Системы безопасности кипящих реакторов — это системы ядерной безопасности, встроенные в кипящие реакторы с целью предотвращения или смягчения опасностей для окружающей среды и здоровья в случае аварии или стихийного бедствия.
Как и реактор с водой под давлением , активная зона реактора BWR продолжает вырабатывать тепло от радиоактивного распада после того, как реакции деления прекратились, что делает возможным повреждение активной зоны в случае отказа всех систем безопасности и отсутствия в активной зоне охладителя. Также, как и реактор с водой под давлением, кипящий реактор имеет отрицательный коэффициент пустотности , то есть нейтронный (и тепловой) выход реактора уменьшается по мере увеличения пропорции пара к жидкой воде внутри реактора.
Однако, в отличие от реактора с водой под давлением, в котором пар отсутствует в активной зоне, внезапное увеличение давления пара в BWR (вызванное, например, срабатыванием главного парового запорного клапана (MSIV) из реактора) приведет к внезапному уменьшению соотношения пара и жидкой воды внутри реактора. Увеличение соотношения воды и пара приведет к увеличению замедления нейтронов, что, в свою очередь, вызовет увеличение выходной мощности реактора. Этот тип событий называется «переходным процессом давления».
BWR специально разработан для реагирования на переходные процессы давления, имея конструкцию типа «подавление давления», которая сбрасывает избыточное давление с помощью предохранительных клапанов под поверхность бассейна жидкой воды внутри защитной оболочки, известной как «мокрый колодец», «торус» или «бассейн подавления». Все BWR используют ряд предохранительных/сбросных клапанов для избыточного давления; до 7 из них являются частью автоматической системы сброса давления (ADS) [1] и 18 предохранительных клапанов сброса избыточного давления в моделях ABWR, [2] только несколько из которых должны функционировать, чтобы остановить рост давления переходного процесса. Кроме того, реактор уже будет быстро остановлен до того, как переходный процесс повлияет на корпус реактора (как описано в разделе «Система защиты реактора» ниже. [3] )
Из-за этого эффекта в BWR рабочие компоненты и системы безопасности проектируются с намерением, что никакой вероятный сценарий не может вызвать увеличение давления и мощности, которое превысит способность систем быстро остановить реактор до того, как может произойти повреждение топлива или компонентов, содержащих теплоноситель реактора. В предельном случае ATWS (Ожидаемый переходный процесс без аварийного останова ) сбой, высокие уровни нейтронной мощности (~ 200%) могут иметь место менее чем за секунду, после чего срабатывание SRV приведет к быстрому падению давления. Нейтронная мощность упадет намного ниже номинальной мощности (диапазон 30% с прекращением циркуляции и, таким образом, очисткой пустот) еще до срабатывания ARI или SLCS. Тепловая мощность будет почти не затронута.
На случай возникновения непредвиденной ситуации, которая приводит к отключению всех систем безопасности, каждый реактор окружен защитной оболочкой, состоящей из 1,2–2,4 м (3,9–7,9 фута) предварительно напряженного бетона, армированного сталью, которая предназначена для изоляции реактора от окружающей среды.
Однако здание защитной оболочки не защищает топливо в течение всего топливного цикла. Самое главное, что отработанное топливо находится в течение длительного времени за пределами первичной защитной оболочки. Типичный бассейн для хранения отработанного топлива может вмещать примерно в пять раз больше топлива, чем в активной зоне. Поскольку перезагрузки обычно выгружают одну треть активной зоны, большая часть отработанного топлива, хранящегося в бассейне, будет иметь значительное время распада. Но если бассейн будет осушен, выгруженное топливо от предыдущих двух перезагрузок все еще будет достаточно «свежим», чтобы расплавиться под действием остаточного тепла. Однако циркалоевая оболочка этого топлива может воспламениться во время нагрева. Возникающий пожар, вероятно, распространится на большую часть или все топливо в бассейне. Тепло сгорания в сочетании с остаточным теплом, вероятно, приведет «погранично старое» топливо в расплавленное состояние. Более того, если пожар станет кислородным голоданием (вполне вероятно, если пожар возникнет на дне ямы, такой как эта), горячий цирконий отнимет кислород у уранового диоксидного топлива, образуя жидкую смесь металлического урана, циркония, окисленного циркония и растворенного диоксида урана. Это вызовет выброс продуктов деления из топливной матрицы, вполне сопоставимый с выбросом расплавленного топлива. Кроме того, хотя бассейны отработанного топлива BWR и ограничены, они почти всегда располагаются за пределами первичной оболочки. Образование водорода во время процесса, вероятно, приведет к взрыву, повреждающему здание вторичной оболочки. Таким образом, выброс в атмосферу более вероятен, чем при сопоставимых авариях с участием активной зоны реактора. [4]
Система защиты реактора (СЗР) — это система, компьютеризированная в более поздних моделях BWR, которая предназначена для автоматического, быстрого и полного отключения и обеспечения безопасности системы подачи ядерного пара (СЯП — корпус реактора, насосы и трубопроводы воды/пара внутри защитной оболочки) в случае возникновения какого-либо события, которое может привести к переходу реактора в небезопасное рабочее состояние. Кроме того, СЗР может автоматически запускать систему аварийного охлаждения активной зоны (САОЗ) при обнаружении нескольких сигналов. Для ее работы не требуется вмешательства человека. Однако операторы реактора могут при необходимости перехватывать части СЗР. Если оператор распознает ухудшающееся состояние и знает, что сработает автоматическая система безопасности, его обучают упреждающей активации системы безопасности.
