Системы безопасности реакторов с кипящей водой — это системы ядерной безопасности , построенные внутри реакторов с кипящей водой для предотвращения или смягчения опасностей для окружающей среды и здоровья в случае аварии или стихийного бедствия.
Как и в случае с водо-водяным реактором , активная зона реактора BWR продолжает выделять тепло в результате радиоактивного распада после прекращения реакций деления , что делает возможным повреждение активной зоны в случае, если все системы безопасности выйдут из строя и активная зона не получит теплоноситель. Также, как и реактор с водой под давлением, реактор с кипящей водой имеет отрицательный коэффициент пустотности , то есть нейтронный (и тепловой) выход реактора уменьшается по мере увеличения соотношения пара и жидкой воды внутри реактора.
Однако, в отличие от водо-водяного реактора, который не содержит пара в активной зоне реактора, внезапное увеличение давления пара BWR (вызванное, например, срабатыванием главного пароотсечного клапана (MSIV) из реактора) приведет к внезапному уменьшение соотношения пара и жидкой воды внутри реактора. Увеличение соотношения воды и пара приведет к усилению замедления нейтронов, что, в свою очередь, приведет к увеличению выходной мощности реактора. Событие такого типа называется «переходным процессом давления».
BWR специально разработан для реагирования на скачки давления, имея конструкцию типа «подавления давления», которая сбрасывает избыточное давление с помощью предохранительных клапанов ниже поверхности резервуара с жидкой водой внутри защитной оболочки, известного как «мокрый колодец». тор» или «бассейн подавления». Все BWR используют ряд предохранительных/предохранительных клапанов для защиты от избыточного давления; до 7 из них являются частью системы автоматической разгерметизации (ADS) [1] и 18 предохранительных клапанов сброса избыточного давления на моделях ABWR, [2] лишь немногие из которых должны функционировать, чтобы остановить повышение давления в переходном режиме. 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 реакторах BWR рабочие компоненты и системы безопасности проектируются с таким расчетом, чтобы ни один вероятный сценарий не мог привести к увеличению давления и мощности, превышающему способность систем быстро остановить реактор до повреждения топлива или компонентов, содержащих может произойти утечка теплоносителя реактора. В предельном случае ATWS (Ожидаемый переходный процесс без аварийной остановки ) высокие уровни мощности нейтронов (~ 200%) могут возникать менее чем за секунду, после чего срабатывание SRV приведет к быстрому падению давления. Нейтронная мощность упадет намного ниже номинальной мощности (диапазон 30% при прекращении циркуляции и, следовательно, очистке пустот) даже до того, как произойдет срабатывание ARI или SLCS. Тепловая мощность практически не пострадает.
На случай нештатной ситуации, приводящей к выводу из строя всех систем безопасности, каждый реактор окружается защитной оболочкой , состоящей из 1,2–2,4 м (3,9–7,9 футов) армированного сталью предварительно напряженного бетона, предназначенного для изоляции реактора от окружающая среда.
Однако здание защитной оболочки не защищает топливо в течение всего топливного цикла. Самое главное, что отработавшее топливо длительное время находится за пределами первичной защитной оболочки. Типичный бассейн хранения отработавшего топлива может вместить примерно в пять раз больше топлива в активной зоне. Поскольку при перезагрузке обычно разряжается одна треть активной зоны, большая часть отработавшего топлива, хранящегося в бассейне, имеет значительное время распада. Но если бы из бассейна слили воду, сброшенное топливо от двух предыдущих заправок все равно было бы достаточно «свежим», чтобы расплавиться под действием остаточного тепла. Однако при нагреве циркалоевая оболочка этого топлива могла воспламениться. В результате пожар, вероятно, распространится на большую часть или все топливо в бассейне. Теплота сгорания в сочетании с остаточным теплом, вероятно, приведет к переходу топлива «пограничного возраста» в расплавленное состояние. Более того, если в огне возникнет кислородное голодание (вполне вероятно для пожара, расположенного на дне ямы, такой как эта), горячий цирконий будет отбирать кислород из топлива из диоксида урана , образуя жидкую смесь металлического урана, циркония, окисленного цирконий и растворенный диоксид урана. Это привело бы к выделению продуктов деления из топливной матрицы, вполне сравнимому с выделением расплавленного топлива. Кроме того, хотя бассейны отработанного топлива BWR и являются закрытыми, они почти всегда расположены за пределами первичной защитной оболочки. Выделение водорода в ходе процесса, вероятно, приведет к взрыву, повредившему здание вторичной защитной оболочки. Таким образом, выброс в атмосферу более вероятен, чем при сопоставимых авариях с активной зоной реактора. [4]
Система защиты реактора (RPS) — это система, компьютеризированная в более поздних моделях BWR, которая предназначена для автоматического, быстрого и полного отключения и обеспечения безопасности системы подачи ядерного пара (NSSS — корпуса реактора, насосов и воды). паропровод внутри защитной оболочки), если произойдет какое-либо событие, которое может привести к переходу реактора в небезопасное рабочее состояние. Кроме того, РПС может автоматически запускать систему аварийного охлаждения активной зоны (САОЗ) при обнаружении нескольких сигналов. Для работы не требуется вмешательство человека. Тем не менее, при необходимости операторы реактора могут отключить некоторые части СПД. Если оператор распознает ухудшение состояния и знает, что сработает автоматическая система безопасности, его обучают упреждающе активировать систему безопасности.
