Здание защитной оболочки представляет собой армированную стальную , бетонную или свинцовую конструкцию, окружающую ядерный реактор . Он предназначен в любой аварийной ситуации для сдерживания выхода радиоактивного пара или газа при максимальном давлении в диапазоне от 275 до 550 кПа (от 40 до 80 фунтов на квадратный дюйм ) . Защитная оболочка является четвертым и последним барьером на пути радиоактивного выброса (часть стратегии глубокоэшелонированной защиты ядерного реактора ), первым из которых является сама топливная керамика , вторым - металлические оболочки топливных трубок, третьим - корпус реактора и система теплоносителя . [2]
Каждая атомная станция в Соединенных Штатах спроектирована так, чтобы выдерживать определенные условия, которые в Окончательном отчете по анализу безопасности (FSAR) обозначены как «проектные аварии». FSAR доступен для публичного просмотра, обычно в публичной библиотеке рядом с атомной станцией.
Само здание защитной оболочки обычно представляет собой герметичную стальную конструкцию, окружающую реактор, обычно изолированный от внешней атмосферы. Сталь либо стоит отдельно, либо прикреплена к бетонному противоракетному щите. В Соединенных Штатах конструкция и толщина защитной оболочки и противоракетного щита регулируются федеральными правилами (10 CFR 50.55a) и должны быть достаточно прочными, чтобы выдержать без разрушения удар полностью загруженного пассажирского авиалайнера. [3]
Хотя защитная оболочка играет решающую роль при наиболее тяжелых авариях на ядерных реакторах, она предназначена только для удержания или конденсации пара в краткосрочной перспективе (при авариях с крупными разрушениями), а долгосрочный отвод тепла по-прежнему должен обеспечиваться другими системами. При аварии на Три-Майл-Айленде граница давления в защитной оболочке сохранялась, но из-за недостаточного охлаждения через некоторое время после аварии операторы намеренно выпустили радиоактивный газ из защитной оболочки, чтобы предотвратить избыточное давление. [4] Это, в сочетании с дальнейшими сбоями, привело к выбросу в атмосферу до 13 миллионов кюри радиоактивного газа во время аварии. [5]
Хотя АЭС «Фукусима-дайити» работала безопасно с 1971 года, землетрясение и цунами, выходившие далеко за пределы проектных норм, привели к выходу из строя сети переменного тока, резервных генераторов и батарей, что привело к сбою всех систем безопасности. Эти системы были необходимы для поддержания охлаждения топлива после остановки реактора. Это приводило к частичному или полному расплавлению твэлов, повреждению бассейнов хранения топлива и зданий, выбросу радиоактивного мусора в окружающую местность, воздух и море, а также к целесообразному использованию пожарных машин и бетононасосов для подачи охлаждающей воды к отработавшему топливу. бассейны и защитная оболочка. Во время инцидента давление внутри защитной оболочки реакторов 1-3 превысило проектные пределы, что, несмотря на попытки снизить давление путем стравливания радиоактивных газов, привело к нарушению защитной оболочки. Утечка водорода из защитной оболочки, смешанная с воздухом, привела к взрывам на энергоблоках № 1, 3 и 4, что осложнило попытки стабилизации реакторов.
Системы защитной оболочки ядерных энергетических реакторов различаются по размеру, форме, используемым материалам и системам подавления. Тип используемой защитной оболочки определяется типом реактора, поколением реактора и потребностями конкретной станции.
Системы пожаротушения имеют решающее значение для анализа безопасности и сильно влияют на размер защитной оболочки. Под подавлением понимается конденсация пара после серьезного перерыва, в результате которого он вышел из системы охлаждения. Поскольку остаточное тепло не уходит быстро, должен быть какой-то долгосрочный метод подавления, но это может быть просто теплообмен с окружающим воздухом на поверхности защитной оболочки. Существует несколько распространенных конструкций, но в целях анализа безопасности защитную оболочку разделяют на «большие сухие», «субатмосферные» или «ледяные конденсаторы».
В случае водо-водяного реактора защитная оболочка также включает в себя парогенераторы и компенсатор давления и представляет собой все здание реактора. Ракетный щит вокруг него обычно представляет собой высокое цилиндрическое или куполообразное здание. Защитная оболочка PWR обычно имеет большие размеры (до 7 раз больше, чем у BWR), поскольку стратегия защитной оболочки во время проектной аварии с утечкой предполагает обеспечение достаточного объема для расширения паровоздушной смеси, образующейся в результате аварии с потерей теплоносителя, в ограничение предельного давления (движущей силы утечки), достигаемого в здании защитной оболочки.