Если реактор находится на мощности или набирает мощность (т. е. если реактор сверхкритичен; регулирующие стержни выведены в точку, где реактор генерирует больше нейтронов, чем поглощает), могут возникнуть непредвиденные обстоятельства, связанные с безопасностью, которые требуют быстрого отключения реактора или, на западном ядерном языке, « SCRAM ». SCRAM — это вручную или автоматически запускаемая быстрая вставка всех регулирующих стержней в реактор, которая выведет реактор на уровень остаточного тепла в течение десятков секунд. Поскольку ≈ 0,6% нейтронов испускаются продуктами деления ( «задержанные» нейтроны ), которые рождаются через секунды или минуты после деления, все деление не может быть прекращено мгновенно, но топливо вскоре возвращается к уровню остаточного тепла. Ручные SCRAM могут быть инициированы операторами реактора, в то время как автоматические SCRAM инициируются при:
В то время как система защиты реактора предназначена для остановки реактора, ECCS предназначена для поддержания адекватного охлаждения активной зоны. ECCS представляет собой набор взаимосвязанных систем безопасности, которые предназначены для защиты топлива внутри корпуса реактора, который называется «активной зоной реактора», от перегрева. Пять критериев ECCS включают предотвращение превышения пиковой температуры оболочки топлива 2200 °F (1204 °C), предотвращение окисления оболочки топлива более чем на 17%, предотвращение образования водорода более чем на 1% от максимального теоретического значения из-за реакции циркаллойного металла с водой, поддержание охлаждаемой геометрии и обеспечение длительного охлаждения. [6] Системы ECCS достигают этого, поддерживая уровень охлаждающей воды в корпусе реактора (RPV) или, если это невозможно, путем непосредственного затопления активной зоны охладителем.
Эти системы бывают трех основных типов:
Система впрыска охлаждающей жидкости высокого давления является первой линией обороны в системе аварийного охлаждения активной зоны. HPCI предназначена для впрыска значительного количества воды в реактор, пока он находится под высоким давлением, чтобы предотвратить активацию систем автоматической разгерметизации, распыления активной зоны и впрыска охлаждающей жидкости низкого давления. HPCI питается паром из реактора и раскручивается примерно за 10 секунд от инициирующего сигнала, и может подавать около 19 000 л/мин (5000 галлонов США/мин) в активную зону при любом давлении в активной зоне выше 6,8 атм (690 кПа, 100 фунтов на кв. дюйм). Обычно этого достаточно, чтобы поддерживать уровень воды, достаточный для предотвращения автоматической разгерметизации, за исключением серьезных непредвиденных обстоятельств, таких как большой разрыв линии подпиточной воды. HPCI также может работать в «режиме управления давлением», когда турбина HPCI работает без закачки воды в корпус реактора. Это позволяет HPCI удалять пар из реактора и медленно сбрасывать давление без необходимости использования предохранительных или сбросных клапанов. Это минимизирует количество срабатываний предохранительных клапанов и снижает вероятность того, что один из них застрянет в открытом положении и вызовет небольшую LOCA.
Типичная паровая турбина, используемая в системах HPCI, — это паровые турбины Terry с «твердым колесом» или «водяным колесом», производимые корпорацией Curtiss-Wright в Саммервилле, Южная Каролина.
Примечание по версии: некоторые BWR/5 и BWR/6 заменяют насос HPCI с приводом от паровой турбины на систему распыления активной зоны высокого давления (HPCS) с питанием от переменного тока; ABWR заменяет HPCI на систему залива активной зоны высокого давления (HPCF), режим системы RCIC, как описано ниже. (E)SBWR не имеет эквивалентной системы, поскольку в основном использует пассивные системы охлаждения безопасности, хотя ESBWR предлагает альтернативный метод активного впрыска высокого давления с использованием рабочего режима системы привода стержня управления (CRDS) для дополнения пассивной системы.