Если реактор находится на мощности или набирает мощность (т. е. если реактор находится в сверхкритическом состоянии; стержни управления выводятся до такой степени, что реактор генерирует больше нейтронов, чем поглощает), могут возникнуть непредвиденные обстоятельства, связанные с безопасностью, которые потребуют быстрого остановка реактора или, на западном ядерном языке, « АВАРИЯ ». SCRAM представляет собой быстрое введение всех управляющих стержней в реактор, запускаемое вручную или автоматически, что приводит к снижению уровня тепловой мощности реактора в течение десятков секунд. Поскольку ≈ 0,6% нейтронов испускается из продуктов деления ( «замедленных» нейтронов ), которые рождаются через секунды или минуты после деления, все деление не может быть прекращено мгновенно, но топливо вскоре возвращается к уровням тепловой мощности распада. Ручные SCRAM могут быть инициированы операторами реактора, тогда как автоматические SCRAM запускаются при:
В то время как система защиты реактора предназначена для остановки реактора, САОЗ предназначена для поддержания адекватного охлаждения активной зоны. САОЗ представляет собой набор взаимосвязанных систем безопасности, которые предназначены для защиты топлива внутри корпуса реактора, называемого «активной зоной реактора», от перегрева. Пять критериев САОЗ: предотвращение превышения пиковой температуры оболочки топлива 2200 °F (1204 °C), предотвращение окисления оболочки топлива более чем на 17%, предотвращение образования более 1% максимального теоретического водорода из-за металлического циркаллоя. реагирует с водой, сохраняет охлаждаемую геометрию и обеспечивает длительное охлаждение. [6] Системы САОЗ достигают этого путем поддержания уровня охлаждающей воды корпуса реактора (RPV) или, если это невозможно, путем непосредственного заливания активной зоны теплоносителем.
Эти системы делятся на три основных типа:
Система впрыска теплоносителя под высоким давлением является первой линией защиты в системе аварийного охлаждения активной зоны. HPCI предназначен для впрыска значительных количеств воды в реактор, пока он находится под высоким давлением, чтобы предотвратить активацию систем автоматической разгерметизации, распыления активной зоны и впрыска теплоносителя под низким давлением. HPCI приводится в действие паром из реактора, его раскрутка от инициирующего сигнала занимает примерно 10 секунд, и он может доставлять в активную зону примерно 19 000 л / мин (5 000 галлонов США / мин) при любом давлении в активной зоне выше 6,8 атм (690 кПа). , 100 фунтов на квадратный дюйм). Обычно этого достаточно, чтобы поддерживать уровень воды на достаточном уровне, чтобы избежать автоматической разгерметизации, за исключением серьезных непредвиденных ситуаций, таких как большой разрыв линии подпиточной воды. HPCI также может работать в «режиме регулирования давления», когда турбина HPCI работает без перекачки воды в корпус реактора. Это позволяет HPCI удалять пар из реактора и медленно сбрасывать в нем давление без необходимости использования предохранительных или предохранительных клапанов. Это сводит к минимуму количество срабатываний предохранительных клапанов и снижает вероятность того, что один из них застрянет в открытом положении и приведет к небольшой аварии LOCA.
Типичной паровой турбиной, используемой в системах HPCI, являются паровые турбины Терри со «сплошным колесом» или «водяным колесом», производимые компанией Curtiss-Wright Corporation в Саммервилле, Южная Каролина.
Примечание по версии: некоторые BWR/5 и BWR/6 заменяют насос HPCI с приводом от паровой турбины на распылитель высокого давления с питанием от переменного тока (HPCS); ABWR заменяет HPCI на заводнение керна под высоким давлением (HPCF), вариант системы RCIC, как описано ниже. (E)SBWR не имеет эквивалентной системы, поскольку в нем в основном используются системы пассивного безопасного охлаждения, хотя ESBWR предлагает альтернативный метод активного впрыска под высоким давлением с использованием рабочего режима системы привода управляющего стержня (CRDS) в дополнение к пассивной системе.