Ранние конструкции, включая Siemens, Westinghouse и Combustion Engineering, имели в основном жестяную форму, построенную из железобетона. Поскольку бетон имеет очень хорошую прочность на сжатие по сравнению с растяжением, это логичная конструкция для строительных материалов, поскольку чрезвычайно тяжелая верхняя часть защитной оболочки оказывает большую направленную вниз силу, которая предотвращает некоторое растягивающее напряжение, если давление защитной оболочки внезапно возрастет. По мере развития конструкций реакторов также было построено множество конструкций защитной оболочки почти сферической формы для PWR. В зависимости от используемого материала это наиболее логичная конструкция, поскольку сфера является лучшей структурой для простого сдерживания большого давления. Большинство современных конструкций PWR представляют собой комбинацию этих двух элементов: цилиндрическую нижнюю часть и полусферическую верхнюю часть.
Современные конструкции также в большей степени сместились в сторону использования стальных защитных конструкций. В некоторых случаях сталь используется для облицовки внутренней части бетона, что повышает прочность обоих материалов в гипотетическом случае, когда защитная оболочка оказывается под высоким давлением. Тем не менее, другие новые конструкции требуют как стальной, так и бетонной защитной оболочки - которая на протяжении десятилетий используется в нынешних немецких конструкциях PWR - в частности, AP1000 и Европейский реактор под давлением планируют использовать обе; что обеспечивает защиту от ракет за счет внешнего бетона и способность выдерживать давление за счет внутренней стальной конструкции. В AP1000 предусмотрены вентиляционные отверстия в нижней части бетонной конструкции, окружающей стальную конструкцию, исходя из логики, что это поможет перемещать воздух по стальной конструкции и охлаждать защитную оболочку в случае крупной аварии (аналогично тому, как работает градирня) . ).
В отношении защитной оболочки российский реактор ВВЭР -1000 в основном такой же, как и другие современные реакторы PWR, поскольку сам по себе является PWR. Однако тип ВВЭР-440 имеет значительно более уязвимую защитную оболочку в виде так называемого барботажного конденсатора с относительно низким расчетным давлением.
Легководные графитовые реакторы строились только в СССР. В проектах РБМК использовались конструкции, подобные вторичной защитной оболочке, но верхняя плита реактора была частью защитной конструкции. Во время чернобыльской катастрофы в 1986 году плита испытала давление, превышающее прогнозируемые пределы, и поднялась вверх.
В BWR стратегия сдерживания немного другая. Защитная оболочка реактора BWR состоит из сухого колодца, в котором расположен реактор и связанное с ним охлаждающее оборудование, и влажного колодца. Сухой отсек намного меньше защитной оболочки PWR и играет более важную роль. Во время проектной аварии с теоретической утечкой теплоноситель реактора превращается в пар в сухом блоке, быстро создавая в нем давление. Вентиляционные трубы или трубки из сухого колодца направляют пар ниже уровня воды, поддерживаемого в влажном колодце (также известном как тор или бассейн подавления), конденсируя пар, ограничивая в конечном итоге достигнутое давление. И сухой, и мокрый колодцы окружены зданием вторичной защитной оболочки, в котором во время нормальной эксплуатации и операций по дозаправке поддерживается небольшое давление ниже атмосферного или отрицательное.
Общие конструкции защитной оболочки обозначаются названиями Mark I, Mark II и Mark III. Mark I - самый старый, отличающийся сухим колодцем, напоминающим перевернутую лампочку, над водяным колодцем, который представляет собой стальной тор, содержащий воду. Mark II использовался с поздними реакторами BWR-4 и BWR-5. Это называется конфигурацией «сверху-под», когда сухой колодец образует усеченный конус на бетонной плите. Ниже представлена цилиндрическая камера подавления, сделанная из бетона, а не из листового металла. В обоих используется легкая стальная или бетонная «вторичная оболочка» над верхним этажом, в которой поддерживается небольшое отрицательное давление, чтобы можно было фильтровать воздух. Верхний уровень представляет собой большое открытое пространство с мостовым краном, подвешенным между двумя длинными стенами, для перемещения контейнеров с тяжелым топливом с первого этажа, а также удаления/замены оборудования из реактора и реакторной скважины. Колодец реактора может быть затоплен и окружен бассейнами, разделенными воротами с обеих сторон для хранения оборудования реактора, обычно размещаемого над топливными стержнями, а также для хранения топлива. Платформа заправки имеет специальную телескопическую мачту для точного подъема и опускания тепловыделяющих сборок через «скотоход» в зону активной зоны реактора. [6] В Mark III используется бетонный купол, что-то вроде PWR, и имеется отдельное здание для хранения использованных топливных стержней на другом уровне пола. Все три типа также используют большой объем воды в бассейнах гашения для гашения пара , выбрасываемого из реакторной системы во время переходных процессов.
