Система безопасности ядерного реактора

Три основные цели систем безопасности ядерного реактора , определенные Комиссией по ядерному регулированию США , заключаются в остановке реактора, поддержании его в остановленном состоянии и предотвращении выброса радиоактивного материала. ^[1]

Система защиты реактора (СЗР)

Система защиты реактора предназначена для немедленного прекращения ядерной реакции. Разрыв ядерной цепной реакции устраняет источник тепла. Затем можно использовать другие системы для удаления остаточного тепла из активной зоны. Все атомные станции имеют ту или иную систему защиты реактора.

Стержни управления

Стержни управления — это серия стержней, которые можно быстро вставить в активную зону реактора для поглощения нейтронов и быстрого прекращения ядерной реакции. ^[2] Обычно они состоят из актинидов , лантаноидов , переходных металлов и бора . ^[3] в различных сплавах со структурной основой, например, в стали. Помимо поглощения нейтронов, используемые сплавы также должны иметь по крайней мере низкий коэффициент теплового расширения, чтобы они не заклинивали при высоких температурах, и они должны быть самосмазывающимися металл по металлу, поскольку при таких температурах они должны быть самосмазывающимися. из-за активных зон ядерных реакторов масляная смазка испортилась бы слишком быстро.

Безопасный впрыск/резервный контроль жидкости

Реакторы с кипящей водой способны полностью заблокировать реактор с помощью стержней управления. ^[2] В случае аварии с потерей теплоносителя (LOCA) потери воды в системе охлаждения первого контура могут быть компенсированы закачиванием обычной воды в контур охлаждения. С другой стороны, резервная система жидкостного управления (SLC) (SLCS) состоит из раствора, содержащего борную кислоту , которая действует как нейтронный яд и быстро затопляет активную зону в случае проблем с остановкой цепной реакции. ^[4]

Реакторы с водой под давлением также могут полностью заглушить реактор с помощью стержней управления. В реакторах PWR также используется борная кислота для точной регулировки уровня мощности или реактивности реактора с помощью системы контроля химических веществ и объема (CVCS). ^[5] В случае LOCA реакторы PWR имеют три источника резервной охлаждающей воды: впрыск под высоким давлением (HPI), впрыск под низким давлением (LPI) и резервуары для затопления активной зоны (CFT). ^[6] Все они используют воду с высокой концентрацией бора.

Основная система технической воды

В системе технической технической воды (ESWS) циркулирует вода, которая охлаждает теплообменники и другие компоненты установки перед рассеиванием тепла в окружающую среду. Поскольку сюда входит охлаждение систем, отводящих остаточное тепло как от основной системы, так и от прудов-охладителей отработавших топливных стержней , ESWS является критически важной с точки зрения безопасности системой. ^[7] Поскольку вода часто забирается из соседней реки, моря или другого большого водоема, система может быть загрязнена водорослями, морскими организмами, нефтяным загрязнением, льдом и мусором. ^[7]^[8] В местах, где нет большого водоема для рассеивания тепла, вода рециркулируется через градирню .

Выход из строя половины насосов ESWS был одним из факторов, поставивших под угрозу безопасность во время наводнения на атомной электростанции Блайайс в 1999 году . ^[9]^[10] в то время как полная потеря произошла во время ядерных аварий на Фукусиме-1 и Фукусиме-2 в 2011 году. ^[10]^[11]

Системы аварийного охлаждения активной зоны

Системы аварийного охлаждения активной зоны (САОЗ) предназначены для безопасной остановки ядерного реактора в аварийных условиях. САОЗ позволяет станции реагировать на различные аварийные ситуации (например, LOCA ) и дополнительно обеспечивать резервирование, чтобы станцию можно было остановить даже в случае отказа одной или нескольких подсистем. На большинстве предприятий САОЗ состоит из следующих систем:

Система впрыска охлаждающей жидкости под высоким давлением

Система впрыска охлаждающей жидкости под высоким давлением (HPCI) состоит из насоса или насосов, которые имеют достаточное давление для впрыска охлаждающей жидкости в корпус реактора, пока он находится под давлением. Он предназначен для контроля уровня теплоносителя в корпусе реактора и автоматического впрыска теплоносителя при падении уровня ниже порогового значения. Эта система обычно является первой линией защиты реактора, поскольку ее можно использовать, пока корпус реактора все еще находится под высоким давлением.

Автоматическая система разгерметизации

Система автоматической разгерметизации (ADS) состоит из ряда клапанов, которые открываются для выпуска пара на несколько футов под поверхность большого резервуара с жидкой водой (известного как водонапорный колодец или тор) в защитной оболочке типа подавления давления (обычно используемой в реакторах с кипящей водой). конструкции) или непосредственно в конструкцию первичной защитной оболочки в других типах защитной оболочки, например, в больших сухих защитных оболочках или защитных оболочках с ледяным конденсатором (обычно используемых в конструкциях водо-водяных реакторов). Приведение в действие этих клапанов разгерметизирует корпус реактора и позволяет функционировать системам впрыска теплоносителя с более низким давлением, которые имеют очень большие мощности по сравнению с системами высокого давления. Некоторые системы сброса давления работают автоматически, в то время как другие могут потребовать, чтобы операторы активировали их вручную. В реакторах с водой под давлением с большими защитными оболочками сухого или ледяного конденсатора клапаны системы называются предохранительными клапанами с пилотным управлением .