Некоторые реакторы, включая некоторые установки BWR/2 и BWR/3, а также серию реакторов (E)SBWR, имеют пассивную систему, называемую изоляционным конденсатором. Это теплообменник, расположенный над защитной оболочкой в бассейне с водой, открытом для атмосферы. При активации остаточное тепло кипит паром, который втягивается в теплообменник и конденсируется; затем он падает под действием силы тяжести обратно в реактор. Этот процесс удерживает охлаждающую воду в реакторе, что делает ненужным использование насосов питательной воды с электроприводом. Вода в открытом бассейне медленно испаряется, выпуская чистый пар в атмосферу. Это делает ненужным запуск механических систем для отвода тепла. Периодически бассейн необходимо пополнять, что является простой задачей для пожарной машины. Реакторы (E)SBWR обеспечивают трехдневный запас воды в бассейне. [7] Некоторые старые реакторы также имеют системы IC, включая реактор Fukushima Dai-ichi 1, однако их водные бассейны могут быть не такими большими.
В нормальных условиях система IC не активируется, но верхняя часть конденсатора IC подключается к паропроводам реактора через открытый клапан. IC автоматически запускается при низком уровне воды или высоком давлении пара. После запуска пар поступает в конденсатор IC и конденсируется до тех пор, пока не заполнится водой. Когда система IC активируется, открывается клапан в нижней части конденсатора IC, который соединяется с нижней частью реактора. Вода падает в реактор под действием силы тяжести, позволяя конденсатору заполняться паром, который затем конденсируется. Этот цикл выполняется непрерывно до тех пор, пока нижний клапан не будет закрыт. [8]
Система охлаждения изоляции активной зоны реактора не является системой аварийного охлаждения активной зоны, но она включена, поскольку выполняет важную для безопасности функцию, которая может помочь охладить реактор в случае потери нормальной теплоотводящей способности; или когда вся электроэнергия потеряна. Она имеет дополнительную функциональность в усовершенствованных версиях BWR.
RCIC — вспомогательный насос питательной воды, предназначенный для аварийного использования. Он способен впрыскивать охлаждающую воду в реактор под высоким давлением. Он впрыскивает около 2000 л/мин (600 галлонов в минуту) в активную зону реактора. Он запускается быстрее, чем система HPCI, примерно через 30 секунд после сигнала запуска. Он имеет достаточную емкость для замены охлаждающей воды, выкипающей из-за остаточного тепла распада, и может даже справиться с небольшими утечками.
Система RCIC работает на паре высокого давления из самого реактора и, таким образом, может работать без электроэнергии, кроме батареи для управления регулирующими клапанами. Они включают и выключают RCIC по мере необходимости для поддержания правильного уровня воды в реакторе. (При непрерывной работе RCIC переполнит реактор и отправит воду по собственной линии подачи пара.) Во время отключения электроэнергии на станции (когда все внешнее питание отключено и дизель-генераторы выходят из строя) система RCIC может быть «запущена из черного» состояния без переменного тока и активирована вручную. Система RCIC конденсирует свой пар в бассейне подавления реактора. RCIC может восполнить эту потерю воды из любого из двух источников: резервуара подпиточной воды, расположенного снаружи защитной оболочки, или самого водосборника. RCIC не предназначен для поддержания уровня воды в реакторе во время LOCA или другой утечки. Подобно HPCI, турбина RCIC может работать в режиме рециркуляции для удаления пара из реактора и снижения давления в реакторе. [9]
Типичная паровая турбина, используемая в системах RCIC, — это паровая турбина Терри со «сплошным колесом» или «водяным колесом», производимая корпорацией Curtiss-Wright в Саммервилле, Южная Каролина.
Примечание по версии: RCIC и HPCF интегрированы в ABWR, причем HPCF представляет собой режим высокой производительности RCIC. Более старые BWR, такие как Fukushima Unit 1 и Dresden, а также новый (E)SBWR не имеют системы RCIC, а вместо этого имеют систему изоляционного конденсатора.
Система автоматического сброса давления не является частью системы охлаждения, но является необходимым дополнением к ECCS. Она предназначена для активации в случае потери охлаждения высокого давления на судне или если системы охлаждения высокого давления не могут поддерживать уровень воды в корпусе реактора. ADS может быть запущена вручную или автоматически. Когда ADS получает сигнал автоматического запуска, когда вода достигает заданного значения сигнала тревоги низкого-низкого-низкого уровня воды. Затем ADS подтверждает сигнал тревоги низкого уровня воды, проверяет, работает ли по крайней мере 1 насос охлаждения низкого давления, и запускает 105-секундный таймер. По истечении таймера или при нажатии кнопок ручного запуска ADS система быстро сбрасывает давление из корпуса реактора в виде пара по трубам, которые проложены ниже уровня воды в бассейне подавления (тор/мокрой колодец), который предназначен для конденсации пара, выделяемого ADS или другим активирующим предохранительным клапаном, в воду), опуская корпус реактора ниже 32 атм (3200 кПа, 465 фунтов на кв. дюйм), что позволяет системам охлаждения низкого давления (LPCS/LPCI/LPCF/GDCS) восстановить уровень воды в реакторе. Во время продувки ADS пара, удаляемого из реактора, достаточно для обеспечения адекватного охлаждения активной зоны, даже если активная зона не закрыта. Вода в реакторе быстро испаряется, превращаясь в пар, по мере падения давления в реакторе, унося скрытую теплоту испарения и обеспечивая охлаждение всего реактора. Системы ECCS низкого давления повторно затапливают активную зону до окончания аварийной продувки, гарантируя, что активная зона сохраняет адекватное охлаждение в течение всего события.