Некоторые реакторы, в том числе некоторые установки BWR/2 и BWR/3, а также реакторы серии (E)SBWR, имеют пассивную систему, называемую изолирующим конденсатором. Это теплообменник, расположенный над защитной оболочкой в бассейне с водой, открытом в атмосферу. При активации остаточное тепло приводит к кипению пара, который втягивается в теплообменник и конденсируется; затем он под действием силы тяжести падает обратно в реактор. Этот процесс сохраняет охлаждающую воду в реакторе, что делает ненужным использование насосов питательной воды с приводом. Вода в открытом бассейне медленно выкипает, выпуская в атмосферу чистый пар. Это делает ненужным использование механических систем для отвода тепла. Периодически бассейн необходимо наполнять – простая задача для пожарной машины. Реакторы (E)SBWR обеспечивают трехдневный запас воды в бассейне. [7] Некоторые старые реакторы также имеют системы IC, в том числе реактор Фукусима-1, однако их водные бассейны могут быть не такими большими.
В нормальных условиях система ИК не активируется, но верхняя часть конденсатора ИК соединяется с паропроводами реактора через открытый клапан. IC автоматически запускается при низком уровне воды или высоком давлении пара. После запуска пар поступает в конденсатор IC и конденсируется, пока не заполнится водой. Когда система IC активируется, клапан в нижней части конденсатора IC открывается, который соединяется с нижней частью реактора. Вода попадает в реактор под действием силы тяжести, позволяя конденсатору наполниться паром, который затем конденсируется. Этот цикл выполняется непрерывно до тех пор, пока нижний клапан не закроется. [8]
Система изоляции активной зоны реактора не является собственно системой аварийного охлаждения активной зоны, но она включена в нее, поскольку выполняет важную для безопасности функцию, которая может помочь охладить реактор в случае потери нормальной теплоотводящей способности; или когда вся электроэнергия потеряна. Он имеет дополнительную функциональность в расширенных версиях BWR.
RCIC — вспомогательный насос питательной воды, предназначенный для использования в аварийных ситуациях. Он способен впрыскивать охлаждающую воду в реактор под высоким давлением. Он впрыскивает в активную зону реактора примерно 2000 л/мин (600 галлонов в минуту). Для запуска требуется меньше времени, чем для системы HPCI, примерно 30 секунд с момента инициирующего сигнала. Он имеет достаточную мощность для замены охлаждающей воды, выпаренной за счет остаточного остаточного тепла, и может справиться даже с небольшими утечками.
Система RCIC работает на пару высокого давления из самого реактора и, таким образом, может работать без какой-либо электроэнергии, кроме энергии аккумулятора 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 в собственный паропровод.) Во время отключения электроэнергии на станции (когда теряется все внешнее электроснабжение и выходят из строя дизель-генераторы) система RCIC может работать в режиме «черного запуска». без переменного тока и активируется вручную. Система RCIC конденсирует пар в бассейн подавления реактора. RCIC может восполнить эту потерю воды из любого из двух источников: резервуара подпиточной воды, расположенного вне защитной оболочки, или самого водозаборного колодца. 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, представляет собой паровые турбины Терри со «сплошным колесом» или «водяным колесом», производимые компанией Curtiss-Wright Corporation в Саммервилле, Южная Каролина.
Примечание по версии: RCIC и HPCF интегрированы в ABWR, причем HPCF представляет собой режим высокой емкости RCIC. Старые реакторы BWR, такие как энергоблок № 1 Фукусимы и Дрезден, а также новый (E)SBWR не имеют системы RCIC, а вместо этого имеют систему изолирующего конденсатора.
Система автоматической разгерметизации не является частью собственно системы охлаждения, а является важным дополнением к САОЗ. Он предназначен для активации в случае потери охлаждения судна под высоким давлением или если системы охлаждения высокого давления не могут поддерживать уровень воды в корпусе реактора. ADS может запускаться вручную или автоматически. Когда ADS получает сигнал автоматического запуска, когда вода достигает уставки сигнализации низкого-низкого-низкого уровня воды. Затем ADS подтверждает сигнализацию низкого уровня воды, проверяет работу как минимум 1 охлаждающего насоса низкого давления и запускает 105-секундный таймер. По истечении времени таймера или при нажатии кнопок ручного запуска ADS система быстро сбрасывает давление из корпуса реактора в виде пара через трубы, которые подведены по трубопроводу ниже уровня воды в бассейне подавления (тор/мокрый колодец), что предназначен для конденсации пара, выделяемого при срабатывании ADS или другого предохранительного клапана, в воду), снижая давление в корпусе реактора ниже 32 атм (3200 кПа, 465 фунтов на квадратный дюйм), позволяя системам охлаждения низкого давления (LPCS/LPCI/LPCF/GDCS) восстановить уровень воды в реакторе. Во время продувки ADS пара, удаляемого из реактора, достаточно для обеспечения достаточного охлаждения активной зоны, даже если активная зона открыта. Вода в реакторе быстро превратится в пар при падении давления в реакторе, унося скрытую теплоту испарения и обеспечивая охлаждение всего реактора. Системы САОЗ низкого давления повторно затопят активную зону до окончания аварийной продувки, гарантируя, что активная зона будет сохранять достаточное охлаждение в течение всего события.