Защитная оболочка Mark I использовалась в тех реакторах на АЭС Фукусима-1, которые были вовлечены в ядерные аварии на Фукусиме-1 . На объекте произошло сочетание двух запроектных событий: мощного землетрясения, которое могло повредить трубопроводы и конструкции реактора, и 15-метрового цунами, которое разрушило топливные баки, генераторы и проводку, что привело к выходу из строя резервных генераторов и аккумуляторной батареи. Насосы с электроприводом также в конечном итоге вышли из строя. Недостаточное охлаждение и выход из строя насосов, необходимых для восстановления воды, потерянной при выкипании, привели к частичному или, возможно, полному расплавлению твэлов, полностью обнаженных водой. Это привело к выбросам значительного количества радиоактивных материалов в воздух и море, а также взрывам водорода. Тонкая вторичная защитная оболочка не была рассчитана на то, чтобы выдерживать взрывы водорода, и в результате взрыва или разрушения крыш и стен, а также разрушения всего оборудования на заправочной площадке, включая краны и заправочную платформу. На энергоблоке 3 произошел особенно впечатляющий взрыв, в результате которого образовался шлейф обломков высотой более 300 м, что привело к обрушению северной части верхнего этажа и деформации бетонных колонн на его западной стороне, как это видно на аэрофотоснимках. Хотя они были оснащены модифицированными усиленными вентиляционными системами для отвода водорода в выхлопные трубы, без энергии они, возможно, были неэффективны. Еще до инцидента на Фукусиме систему сдерживания Марка I критиковали за то, что она с большей вероятностью выйдет из строя во время отключения электроэнергии. [7] [8]
Издалека конструкция BWR сильно отличается от конструкции PWR, поскольку обычно для вторичной защитной оболочки используется квадратное здание. Кроме того, поскольку через турбины и реактор проходит только один контур, а пар, проходящий через турбины, также радиоактивный, машинное здание также должно быть значительно экранировано. В результате образуются два здания одинаковой конструкции: в более высоком расположен реактор, а в длинном — машинный зал и опорные конструкции.
На электростанциях CANDU , названных в честь изобретенной в Канаде конструкции дейтерий-уран, используется более широкий спектр конструкций защитной оболочки и систем подавления, чем на других конструкциях электростанций. Из-за особенностей конструкции активной зоны размер защитной оболочки для той же номинальной мощности часто больше, чем для типичного PWR, но многие инновации снизили это требование.
Многие многоблочные станции CANDU используют вакуумное здание, оборудованное распылением воды . Все отдельные блоки CANDU на площадке соединены с этим вакуумным зданием большим каналом сброса давления, который также является частью защитной оболочки. Вакуумное здание быстро втягивает и конденсирует любой пар из постулируемого разрыва, позволяя давлению в реакторном здании вернуться к субатмосферным условиям. Это сводит к минимуму любые возможные выбросы продуктов ядерного деления в окружающую среду. [9]
Кроме того, существовали аналогичные конструкции, в которых используется двойная защитная оболочка , в которой защитная оболочка из двух блоков соединена, что позволяет увеличить объем защитной оболочки в случае какого-либо серьезного инцидента. Это было впервые реализовано в одном индийском проекте HWR, в котором были реализованы двойной блок и пул подавления.