Система орошения активной зоны (система орошения активной зоны низкого давления) предназначена для подавления пара, образующегося при крупных непредвиденных обстоятельствах, и для обеспечения адекватного охлаждения активной зоны для частично или полностью открытой активной зоны реактора. LPCS может подавать до 48 000 л/мин (12 500 галлонов США/мин) воды в виде ливня из верхней части активной зоны. Система орошения активной зоны схлопывает паровые пустоты над активной зоной, помогает снизить давление в реакторе, когда топливо не покрыто, и, в случае, если в реакторе произошел настолько большой разрыв, что уровень воды не может поддерживаться, система орошения активной зоны способна предотвратить повреждение топлива, обеспечивая адекватное распыление топлива для удаления остаточного тепла. В более ранних версиях BWR (станции BWR 1 или 2) система LPCS была единственной ECCS, и активная зона могла быть адекватно охлаждена распылением активной зоны, даже если она была полностью открыта. Начиная с блоков 2 и 3 Дрездена, система распыления активной зоны была дополнена системами HPCI/LPCI, чтобы обеспечить как распылительное охлаждение, так и затопление активной зоны в качестве методов обеспечения адекватного охлаждения активной зоны. Для большинства моделей BWR распыление активной зоны гарантирует, что верхняя 1/3 активной зоны не превысит 17% окисления оболочки или 1% производства водорода во время LOCA при использовании в сочетании с системой LPCI.
Примечание по версии: в ABWR и (E)SBWR имеются дополнительные системы распыления воды для охлаждения сухого колодца и бассейна подавления.
Впрыск теплоносителя низкого давления является аварийным режимом впрыска системы отвода остаточного тепла (RHR). LPCI может работать при давлении в корпусе реактора ниже 375 фунтов на квадратный дюйм. LPCI состоит из нескольких насосов, которые способны впрыскивать до 150 000 л/мин (40 000 галлонов США/мин) воды в реактор. В сочетании с системой Core Spray LPCI предназначена для быстрого заполнения реактора теплоносителем. Система LPCI была впервые представлена на блоках 2 и 3 Дрезденской АЭС. Система LPCI также может использовать теплообменники RHR для отвода остаточного тепла из реактора и охлаждения защитной оболочки до холодных условий. Ранние версии системы LPCI впрыскивали через контуры рециркуляции или в опускной трубопровод. Более поздние версии BWR переместили точку впрыска непосредственно внутрь кожуха активной зоны, чтобы минимизировать время повторного затопления активной зоны, существенно снижая пиковые температуры реактора во время LOCA.
Примечание по версии: ABWR заменяют LPCI на установку для заполнения керна низким давлением (LPCF), которая работает по схожим принципам. (E)SBWR заменяют LPCI на DPVS/PCCS/GDCS, как описано ниже.
(E)SBWR имеет дополнительную емкость ECCS, которая является полностью пассивной, совершенно уникальной и значительно улучшает защиту в глубине . Эта система активируется, когда уровень воды в RPV достигает уровня 1. В этот момент запускается таймер обратного отсчета.
В верхней части корпуса реактора под давлением расположено несколько больших клапанов сброса давления. Они составляют DPVS. Это дополнительная возможность к ADS, которая также включена в (E)SBWR. DPVS состоит из восьми таких клапанов, четыре из которых находятся на главных паропроводах, которые при срабатывании выходят в сухой колодец, а четыре выходят непосредственно в мокрый колодец.
Если уровень 1 не будет повторно погружен в течение 50 секунд после начала обратного отсчета, DPVS срабатывает и быстро выпускает пар, содержащийся в корпусе реактора, в сухой колодец. Это приведет к увеличению объема воды в корпусе реактора (из-за падения давления), что увеличит количество воды, доступной для охлаждения активной зоны. Кроме того, разгерметизация снижает температуру насыщения, улучшая отвод тепла посредством фазового перехода. (На самом деле, как ESBWR, так и ABWR спроектированы таким образом, что даже в максимально возможной непредвиденной ситуации активная зона никогда не теряет слой водяного охладителя.)
Если уровень 1 все еще не погружен в течение 100 секунд после срабатывания DPVS, то срабатывают клапаны GDCS. GDCS представляет собой ряд очень больших резервуаров для воды, расположенных выше и сбоку от корпуса реактора в сухом колодце. Когда эти клапаны срабатывают, GDCS напрямую подключается к корпусу реактора. Еще через ~50 секунд сброса давления давление внутри GDCS сравняется с давлением в корпусе реактора и сухом колодце, и вода из GDCS начнет поступать в корпус реактора.