Система распыления активной зоны, или система распыления активной зоны низкого давления, предназначена для подавления пара, образующегося в случае серьезной аварии, и для обеспечения адекватного охлаждения активной зоны частично или полностью открытой активной зоны реактора. LPCS может подавать до 48 000 л/мин (12 500 галлонов США/мин) воды в виде потопа из верхней части активной зоны. Система распыления активной зоны разрушает паровые пустоты над активной зоной, помогает снизить давление в реакторе, когда топливо не покрыто, а в случае, если в реакторе произойдет настолько большой разрыв, что уровень воды невозможно поддерживать, распыление активной зоны способно предотвратить повреждение топлива за счет обеспечение надлежащего распыления топлива для удаления остаточного тепла. В более ранних версиях BWR (установки BWR 1 или 2) система LPCS была единственной САОЗ, и активная зона могла адекватно охлаждаться распылением активной зоны, даже если она была полностью открыта. Начиная с дрезденских энергоблоков 2 и 3, система распыления активной зоны была дополнена системами HPCI/LPCI, обеспечивающими 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 степень окисления оболочки в верхней 1/3 активной зоны не превысит 17 % или не выработает 1 % водорода во время LOCA при использовании в сочетании с системой LPCI.
Примечание по версии: В моделях ABWR и (E)SBWR предусмотрены дополнительные системы распыления воды для охлаждения сухого колодца и бассейна подавления.
Впрыск охлаждающей жидкости под низким давлением — это аварийный режим 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 в реактор до 150 000 л/мин (40 000 галлонов США/мин) воды. В сочетании с системой распыления активной зоны LPCI предназначен для быстрого заполнения реактора теплоносителем. Система LPCI была впервые внедрена на дрезденских энергоблоках 2 и 3. Система LPCI также может использовать теплообменники RHR для отвода остаточного тепла из реактора и охлаждения защитной оболочки до холодных условий. Ранние версии системы LPCI впрыскивались через контуры рециркуляции или в сливную камеру. В более поздних версиях BWR точка впрыска была перемещена непосредственно внутрь кожуха активной зоны, чтобы минимизировать время повторного затопления активной зоны, что существенно снизило пиковые температуры реактора во время LOCA.
Примечание по версии: ABWR заменяют LPCI на установку заводнения керна низкого давления (LPCF), которая работает по аналогичным принципам. (E)SBWR заменяют LPCI на DPVS/PCCS/GDCS, как описано ниже.
(E)SBWR имеет дополнительную САОЗ, которая является полностью пассивной, совершенно уникальной и значительно улучшает глубокоэшелонированную защиту . Эта система активируется, когда уровень воды внутри корпуса реактора достигает уровня 1. В этот момент запускается таймер обратного отсчета.
В верхней части корпуса реактора расположено несколько больших клапанов сброса давления. Они составляют ДПВС. Это дополнительная возможность к ADS, которая также включена в (E)SBWR. DPVS состоит из восьми таких клапанов: четыре на главных паропроводах, которые при срабатывании выходят в сухой колодец, и четыре, выходящих непосредственно в мокрый колодец.
Если уровень 1 не будет повторно погружен в воду в течение 50 секунд после начала обратного отсчета, DPVS сработает и быстро выпустит пар, содержащийся в корпусе реактора под давлением, в сухой колодец. Это приведет к увеличению объема воды внутри корпуса реактора (из-за падения давления), что увеличит количество воды, доступной для охлаждения активной зоны. Кроме того, разгерметизация снижает температуру насыщения, улучшая отвод тепла за счет фазового перехода. (Фактически, как ESBWR , так и ABWR спроектированы так, что даже в максимально возможных аварийных ситуациях активная зона никогда не теряет слой водного теплоносителя.)
Если уровень 1 все еще не погружен в воду в течение 100 секунд после срабатывания DPVS, сработают клапаны GDCS. GDCS представляет собой серию очень больших резервуаров для воды, расположенных над корпусом реактора и сбоку от него внутри сухого колодца. Когда эти клапаны срабатывают, GDCS напрямую подключается к корпусу реактора. Еще через примерно 50 секунд разгерметизации давление внутри GDCS сравняется с давлением корпуса корпуса и сухого колодца, и вода из GDCS начнет поступать в корпус корпуса.