Однако самые последние разработки CANDU требуют наличия одной обычной сухой защитной оболочки для каждого блока. [10]
В Соединенных Штатах раздел 10 Свода федеральных правил, часть 50, приложение A, «Общие критерии проектирования» (GDC 54-57) или какая-либо другая основа проектирования обеспечивает основные критерии проектирования для изоляции линий, проходящих через защитную стену. Каждая большая труба, проходящая через защитную оболочку, например паропроводы , имеет запорные клапаны , конфигурация которых разрешена Приложением А; обычно два клапана. [11] Для линий меньшего размера: одна внутри и одна снаружи. Для больших линий высокого давления достаточно места для предохранительных клапанов и соображения технического обслуживания вынуждают проектировщиков устанавливать запорные клапаны рядом с местом выхода линий из защитной оболочки. В случае утечки в трубопроводе высокого давления, по которому поступает теплоноситель реактора, эти клапаны быстро закрываются, чтобы предотвратить выход радиоактивности из защитной оболочки. Клапаны на линиях резервных систем, проходящих через защитную оболочку, обычно закрыты. Запорные клапаны защитной оболочки также могут закрываться по ряду других сигналов, таких как высокое давление в защитной оболочке, возникающее во время разрыва линии высокой энергии (например, главных линий пара или питательной воды). Здание защитной оболочки служит для сдерживания пара и результирующего давления, но такой разрыв в водо-водяном реакторе обычно не приводит к радиологическим последствиям.
При нормальной работе защитная оболочка герметична, и доступ осуществляется только через шлюзы морского типа. Высокая температура воздуха и радиация от активной зоны ограничивают время, измеряемое минутами, которое люди могут провести внутри оболочки, пока станция работает на полную мощность. В случае наихудшей аварийной ситуации, называемой в правилах NRC «проектной аварией», защитная оболочка спроектирована таким образом, чтобы изолировать и сдержать расплавление . Резервные системы установлены для предотвращения аварии, но в соответствии с политикой предполагается, что она произойдет, и, следовательно, требуется строительство защитного здания. Для целей проектирования предполагается, что трубопровод корпуса реактора поврежден, что приводит к «LOCA» (аварии с потерей теплоносителя), когда вода из корпуса реактора выбрасывается в атмосферу внутри защитной оболочки и превращается в пар. Возникающее в результате увеличение давления внутри защитной оболочки, которая рассчитана на то, чтобы выдерживать это давление, приводит к включению защитных форсунок («обливающих струй») для конденсации пара и, таким образом, снижения давления. SCRAM («нейтронное отключение» ) срабатывает вскоре после возникновения обрыва. Системы безопасности закрывают второстепенные линии в герметичную защитную оболочку, закрывая запорные клапаны. Системы аварийного охлаждения активной зоны быстро включаются, чтобы охладить топливо и предотвратить его плавление. Точная последовательность событий зависит от конструкции реактора. [12] [13]
Здания защитной оболочки в США подлежат обязательному тестированию условий защитной оболочки и изоляции защитной оболочки в соответствии с 10 CFR, часть 50, Приложение J. Комплексные испытания защитной оболочки на скорость утечки (испытания типа «А» или CILRT) проводятся каждые 15 лет. Испытания на локальную скорость утечки (испытания типа B или типа C или LLRT) проводятся гораздо чаще [ нужна ссылка ] как для выявления возможной утечки при аварии, так и для обнаружения и устранения путей утечки. LLRT проводятся на запорных клапанах защитной оболочки, люках и других приспособлениях, проходящих через защитную оболочку. В соответствии с лицензией на эксплуатацию атомная станция обязана доказывать целостность защитной оболочки перед повторным запуском реактора после каждого останова. Это требование может быть выполнено при наличии удовлетворительных результатов локального или комплексного тестирования (или комбинации того и другого при выполнении ILRT). [14]
В 1988 году Национальная лаборатория Сандиа провела испытание по столкновению реактивного истребителя с большим бетонным блоком на скорости 775 км/ч (482 мили в час). [15] [16] Самолет оставил в бетоне только выбоину глубиной 64 миллиметра (2,5 дюйма). Хотя блок не был построен как противоракетный щит здания защитной оболочки и эксперимент не был предназначен для демонстрации прочности защитной конструкции атомной электростанции, результаты были признаны показательными. Последующее исследование, проведенное EPRI, Научно-исследовательским институтом электроэнергетики , пришло к выводу, что коммерческие авиалайнеры не представляют опасности. [17]
Атомная электростанция Турция-Пойнт пострадала непосредственно от урагана Эндрю в 1992 году. В Турции-Пойнт есть два энергоблока , работающих на ископаемом топливе, и два атомных энергоблока. Был нанесен ущерб на сумму более 90 миллионов долларов, в основном резервуару для воды и дымовой трубе одного из агрегатов, работающих на ископаемом топливе, но здания сдерживания не пострадали. [18] [19]
-2.jpg/1280px-Three_Mile_Island_(color)-2.jpg)