Система впрыска охлаждающей жидкости под низким давлением

LPCI — это аварийная система, состоящая из насоса, который впрыскивает теплоноситель в корпус реактора после сброса давления в нем. На некоторых атомных электростанциях LPCI — это режим работы системы отвода остаточного тепла, также известный как RHR или RHS, но обычно называемый LPCI. Это также не отдельный клапан или система.

Система распыления активной зоны (только в BWR)

В этой системе используются барботеры (трубы, оснащенные множеством небольших распылительных форсунок) внутри корпуса реактора для распыления воды непосредственно на топливные стержни, подавляя образование пара. Конструкции реакторов могут включать распыление активной зоны в режимах высокого и низкого давления.

Система защитного распыления

Эта система состоит из ряда насосов и барботеров, которые распыляют охлаждающую жидкость в верхнюю часть конструкции первичной защитной оболочки. Он предназначен для конденсации пара в жидкость внутри конструкции первичной защитной оболочки, чтобы предотвратить избыточное давление и перегрев, которые могут привести к утечке с последующей непроизвольной разгерметизацией.

Изолированная система охлаждения

Эта система часто приводится в действие паровой турбиной, чтобы обеспечить достаточное количество воды для безопасного охлаждения реактора, если здание реактора изолировано от зданий управления и турбины. Охлаждающие насосы с приводом от паровой турбины и пневматическим управлением могут работать на регулируемой скорости с механическим управлением, без питания от аккумулятора, аварийного генератора или внешней электроэнергии. Изолирующая система охлаждения представляет собой защитную систему от состояния, известного как отключение электроэнергии на станции. Эта система не является частью САОЗ и не имеет функции аварийной сигнализации из-за низкого уровня охлаждающей жидкости. В реакторах с водой под давлением эта система действует во вторичном контуре охлаждения и называется вспомогательной системой питательной воды с турбинным приводом .

Аварийные электрические системы

В нормальных условиях атомные электростанции получают электроэнергию от генератора. Однако во время аварии станция может потерять доступ к этому источнику питания, и, таким образом, ей может потребоваться вырабатывать собственную электроэнергию для питания своих аварийных систем. Эти электрические системы обычно состоят из дизельных генераторов и аккумуляторов .

Дизельные генераторы

Дизельные генераторы используются для обеспечения электроснабжения объекта во время чрезвычайных ситуаций. Обычно они имеют такой размер, что один может обеспечить всю необходимую мощность для отключения объекта во время чрезвычайной ситуации. На объектах имеется несколько генераторов для резервирования. Кроме того, системы, необходимые для остановки реактора, имеют отдельные источники электроэнергии (часто отдельные генераторы), поэтому они не влияют на возможность останова.

Маховики мотор-генератора

Потеря электропитания может произойти внезапно и привести к повреждению или повреждению оборудования. Чтобы предотвратить повреждение, мотор-генераторы можно привязать к маховикам , которые могут обеспечить бесперебойное электроснабжение оборудования в течение короткого периода времени. Часто они используются для обеспечения электроэнергией до тех пор, пока электроснабжение установки не будет переключено на батареи и/или дизель-генераторы.

Батареи

Батареи часто образуют последнюю резервную резервную электрическую систему, а также способны обеспечить достаточную электроэнергию для остановки установки.

Системы локализации

Системы локализации предназначены для предотвращения выброса радиоактивных материалов в окружающую среду.

Оболочка топливного бака

Оболочка твэла является первым слоем защиты ядерного топлива и предназначена для защиты топлива от коррозии, которая может привести к распространению топливного материала по контуру теплоносителя реактора. В большинстве реакторов он имеет форму герметичного металлического или керамического слоя. реактора Он также служит для улавливания продуктов деления, особенно тех, которые находятся в газообразном состоянии при рабочей температуре , таких как криптон , ксенон и йод . Облицовка не является защитой и должна быть разработана таким образом, чтобы поглощать как можно меньше излучения. По этой причине используются такие материалы, как магний и цирконий, из-за их низких захвата нейтронов сечений .

Корпус реактора

Корпус реактора представляет собой первый слой защиты вокруг ядерного топлива и обычно предназначен для улавливания большей части радиации, выделяющейся во время ядерной реакции. Корпус реактора также рассчитан на выдерживание высокого давления.

Первичная защита

Первичная система защитной оболочки обычно состоит из большой металлической и/или бетонной конструкции (часто цилиндрической или колбовидной), в которой находится корпус реактора. В большинстве реакторов он также содержит радиоактивно загрязненные системы. Система первичной защитной оболочки спроектирована так, чтобы выдерживать сильное внутреннее давление, возникающее в результате утечки или преднамеренной разгерметизации корпуса реактора.

Вторичная защита

Некоторые заводы имеют вторичную систему защиты, которая включает в себя первичную систему. Это очень распространено в реакторах BWR, поскольку большинство паровых систем, включая турбину, содержат радиоактивные материалы.

