядерных реакторов, масляная смазка будет слишком быстро загрязняться.
Реакторы с кипящей водой способны полностью заглушить реактор с помощью своих регулирующих стержней. [2] В случае аварии с потерей теплоносителя (LOCA) потеря воды в первичной системе охлаждения может быть компенсирована обычной водой, закачиваемой в охлаждающий контур. С другой стороны, резервная система управления жидкостью (SLC) (SLCS) состоит из раствора, содержащего борную кислоту , которая действует как нейтронный яд и быстро затапливает активную зону в случае проблем с остановкой цепной реакции. [4]
Реакторы с водой под давлением также могут полностью аварийно останавливать реактор с помощью своих регулирующих стержней. В реакторах PWR также используется борная кислота для точной регулировки уровня мощности реактора или реактивности с помощью их Системы химического и объемного управления (CVCS). [5] В случае LOCA реакторы PWR имеют три источника резервной охлаждающей воды: впрыск высокого давления (HPI), впрыск низкого давления (LPI) и резервуары для залива активной зоны (CFT). [6] Все они используют воду с высокой концентрацией бора.
Система водоснабжения основных служб (ESWS) циркулирует воду, которая охлаждает теплообменники и другие компоненты станции перед рассеиванием тепла в окружающую среду. Поскольку это включает охлаждение систем, которые удаляют остаточное тепло как из первичной системы, так и из бассейнов охлаждения отработанных топливных стержней , ESWS является критически важной для безопасности системой. [7] Поскольку вода часто берется из соседней реки, моря или другого большого водоема, система может быть загрязнена водорослями, морскими организмами, нефтяными загрязнениями, льдом и мусором. [7] [8] В местах без большого водоема, в котором можно рассеивать тепло, вода рециркулируется через градирню .
Выход из строя половины насосов ESWS стал одним из факторов, поставивших под угрозу безопасность во время затопления АЭС Блайас в 1999 году , [9] [10] в то время как полная потеря произошла во время ядерных аварий на АЭС Фукусима I и Фукусима II в 2011 году. [10] [11]
Системы аварийного охлаждения активной зоны (САОЗ) предназначены для безопасного отключения ядерного реактора в аварийных условиях. САОЗ позволяет заводу реагировать на различные аварийные условия (например, LOCA ) и дополнительно вводить избыточность, чтобы завод мог быть отключен даже при отказе одной или нескольких подсистем. На большинстве заводов САОЗ состоит из следующих систем:
Система впрыска охлаждающей жидкости под высоким давлением (HPCI) состоит из насоса или насосов, которые имеют достаточное давление для впрыска охлаждающей жидкости в корпус реактора, пока он находится под давлением. Она предназначена для контроля уровня охлаждающей жидкости в корпусе реактора и автоматического впрыска охлаждающей жидкости, когда уровень падает ниже порогового значения. Эта система обычно является первой линией обороны реактора, поскольку ее можно использовать, пока корпус реактора все еще находится под высоким давлением.
Система автоматической разгерметизации (ADS) состоит из ряда клапанов, которые открываются для выпуска пара на глубине нескольких футов под поверхностью большого бассейна жидкой воды (известного как мокрый колодец или тор) в защитных оболочках с подавлением давления (обычно используемых в конструкциях кипящих реакторов) или непосредственно в первичную защитную оболочку в других типах защитных оболочек, таких как большие сухие или ледяные конденсаторные оболочки (обычно используемых в конструкциях реакторов с водой под давлением). Срабатывание этих клапанов разгерметизирует корпус реактора и позволяет функционировать системам впрыска охлаждающей жидкости низкого давления, которые имеют очень большую производительность по сравнению с системами высокого давления. Некоторые системы разгерметизации работают автоматически, в то время как другие могут требовать от операторов ручной активации. В реакторах с водой под давлением с большими сухими или ледяными конденсаторными оболочками клапаны системы называются пилотными предохранительными клапанами .
LPCI — это аварийная система, которая состоит из насоса, который впрыскивает охлаждающую жидкость в корпус реактора после сброса давления. На некоторых атомных электростанциях LPCI — это режим работы системы отвода остаточного тепла, также известной как RHR или RHS, но обычно называемой LPCI. Это также не автономный клапан или система.
Эта система использует разбрызгиватели (трубы, оснащенные множеством небольших распылительных форсунок) внутри корпуса реактора для распыления воды непосредственно на топливные стержни, подавляя образование пара. Конструкции реакторов могут включать распыление активной зоны в режимах высокого и низкого давления.
Эта система состоит из ряда насосов и разбрызгивателей, распыляющих охлаждающую жидкость в верхнюю часть первичной структуры защитной оболочки. Она предназначена для конденсации пара в жидкость внутри первичной структуры защитной оболочки, чтобы предотвратить избыточное давление и перегрев, которые могут привести к утечке, за которой следует непроизвольная разгерметизация.
Эта система часто приводится в действие паровой турбиной, чтобы обеспечить достаточное количество воды для безопасного охлаждения реактора, если здание реактора изолировано от здания управления и турбинного здания. Охлаждающие насосы с приводом от паровой турбины и пневматическим управлением могут работать на механически регулируемых скоростях без питания от аккумулятора, аварийного генератора или внешнего электропитания. Система охлаждения изоляции является защитной системой от состояния, известного как отключение питания станции. Эта система не является частью ECCS и не имеет функции аварии с низким уровнем теплоносителя. Для реакторов с водой под давлением эта система действует во вторичном контуре охлаждения и называется вспомогательной системой питательной воды с приводом от турбины .