Вода внутри корпуса реактора закипит, превратившись в пар из-за остаточного тепла, и естественная конвекция заставит ее подняться вверх в сухой бокс, в трубопроводные узлы в потолке, которые доставят пар к четырем большим теплообменникам — пассивной системе охлаждения защитной оболочки (PCCS), — расположенным над сухим боксом — в глубоких бассейнах с водой. Пар будет охлаждаться и конденсироваться обратно в жидкую воду. Жидкая вода будет стекать из теплообменника обратно в бассейн GDCS, откуда она может вернуться в корпус реактора, чтобы восполнить дополнительную воду, вскипевшую из-за остаточного тепла. Кроме того, если линии GDCS разорвутся, форма корпуса реактора и сухого бокса обеспечит образование «озера» жидкой воды, которое затопит дно корпуса реактора (и активную зону внутри).
Воды достаточно для охлаждения теплообменников PCCS в течение 72 часов. На этом этапе все, что нужно сделать, это наполнить бассейны, охлаждающие теплообменники PCCS, что является сравнительно простой операцией, выполнимой с помощью переносного пожарного насоса и шлангов.
SLCS является резервной системой защиты реактора. В случае, если RPS не сможет остановить реактор по какой-либо причине, SLCS впрыскивает жидкий раствор бора в корпус реактора, чтобы привести его в гарантированное состояние отключения до превышения любых ограничений по защитной оболочке или корпусу реактора. Резервная система управления жидкостью предназначена для подачи эквивалента 86 галлонов в минуту 13% по весу раствора пентабората натрия в 251-дюймовый корпус реактора BWR. [10] SLCS в сочетании с альтернативной системой вставки стержней, автоматическим отключением рециркуляционного насоса и ручными действиями оператора по снижению уровня воды в активной зоне гарантирует, что корпус реактора не превысит пределы кода ASME, топливо не подвергнется неустойчивости, повреждающей активную зону, и защитная оболочка не выйдет из строя из-за избыточного давления во время отказа аварийной остановки на высокой мощности.
SLCS состоит из бака, содержащего борированную воду в качестве поглотителя нейтронов , защищенного взрывооткрывающимися клапанами и резервными насосами, что позволяет впрыскивать борированную воду в реактор против любого внутреннего давления; борированная вода остановит реактор и будет поддерживать его в выключенном состоянии. SLCS также может быть введен во время LOCA или отказа оболочки топлива для регулировки pH пролитого реакторного теплоносителя, предотвращая выброс некоторых радиоактивных материалов.
Примечание по версии: SLCS — это система, которая никогда не должна активироваться, если все остальные меры не дали сбой. В BWR/1 – BWR/6 ее активация может нанести достаточно повреждений установке, чтобы сделать старые BWR неработоспособными без полного капитального ремонта. С появлением ABWR и (E)SBWR операторам не нужно так неохотно активировать SLCS, поскольку эти реакторы оснащены системой очистки воды в реакторе (RWCS), которая предназначена для удаления бора — как только реактор стабилизируется, борированную воду в корпусе реактора можно профильтровать через эту систему, чтобы быстро удалить содержащиеся в ней растворимые поглотители нейтронов и, таким образом, избежать повреждения внутренних частей установки.
Основную систему безопасности внутри и снаружи каждого реактора BWR составляют многочисленные уровни физической защиты, которые защищают как реактор от внешнего мира, так и внешний мир от реактора.
Существует пять уровней экранирования:
Если все возможные меры, препятствующие безопасной эксплуатации и повреждению активной зоны, не сработают, защитную оболочку можно будет запечатать на неопределенный срок, и это предотвратит какой-либо существенный выброс радиации в окружающую среду практически при любых обстоятельствах.
Как показано в описаниях систем выше, BWR по конструкции довольно сильно отличаются от PWR. В отличие от PWR, которые в целом следовали очень предсказуемой конструкции внешней оболочки (стереотипный купол на вершине цилиндра), оболочки BWR различаются по внешней форме, но их внутренняя отличительность чрезвычайно поразительна по сравнению с PWR. Существует пять основных разновидностей оболочек BWR:
.jpg/1280px-HD.15.021_(11823864885).jpg)
Для работы установки требуется, чтобы многие клапаны, входящие и выходящие из защитной оболочки, были открыты. Во время аварии, когда может произойти выброс радиоактивных материалов, эти клапаны должны закрыться, чтобы предотвратить выброс радиоактивных материалов или потерю охлаждающей жидкости реактора. Система изоляции защитной оболочки отвечает за автоматическое закрытие этих клапанов для предотвращения выброса радиоактивных материалов и является важной частью анализа безопасности станции. Система изоляции разделена на группы для основных функций системы. Каждая группа содержит свои собственные критерии для срабатывания изоляции. Система изоляции похожа на систему защиты реактора тем, что она состоит из нескольких каналов, классифицируется как связанная с безопасностью и требует подтверждающих сигналов от нескольких каналов для выдачи изоляции системе. Примером параметров, которые отслеживаются системой изоляции, являются давление в защитной оболочке, акустическое или тепловое обнаружение утечек, дифференциальный поток, высокий поток пара или охлаждающей жидкости, низкий уровень воды в реакторе или высокие показания радиации в здании защитной оболочки или вентиляционной системе. Эти сигналы изоляции заблокируют все клапаны в группе после их закрытия и должны иметь все сигналы, очищенные до того, как блокировка может быть сброшена.