Вода внутри корпуса реактора превратится в пар из-за остаточного тепла, и естественная конвекция заставит ее подняться вверх, в сухой отсек, в узлы трубопроводов в потолке, по которым пар будет поступать в четыре больших теплообменника – систему пассивного сдерживания охлаждения ( PCCS) – расположен над сухим колодцем – в глубоких водоемах. Пар охлаждается и снова конденсируется в жидкую воду. Жидкая вода будет стекать из теплообменника обратно в бассейн GDCS, где она может течь обратно в корпус корпуса, чтобы компенсировать дополнительную воду, кипящую за счет остаточного тепла. Кроме того, если линии GDCS порвутся, форма корпуса корпуса и сухого отсека приведет к образованию «озера» жидкой воды, которое затопит нижнюю часть корпуса корпуса (и активную зону внутри).
Воды достаточно для охлаждения теплообменников PCCS в течение 72 часов. На этом этапе все, что необходимо сделать, — это повторно заполнить бассейны, охлаждающие теплообменники PCCS, что является сравнительно тривиальной операцией, выполнимой с помощью переносного пожарного насоса и шлангов.
SLCS является резервной системой защиты реактора. В случае, если RPS по какой-либо причине не может остановить реактор, SLCS впрыскивает жидкий раствор бора в корпус реактора, чтобы привести его в состояние гарантированного останова до превышения любых ограничений защитной оболочки или корпуса реактора. Резервная система управления жидкостью предназначена для подачи эквивалента 86 галлонов в минуту 13%-ного по весу раствора пентабората натрия в 251-дюймовый корпус реактора BWR. [10] SLCS в сочетании с системой альтернативной установки стержня, автоматическим отключением рециркуляционного насоса и действиями оператора вручную по снижению уровня воды в активной зоне гарантируют, что корпус реактора не превысит пределы норм ASME, топливо не пострадает от воздействия активной зоны. разрушающую нестабильность, и защитная оболочка не выходит из строя из-за избыточного давления во время отказа аварийного отключения высокой мощности.
SLCS состоит из резервуара, содержащего борированную воду в качестве поглотителя нейтронов , защищенного взрывооткрывающимися клапанами и резервными насосами, позволяющими впрыскивать борированную воду в реактор при любом давлении внутри; борированная вода остановит реактор и будет поддерживать его в остановленном состоянии. SLCS также можно впрыскивать во время LOCA или разрушения оболочки топлива, чтобы отрегулировать pH разлитого теплоносителя реактора, предотвращая выброс некоторых радиоактивных материалов.
Примечание по версии: SLCS — это система, которую нельзя активировать, если все другие меры не дали результата. В BWR/1 – BWR/6 его активация может нанести значительный ущерб станции, что приведет к выводу из строя старых BWR без полного капитального ремонта. С появлением ABWR и (E)SBWR операторам не придется с такой неохотой активировать SLCS, поскольку эти реакторы имеют систему очистки реакторной воды (RWCS), которая предназначена для удаления бора - как только реактор стабилизируется, Борированная вода внутри корпуса реактора может фильтроваться через эту систему, чтобы быстро удалить содержащиеся в ней растворимые поглотители нейтронов и, таким образом, избежать повреждения внутренних частей установки.
Наивысшей системой безопасности внутри и снаружи каждого BWR являются многочисленные уровни физической защиты, которые одновременно защищают реактор от внешнего мира и защищают внешний мир от реактора.
Существует пять уровней защиты:
Если все возможные меры, препятствующие безопасной эксплуатации и повреждению активной зоны, окажутся неэффективными, защитную оболочку можно будет загерметизировать на неопределенный срок, и это предотвратит любой существенный выброс радиации в окружающую среду практически при любых обстоятельствах.
Как показано в приведенном выше описании систем, конструкция BWR сильно отличается от PWR. В отличие от PWR, который, как правило, имеет весьма предсказуемую конструкцию внешней защитной оболочки (стереотипный купол на цилиндре), защитная оболочка BWR различается по внешней форме, но их внутренние отличия чрезвычайно поразительны по сравнению с PWR. Существует пять основных разновидностей защитной оболочки BWR:
.jpg/1280px-HD.15.021_(11823864885).jpg)
Для работы объекта многие клапаны, входящие и выходящие из защитной оболочки, должны быть открыты. Во время аварии, при которой может произойти выброс радиоактивного материала, эти клапаны должны закрыться, чтобы предотвратить выброс радиоактивного материала или потерю теплоносителя реактора. Система изоляции защитной оболочки отвечает за автоматическое закрытие этих клапанов для предотвращения выброса радиоактивного материала и является важной частью анализа безопасности станции. Система изоляции разделена на группы для основных функций системы. Каждая группа содержит свои собственные критерии для запуска изоляции. Система изоляции аналогична системе защиты реактора тем, что она состоит из нескольких каналов, классифицируется как связанная с безопасностью и требует подтверждающих сигналов от нескольких каналов для обеспечения изоляции системы. Примеры параметров, которые контролируются системой изоляции, включают давление в защитной оболочке, акустическое или термическое обнаружение утечек, перепад потока, высокий расход пара или теплоносителя, низкий уровень воды в реакторе или высокие показатели радиации в здании защитной оболочки или системе вентиляции. Эти сигналы изоляции заблокируют все клапаны в группе после их закрытия, и все сигналы должны быть очищены, прежде чем блокировку можно будет сбросить.