В нормальных условиях атомные электростанции получают электроэнергию от генератора. Однако во время аварии станция может потерять доступ к этому источнику питания и, таким образом, может быть вынуждена вырабатывать собственную электроэнергию для питания своих аварийных систем. Эти электрические системы обычно состоят из дизель-генераторов и аккумуляторов .
Дизельные генераторы используются для питания объекта в чрезвычайных ситуациях. Обычно они рассчитаны на то, чтобы один из них мог обеспечить всю необходимую мощность для отключения объекта в случае чрезвычайной ситуации. На объектах установлено несколько генераторов для резервирования. Кроме того, системы, необходимые для отключения реактора, имеют отдельные источники электроэнергии (часто отдельные генераторы), чтобы они не влияли на возможность отключения.
Потеря электроэнергии может произойти внезапно и может повредить или подорвать оборудование. Чтобы предотвратить повреждение, мотор-генераторы могут быть связаны с маховиками , которые могут обеспечить бесперебойную подачу электроэнергии на оборудование в течение короткого периода. Часто они используются для подачи электроэнергии до тех пор, пока электроснабжение завода не будет переключено на батареи и/или дизель-генераторы.
Аккумуляторные батареи часто образуют последнюю резервную электрическую систему и способны обеспечить достаточный запас электроэнергии для остановки предприятия.
Системы локализации предназначены для предотвращения выброса радиоактивных материалов в окружающую среду.
Оболочка топлива является первым слоем защиты вокруг ядерного топлива и предназначена для защиты топлива от коррозии, которая могла бы распространить топливный материал по всему контуру охлаждения реактора. В большинстве реакторов она принимает форму герметичного металлического или керамического слоя. Она также служит для улавливания продуктов деления, особенно тех, которые являются газообразными при рабочей температуре реактора , таких как криптон , ксенон и йод . Оболочка не является защитой и должна быть разработана таким образом, чтобы поглощать как можно меньше излучения. По этой причине такие материалы, как магний и цирконий, используются из-за их низких сечений захвата нейтронов .
Корпус реактора является первым слоем защиты вокруг ядерного топлива и обычно предназначен для улавливания большей части радиации, выделяемой во время ядерной реакции. Корпус реактора также предназначен для выдерживания высокого давления.
Первичная система сдерживания обычно состоит из большой металлической и/или бетонной конструкции (часто цилиндрической или колбовидной), которая содержит корпус реактора. В большинстве реакторов она также содержит радиоактивно загрязненные системы. Первичная система сдерживания спроектирована так, чтобы выдерживать сильное внутреннее давление, возникающее в результате утечки или преднамеренной разгерметизации корпуса реактора.
На некоторых заводах есть вторичная система локализации, которая охватывает первичную систему. Это очень распространено в BWR , поскольку большинство паровых систем, включая турбину, содержат радиоактивные материалы.
В случае полного расплавления топливо, скорее всего, окажется на бетонном полу здания первичной оболочки. Бетон может выдерживать большое количество тепла, поэтому толстый плоский бетонный пол в первичной оболочке часто будет достаточной защитой от так называемого китайского синдрома . На Чернобыльской АЭС не было здания оболочки, но ядро в конечном итоге остановил бетонный фундамент. Из-за опасений, что ядро расплавит свой путь через бетон, было изобретено « устройство улавливания ядра », и под станцией быстро вырыли шахту с намерением установить такое устройство. Устройство содержит некоторое количество металла, предназначенного для расплавления, разбавления кориума и увеличения его теплопроводности; затем разбавленная металлическая масса может охлаждаться водой, циркулирующей в полу. Сегодня все новые реакторы российской конструкции оснащены устройствами улавливания ядра в нижней части здания оболочки. [12]
Реакторы AREVA EPR , SNR-300, SWR1000, ESBWR и Atmea I оснащены ловушками активной зоны. [ необходима ссылка ]
ABWR имеет толстый слой базальтового бетонного пола , специально предназначенный для улавливания ядра. [13]
Резервная система газоочистки (SGTS) является частью системы вторичной локализации. Система SGTS фильтрует и перекачивает воздух из вторичной локализации в окружающую среду и поддерживает отрицательное давление внутри вторичной локализации для ограничения выброса радиоактивных материалов.
Каждая линия SGTS обычно состоит из туманоуловителя/фильтра грубой очистки; электрического нагревателя; предварительного фильтра; двух абсолютных ( HEPA ) фильтров; фильтра с активированным углем ; вытяжного вентилятора; и связанных с ними клапанов, воздуховодов, заслонок, приборов и органов управления. Сигналы, которые отключают систему SGTS, специфичны для завода; однако автоматические отключения, как правило, связаны с электрическими нагревателями и высокотемпературным состоянием в угольных фильтрах.
В случае радиоактивного выброса большинство заводов имеют систему, предназначенную для удаления радиоактивности из воздуха, чтобы уменьшить воздействие выброса радиоактивности на сотрудников и население. Эта система обычно состоит из вентиляции защитной оболочки, которая удаляет радиоактивность и пар из первичной защитной оболочки. Вентиляция диспетчерской обеспечивает защиту операторов завода. Эта система часто состоит из фильтров с активированным углем , которые удаляют радиоактивные изотопы из воздуха.
Для нижнего пола сухого колодца предполагался базальтовый бетон с содержанием карбоната кальция около 4 весовых процентов.