Изолирующие клапаны состоят из 2 предохранительных клапанов, соединенных последовательно. Один из них является внутренним клапаном, другой — внешним клапаном. Внутренний клапан расположен внутри оболочки, а внешний — сразу за ее пределами. Это обеспечивает избыточность, а также делает систему невосприимчивой к единичному отказу любого внутреннего или внешнего оператора клапана или сигнала изоляции. Когда сигнал изоляции подается группе, как внутренние, так и внешние клапаны закрываются. Тесты логики изоляции должны проводиться регулярно и являются частью технических спецификаций каждого завода. Время закрытия этих клапанов является компонентом анализа безопасности каждого завода, а невыполнение закрытия в течение анализируемого времени является событием, подлежащим отчету.
Примерами групп изоляции являются основные паропроводы, система очистки реакторной воды, система охлаждения изоляции активной зоны реактора (RCIC), охлаждение при остановке и система отвода остаточного тепла. Для труб, которые впрыскивают воду в защитную оболочку, обычно используются два предохранительных обратных клапана вместо клапанов с электроприводом. Эти клапаны также должны регулярно проверяться, чтобы убедиться, что они действительно герметичны и предотвращают утечку даже при высоких давлениях в реакторе.
При нормальной работе установки и при нормальных рабочих температурах генерация водорода незначительна. При перегреве ядерного топлива цирконий в оболочке циркалоя, используемой в топливных стержнях, окисляется в реакции с паром: [11]
При смешивании с воздухом водород воспламеняется, а детонация или дефлаграция водорода могут повредить защитную оболочку реактора. В конструкциях реакторов с небольшими объемами защитной оболочки, таких как защитная оболочка Mark I или II, предпочтительным методом управления водородом является предварительная инертизация инертным газом — обычно азотом — для снижения концентрации кислорода в воздухе ниже необходимой для сгорания водорода, а также использование термических рекомбинаторов. Предварительная инертизация считается непрактичной при больших объемах защитной оболочки, где используются термические рекомбинаторы и преднамеренное воспламенение. [12] Защитные оболочки Mark III имеют водородные воспламенители и водородные смесители, которые предназначены для предотвращения накопления водорода либо посредством предварительного воспламенения до превышения нижнего предела взрываемости 4%, либо посредством рекомбинации с кислородом для получения воды.
Проектная авария (DBA) для атомной электростанции — это самая серьезная возможная единичная авария, которую проектировщики станции и регулирующие органы могли бы разумно ожидать. Это также, по определению, авария, на которую системы безопасности реактора должны успешно реагировать, даже если она происходит, когда реактор находится в наиболее уязвимом состоянии. DBA для BWR состоит из полного разрыва большой трубы охладителя в месте, которое, как считается, подвергает реактор наибольшей опасности повреждения — в частности, для старых BWR (BWR/1-BWR/6) DBA состоит из «гильотинного разрыва» в контуре охладителя одного из рециркуляционных струйных насосов, который находится существенно ниже ватерлинии активной зоны (LBLOCA, авария с большой потерей охладителя) в сочетании с потерей питательной воды для восполнения воды, закипевшей в реакторе (LOFW, потеря надлежащей питательной воды), в сочетании с одновременным обрушением региональной электросети, что приводит к потере питания определенных аварийных систем реактора (LOOP, потеря внешнего питания). BWR спроектирован так, чтобы игнорировать эту аварию без повреждения активной зоны. [ необходима цитата ]
Описание этой аварии применимо к BWR/4.
Непосредственным результатом такого разрыва (назовем это временем T+0) будет поток воды под давлением, значительно превышающим точку кипения, вырывающийся из сломанной трубы в сухой колодец, который находится под атмосферным давлением. Поскольку этот поток воды мгновенно превращается в пар, из-за снижения давления и того, что он находится выше точки кипения воды при нормальном атмосферном давлении, датчики давления в сухом колодце сообщат системе защиты реактора об аномалии повышения давления в нем не позднее, чем в момент T+0,3. RPS правильно интерпретирует этот сигнал повышения давления как признак разрыва трубы в сухом колодце. В результате RPS немедленно инициирует полный аварийный останов, закрывает главный паровой изолирующий клапан (изолируя здание защитной оболочки), отключает турбины, пытается начать раскрутку RCIC и HPCI, используя остаточный пар, и запускает дизельные насосы для LPCI и CS.