Запорные клапаны состоят из двух последовательно соединенных предохранительных клапанов. Один — внутренний клапан, другой — внешний клапан. Внутренний расположен внутри защитной оболочки, а внешний — сразу за ее пределами. Это обеспечивает резервирование, а также делает систему невосприимчивой к единичному отказу любого привода внутреннего или внешнего клапана или сигнала изоляции. Когда группе подается сигнал изоляции, внутренний и внешний клапаны закрываются. Испытания логики изоляции должны проводиться регулярно и являются частью технических спецификаций каждой установки. Время закрытия этих клапанов является компонентом анализа безопасности каждой установки, а неспособность закрытия в течение анализируемого времени является событием, подлежащим сообщению.
Примеры групп изоляции включают главные паропроводы, систему очистки воды реактора, систему изолирующего охлаждения активной зоны реактора (RCIC), остановочное охлаждение и систему отвода остаточного тепла. Для труб, по которым вода поступает в защитную оболочку, обычно используются два предохранительных обратных клапана вместо клапанов с электроприводом. Эти клапаны также необходимо регулярно проверять, чтобы убедиться, что они действительно герметичны и предотвращают утечку даже при высоком давлении в реакторе.
Во время нормальной работы установки и при нормальных рабочих температурах выделение водорода незначительно. При перегреве ядерного топлива цирконий в оболочке из циркалоя , используемого в твэлах, окисляется в реакции с паром: [11]
При смешивании с воздухом водород легко воспламеняется, а детонация или дефлаграция водорода может привести к повреждению защитной оболочки реактора. В конструкциях реакторов с небольшими объемами защитной оболочки, например, в защитной оболочке Mark I или II, предпочтительным методом управления водородом является предварительная инертизация инертным газом (обычно азотом) для снижения концентрации кислорода в воздухе ниже уровня, необходимого для сжигания водорода, и использование термических рекомбинаторов. Предварительное инертирование считается непрактичным при больших объемах защитной оболочки, где используются термические рекомбинаторы и преднамеренное зажигание. [12] Защитные оболочки Mark III оснащены водородными воспламенителями и смесителями водорода, которые предназначены для предотвращения накопления водорода либо в результате предварительного воспламенения до превышения нижнего предела взрываемости в 4%, либо в результате рекомбинации с кислородом с образованием воды.
Проектная авария (ПБА) на атомной электростанции – это наиболее серьезная из возможных единичных аварий, которую проектировщики станции и регулирующие органы могли разумно ожидать. Это также, по определению, авария, на которую системы безопасности реактора призваны успешно реагировать, даже если она происходит, когда реактор находится в наиболее уязвимом состоянии. DBA для BWR состоит из полного разрыва большой трубы теплоносителя в месте, которое, как считается, подвергает реактор наибольшей опасности повреждения - в частности, для старых BWR (BWR/1-BWR/6) DBA состоит из «гильотинного разрыва» контура теплоносителя одного из рециркуляционных струйных насосов, который находится существенно ниже ватерлинии активной зоны (LBLOCA, большая потеря потери теплоносителя) в сочетании с потерей питательной воды для восполнения кипящей в реакторе воды (LOFW, потеря надлежащей питательной воды) в сочетании с одновременным разрушением региональной энергосистемы, что приводит к потере электропитания некоторых аварийных систем реактора (LOOP, потеря внешнего электроснабжения). BWR спроектирован таким образом, чтобы избежать этой аварии без повреждения активной зоны. [ нужна цитата ]
Описание этой аварии применимо к BWR/4.
Непосредственным результатом такого разрыва (назовем его временем Т+0) будет поток воды под давлением, значительно превышающий точку кипения, вылетающий из сломанной трубы в сухой колодец, давление которого находится при атмосферном давлении. Поскольку этот поток воды превращается в пар, из-за снижения давления и того, что он превышает точку кипения воды при нормальном атмосферном давлении, датчики давления внутри сухого колодца сообщат об аномальном повышении давления внутри него в систему защиты реактора не позднее T +0,3. RPS правильно интерпретирует этот сигнал повышения давления как признак разрыва трубы внутри сухого колодца. В результате RPS немедленно инициирует полную аварийную остановку, закрывает главный паровой запорный клапан (изолируя здание защитной оболочки), отключает турбины, пытается начать раскрутку RCIC и HPCI, используя остаточный пар, и запускает дизельные насосы для LPCI. и КС.