Теперь предположим, что отключение электроэнергии произошло в момент T +0,5. RPS находится на плавающем источнике бесперебойного питания , поэтому он продолжает функционировать; однако его датчики не работают, и поэтому RPS предполагает, что все они обнаруживают аварийные условия. Менее чем через секунду после отключения электроэнергии вспомогательные батареи и источники сжатого воздуха запускают аварийные дизель-генераторы. Электроснабжение будет восстановлено к T +25 секундам.
Вернемся к активной зоне реактора. Из-за закрытия MSIV (завершенного к T +2) волна противодавления ударит по быстро разгерметизирующемуся корпусу реактора, но это несущественно, так как разгерметизация из-за разрыва линии рециркуляции настолько быстрая и полная, что паровые пустоты, скорее всего, не превратятся в жидкую воду. HPCI и RCIC выйдут из строя из-за потери давления пара при общей разгерметизации, но это снова несущественно, так как расход RCIC в 2000 л/мин (600 галлонов США/мин), доступный после T +5, недостаточен для поддержания уровня воды; также не было бы достаточно расхода HPCI в 19000 л/мин (5000 галлонов США/мин), доступного при T +10, для поддержания уровня воды, если бы он мог работать без пара. В момент T +10 температура активной зоны реактора, составляющая приблизительно 285 °C (545 °F) в этой точке и ранее, начинает расти, поскольку из активной зоны теряется достаточное количество охладителя, в котором между топливными стержнями начинают образовываться пустоты, и они начинают быстро нагреваться. К моменту T +12 с начала аварии начинается раскрытие топливных стержней. Примерно к моменту T +18 области в стержнях достигают 540 °C (1004 °F). Некоторое облегчение наступает примерно к моменту T +20, поскольку отрицательный температурный коэффициент и отрицательный коэффициент пустотности замедляют скорость повышения температуры. К моменту T +25 мощность восстанавливается; однако LPCI и CS не будут работать до момента T +40.
При T +40 температура активной зоны составляет 650 °C (1202 °F) и неуклонно растет; CS и LPCI включаются и начинают затапливать пар над активной зоной, а затем и саму активную зону. Во-первых, большое количество пара, все еще находящееся над и внутри активной зоны, должно быть сначала сбито, иначе вода превратится в пар до того, как попадет на стержни. Это происходит через несколько секунд, так как приблизительно 200 000 л/мин (3300 л/с, 52 500 галлонов США/мин, 875 галлонов США/с) воды, которую выпускают эти системы, начинают охлаждать сначала верхнюю часть активной зоны, при этом LPCI затапливает топливные стержни, а CS подавляет образующийся пар, пока примерно при T +100 секунд все топливо не будет подвергнуто затапливанию, а последние оставшиеся горячие точки в нижней части активной зоны теперь охлаждаются. Максимальная температура, которая была достигнута, составила 900 °C (1650 °F) (значительно ниже максимума в 1200 °C (2190 °F), установленного NRC) в нижней части ядра, которая стала последней горячей точкой, пострадавшей от водного потопа.
Активная зона быстро и полностью охлаждается, и после охлаждения до разумной температуры, ниже температуры, соответствующей образованию пара, CS отключается, а объем LPCI уменьшается до уровня, соответствующего поддержанию устойчивой температуры среди топливных стержней, которая будет снижаться в течение нескольких дней из-за уменьшения тепловыделения продуктов распада внутри активной зоны.
После нескольких дней LPCI остаточное тепло достаточно снизится до такой степени, что можно будет приступить к выгрузке топлива из реактора с определенной осторожностью. После выгрузки топлива LPCI можно будет остановить. Потребуется длительный период физического ремонта для ремонта сломанного контура рециркуляции; капитального ремонта ECCS; дизельных насосов; и дизельных генераторов; осушения сухого колодца; полной проверки всех систем реактора, приведения неконформных систем в соответствие со спецификациями, замены старых и изношенных деталей и т. д. В то же время различный персонал лицензиата, работающий рука об руку с NRC, оценит непосредственную причину поломки; выяснит, какое событие привело к непосредственной причине поломки (первопричины аварии); а затем проанализирует первопричины и примет корректирующие меры на основе обнаруженных первопричин и непосредственных причин. Затем следует период для общего размышления и анализа аварии, обсуждения того, какие процедуры сработали, какие нет, и если все это повторится, что можно было бы сделать лучше и что можно сделать, чтобы это не повторилось; и для записи извлеченных уроков, чтобы распространить их среди других лицензиатов BWR. Когда это будет сделано, реактор можно будет перезаправить, возобновить работу и снова начать вырабатывать электроэнергию.