Теперь предположим, что отключение электроэнергии произошло при Т +0,5. РПС находится на плавучем источнике бесперебойного питания , поэтому продолжает функционировать; однако его датчики этого не делают, 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. Электроэнергия будет восстановлена через Т +25 секунд.
Вернемся к активной зоне реактора. Из-за закрытия MSIV (завершения к T +2) волна противодавления ударит по быстро разгерметизирующему корпусу реактора, но это несущественно, поскольку разгерметизация из-за разрыва линии рециркуляции настолько быстрая и полная, что паровых пустот маловероятно. превратиться в жидкую воду. HPCI и RCIC выйдут из строя из-за потери давления пара при общей разгерметизации, но это опять же несущественно, поскольку скорость потока RCIC 2000 л/мин (600 галлонов США/мин), доступная после Т +5, недостаточна для поддержания воды. уровень; и поток HPCI в 19 000 л/мин (5 000 галлонов США/мин), доступный при T +10, не был бы достаточным для поддержания уровня воды, если бы он мог работать без пара. При T +10 температура активной зоны реактора, составляющая примерно 285 °C (545 °F) в эту точку и до нее, начинает расти, поскольку из активной зоны было потеряно достаточно теплоносителя, и в теплоносителе между твэлы и они начинают быстро нагреваться. К Т +12 секундам от начала аварии начинается раскрытие твэлов. Примерно при Т +18 температура в стержнях достигла 540°С (1004°F). Некоторое облегчение наступает при Т +20 или около того, поскольку отрицательный температурный коэффициент и отрицательный коэффициент пустот замедляют скорость повышения температуры. При Т +25 электричество восстанавливается; однако LPCI и CS не будут онлайн до T +40.
При T +40 внутренняя температура составляет 650 ° C (1202 ° F) и постоянно растет; CS и LPCI срабатывают и начинают заливать пар над активной зоной, а затем и над самой активной зоной. Во-первых, сначала необходимо сбить большое количество пара, все еще удерживаемого над и внутри активной зоны, иначе вода превратится в пар еще до того, как попадет на стержни. Это происходит через несколько секунд, когда примерно 200 000 л/мин (3300 л/с, 52 500 галлонов США/мин, 875 галлонов США/с) воды, выделяемой этими системами, начинают охлаждать сначала верхнюю часть активной зоны, при этом LPCI затопляет топливные стержни и CS подавляют генерируемый пар до тех пор, пока примерно при Т +100 секунд все топливо не подвергается затоплению, а последние оставшиеся горячие точки в нижней части активной зоны теперь охлаждаются. Достигнутая пиковая температура составила 900 °C (1650 °F) (значительно ниже максимума в 1200 °C (2190 °F), установленного NRC) в нижней части активной зоны, которая была последней горячей точкой, которая подверглась воздействию. у водного потопа.
Активная зона быстро и полностью охлаждается, а после охлаждения до разумной температуры, ниже той, которая соответствует выработке пара, CS отключается, а объем LPCI уменьшается до уровня, соответствующего поддержанию устойчивой температуры среди топлива. стержни, которые упадут в течение нескольких дней из-за уменьшения тепла распада продуктов деления внутри активной зоны.
Через несколько дней LPCI остаточное тепло уменьшится настолько, что выгрузку топлива из реактора можно будет начать с определенной осторожностью. После выгрузки топлива LPCI может быть отключен. Для ремонта вышедшего из строя контура рециркуляции потребуется длительный период физического ремонта; капитальный ремонт САОЗ; дизельные насосы; и дизель-генераторы; осушить сухой колодец; полностью проверить все системы реактора, привести неконформные системы в соответствие со спецификациями, заменить старые и изношенные детали и т. д. В то же время различные сотрудники лицензиата, работающие рука об руку с ЯРЦ, оценят, какова была непосредственная причина поломки. ; поиск того, какое событие привело к непосредственной причине поломки (первопричины аварии); а затем проанализировать коренные причины и предпринять корректирующие действия на основе обнаруженных коренных причин и непосредственных причин. За этим следует период, чтобы в целом обдумать и проанализировать происшествие, обсудить, какие процедуры сработали, какие нет, и если бы все это произошло снова, что можно было бы сделать лучше и что можно было бы сделать, чтобы гарантировать, что это не сработало. больше не повторится; и записывать полученные уроки для распространения их среди других лицензиатов BWR. Когда это будет выполнено, реактор можно будет дозаправить, возобновить работу и снова начать вырабатывать электроэнергию.
ABWR и ESBWR, самые последние модели BWR, в первую очередь не уязвимы к чему-либо подобному этому инциденту, поскольку у них нет отверстий для проникновения жидкости (труб) ниже, чем на несколько футов выше ватерлинии активной зоны, и, таким образом, Корпус реактора под давлением удерживается в воде так же, как глубокий плавательный бассейн, в случае разрыва линии питательной воды или паропровода. BWR 5 и 6 имеют дополнительную устойчивость, более глубокие уровни воды и гораздо более быстрое время реакции аварийной системы. Обнаружение топливного стержня произойдет ненадолго, но максимальная температура достигнет всего 600 ° C (1112 ° F), что намного ниже предела безопасности NRC.
Согласно отчету Комиссии по ядерному регулированию США о ядерной катастрофе на Фукусиме-дайити , землетрясение и цунами в Тохоку в марте 2011 года , вызвавшие эту катастрофу, были событием «гораздо более серьезным, чем проектная основа для атомной электростанции Фукусима-дайити ». [13] Реакторы на этом заводе были моделями BWR 3 и BWR 4. Их первичные защитные сосуды пришлось затопить морской водой, содержащей борную кислоту, что исключало любое возобновление работы и не предполагалось в сценарии DBA. Кроме того, ничего похожего на химические взрывы, произошедшие на АЭС «Фукусима-дайити» [14], в DBA не предвидели.
До катастрофы на Фукусиме-дайити с BWR не произошло ни одного инцидента, приближающегося по степени тяжести к DBA или даже к LBLOCA . Были незначительные инциденты с САОЗ, но в тех обстоятельствах она сработала на уровне ожиданий или даже превзошла их. Самый серьезный инцидент, который ранее произошел с BWR, произошел в 1975 году из-за пожара, вызванного чрезвычайно легковоспламеняющейся уретановой пеной, установленной вместо огнезащитных материалов на атомной электростанции Браунс-Ферри ; на короткое время оборудование для мониторинга диспетчерской было отключено от реактора, но реактор успешно остановился и по состоянию на 2009 год все еще производит электроэнергию для администрации долины Теннесси , не получив никаких повреждений систем внутри защитной оболочки. Пожар не имел ничего общего с конструкцией BWR – он мог произойти на любой электростанции, а уроки, извлеченные из этого инцидента, привели к созданию отдельной резервной станции управления, разделению электростанции на пожарные зоны и четкому документированные комплекты оборудования, которые будут доступны для остановки реакторной установки и поддержания ее в безопасном состоянии в случае возникновения наихудшего пожара в какой-либо одной пожарной зоне. Эти изменения были модернизированы на всех существующих атомных электростанциях США и большинства западных стран и с этого момента встроены в новые станции.
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 ядерной аварии на Фукусиме-1 . [15] По данным Института ядерной энергии: «Совпадающая долгосрочная потеря электроснабжения как на площадке, так и за ее пределами в течение длительного периода времени является запроектным событием для первичной защитной оболочки любой действующей атомной электростанции. ". [16]
Реакторы остановились по проекту после землетрясения. Однако цунами вывело из строя четыре из шести комплектов распределительного устройства и все резервные дизельные генераторы, кроме трех, которые приводили в действие системы аварийного охлаждения и насосы. Насосы были предназначены для циркуляции горячей жидкости из реактора для охлаждения в водяной скважине, но только энергоблоки 5 и 6 имели какую-либо мощность. Активные зоны реакторов 1, 2 и 3 перегрелись и расплавились. Радиоактивность попала в воздух, когда топливные стержни были повреждены из-за перегрева из-за воздействия воздуха, когда уровень воды упал ниже безопасного уровня. В качестве экстренной меры операторы прибегли к использованию пожарных машин и утилизированных автомобильных аккумуляторов для закачки морской воды в сухой колодец для охлаждения реакторов, но добились лишь периодического успеха, и три активных зоны перегрелись. Реакторы 1–3 и, по некоторым данным, 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 экстренной меры вертолеты попытались сбросить воду из океана на открытые крыши. Позже воду из пожарных машин разбрызгали на крышу третьего реактора. Для закачки воды в бассейн отработанного топлива на четвертом энергоблоке использовался бетононасос.
По данным NISA , в первые дни в результате аварии было выброшено до 10 петабеккерелей радиоактивного йода-131 в час, а всего до 630 ПБк, что составляет примерно одну восьмую от 5200 ПБк, выброшенных в Чернобыле. [18]
СМИ, связанные со схемами реактора с кипящей водой, на Викискладе?