ABWR и ESBWR, самые последние модели BWR, изначально не уязвимы к чему-либо подобному этому инциденту, поскольку у них нет жидкостных проникновений (труб) ниже, чем на несколько футов выше ватерлинии активной зоны, и, таким образом, корпус реактора высокого давления удерживает воду, как глубокий бассейн в случае разрыва линии питательной воды или разрыва паропровода. BWR 5 и 6 имеют дополнительную устойчивость, более глубокие уровни воды и гораздо более быстрое время реакции аварийной системы. Обнажение топливных стержней будет иметь место в течение короткого времени, но максимальная температура достигнет только 600 °C (1112 °F), что намного ниже предела безопасности NRC.
Согласно отчету Комиссии по ядерному регулированию США по ядерной катастрофе на АЭС «Фукусима-1» , землетрясение и цунами в Тохоку в марте 2011 года , вызвавшие эту катастрофу, были событием «гораздо более серьезным, чем заложено в проекте АЭС «Фукусима-1 »». [13] Реакторы на этой станции были моделей BWR 3 и BWR 4. Их основные оболочки должны были быть затоплены морской водой, содержащей борную кислоту, что исключит возможность возобновления работы [ необходима ссылка ] и не было предусмотрено в сценарии DBA. Кроме того, ничего похожего на химические взрывы, произошедшие на АЭС «Фукусима-1» [14], не было предусмотрено в сценарии DBA.
До катастрофы на Фукусиме-1 не случалось ни одного инцидента, приближающегося по серьезности к DBA или даже LBLOCA с BWR [ требуется ссылка ] . Были незначительные инциденты с ECCS, но в этих обстоятельствах она работала на уровне или даже выше ожиданий. Самый серьезный инцидент, который ранее произошел с BWR, произошел в 1975 году из-за пожара, вызванного чрезвычайно легковоспламеняющейся уретановой пеной , установленной вместо огнестойких материалов на АЭС Браунс-Ферри ; на короткое время контрольное оборудование диспетчерской было отключено от реактора, но реактор успешно остановился и, по состоянию на 2009 год, все еще производит электроэнергию для Tennessee Valley Authority , не получив повреждений систем внутри защитной оболочки. Пожар не имел никакого отношения к конструкции BWR — он мог произойти на любой электростанции, и уроки, извлеченные из этого инцидента, привели к созданию отдельной резервной станции управления, разделению электростанции на пожарные зоны и четко документированным комплектам оборудования, которые были бы доступны для остановки реакторной установки и поддержания ее в безопасном состоянии в случае наихудшего пожара в любой пожарной зоне. Эти изменения были модернизированы на всех существующих атомных электростанциях США и большинстве западных атомных электростанций и встроены в новые станции с этого момента.
General Electric защищала конструкцию реактора, заявляя, что отключение электроэнергии на станции, вызванное землетрясением и цунами в Тохоку в 2011 году, было « запроектным » событием , которое привело к ядерным авариям на Фукусиме I. [15] По данным Института ядерной энергии, «одновременная долгосрочная потеря как на площадке, так и за ее пределами в течение длительного периода времени является запроектным событием для первичной оболочки на любой действующей атомной электростанции». [16]
Реакторы были остановлены, как и планировалось, после землетрясения. Однако цунами вывело из строя четыре из шести комплектов распределительных устройств и все, кроме трех, дизельные резервные генераторы, которые управляли аварийными системами охлаждения и насосами. Насосы были спроектированы для циркуляции горячей жидкости из реактора для охлаждения в мокром колодце, но только блоки 5 и 6 имели какую-либо мощность. Активные зоны реакторов блоков 1, 2 и 3 перегрелись и расплавились. Радиоактивность была выброшена в воздух, поскольку топливные стержни были повреждены из-за перегрева под воздействием воздуха, когда уровень воды упал ниже безопасного уровня. В качестве чрезвычайной меры операторы прибегли к использованию пожарных машин и спасенных автомобильных аккумуляторов для закачки морской воды в сухой колодец для охлаждения реакторов, но добились лишь временного успеха, и три активные зоны перегрелись. Реакторы 1–3 и, по некоторым сообщениям, 4 пострадали от сильных взрывов водорода в марте 2011 года, которые повредили или разрушили их верхние уровни или нижний уровень подавления (блок 2). [17]
В качестве экстренных мер вертолеты попытались сбросить воду из океана на открытые крыши. Позже вода была распылена из пожарных машин на крышу реактора 3. Для перекачки воды в бассейн отработанного топлива в блоке 4 использовался бетононасос.
По данным NISA , в первые дни в результате аварии в атмосферу было выброшено до 10 петабеккерелей радиоактивного йода-131 в час, а в общей сложности до 630 ПБк, что составляет примерно одну восьмую от 5200 ПБк, выброшенных в Чернобыле. [18]
Медиа, связанные со Схемы кипящего реактора на Wikimedia Commons