Улавливание керна

В случае полного расплавления топливо, скорее всего, окажется на бетонном полу здания первичной защитной оболочки. Бетон может выдерживать большое количество тепла, поэтому толстый плоский бетонный пол в первичной защитной оболочке часто будет достаточной защитой от так называемого китайского синдрома . На Чернобыльской АЭС не было защитной оболочки, но в конечном итоге активная зона была остановлена бетонным фундаментом. Из-за опасений, что керн расплавится сквозь бетон, было изобретено « устройство для улавливания керна », и под заводом быстро вырыли шахту с намерением установить такое устройство. Устройство содержит некоторое количество металла, предназначенное для плавления, разжижения кориума и увеличения его теплопроводности; разбавленную металлическую массу можно было затем охладить водой, циркулирующей в полу. Сегодня все новые реакторы российской конструкции оборудованы ловушками активной зоны в нижней части защитной оболочки. ^[12]

Реакторы AREVA EPR , SNR-300, SWR1000, ESBWR и Atmea I имеют ловушки активной зоны. ^{[ нужна ссылка ]}

ABWR бетонного пола , имеет толстый слой базальтового специально предназначенный для фиксации ядра. ^[13]

Резервная газоочистка

Резервная система подготовки газа (СГТС) является частью вторичной системы защитной оболочки. Система SGTS фильтрует и перекачивает воздух из вторичной защитной оболочки в окружающую среду и поддерживает отрицательное давление внутри вторичной защитной оболочки, чтобы ограничить выброс радиоактивного материала.

Каждая линия SGTS обычно состоит из туманоуловителя/фильтра грубой очистки; электрический обогреватель; предфильтр; два абсолютных ( HEPA ) фильтра; фильтр с активированным углем ; вытяжной вентилятор; и связанные с ними клапаны, воздуховоды, заслонки, контрольно-измерительные приборы и средства управления. Сигналы, которые отключают систему SGTS, зависят от станции; однако автоматические отключения обычно связаны с электрическими нагревателями и высокой температурой в угольных фильтрах.

Вентиляция и радиационная защита

В случае радиоактивного выброса на большинстве заводов имеется система, предназначенная для удаления радиоактивности из воздуха, чтобы уменьшить воздействие выброса радиоактивности на сотрудников и население. Эта система обычно состоит из вентиляции защитной оболочки, которая удаляет радиоактивность и пар из первичной защитной оболочки. Вентиляция диспетчерской обеспечивает защиту операторов установки. Эта система часто состоит из фильтров с активированным углем , которые удаляют радиоактивные изотопы из воздуха.

См. также

Ссылки

^ «Глоссарий: Безопасность» . Проверено 20 марта 2011 г.
^ Перейти обратно: ^а ^б Ябсен, Феликс С. (10 мая 1967 г.). «Контроллер стержня ядерного реактора» (PDF) . п. 3 . Проверено 4 июня 2019 г. ^{[ постоянная мертвая ссылка ]}
^ Фишер, Джон Р. (8 июля 1968 г.). «Стержень управления ядерным реактором» (PDF) . п. 7 . Проверено 4 июня 2019 г.
^ Фенсин, МЛ. «Оптимальные стратегии проектирования топлива реактора с кипящей водой для улучшения останова реактора с помощью резервной системы управления жидкостью» (PDF) . Университет Флориды. стр. 24–25. Архивировано из оригинала (PDF) 4 июля 2021 года . Проверено 4 июня 2019 г.
^ Коркоран, WR; Финникум, диджей; Хаббард, Франция III; Мьюзик, ЧР; Уолцер, П.Ф. (май 1980 г.). «Роль оператора и функции безопасности» (PDF) . п. 5 . Проверено 4 июня 2019 г.
^ Карлтон, Джеймс Д.; Кейн, Эдвард Р.; Паресе, Мартин В. (15 ноября 1993 г.). «Способ и система аварийного охлаждения активной зоны» (PDF) . стр. 1, 7 . Проверено 4 июня 2019 г.
^ Перейти обратно: ^а ^б Отчет о безопасности перед началом строительства — подраздел 9.2 — Системы водоснабжения. Архивировано 19 октября 2022 г. в Wayback Machine AREVA NP / EDF, опубликовано 29 июня 2009 г., по состоянию на 23 марта 2011 г.
^ Есть вода? Архивировано 24 апреля 2014 г. в Wayback Machine , опубликовано в октябре 2007 г., по состоянию на 23 марта 2011 г. Союзе обеспокоенных ученых
^ Общие результаты и выводы переоценки наводнений на французских и немецких атомных электростанциях. Архивировано 6 октября 2011 г. в Wayback Machine. Дж. М. Маттеи, Э. Виал, В. Ребур, Х. Лимерсдорф, М. Тюршманн, Eurosafe Forum 2001. , опубликовано в 2001 г., по состоянию на 21 марта 2011 г.
^ Перейти обратно: ^а ^б Великий урок, который Франция должна извлечь из Фукусимы. Архивировано 29 октября 2012 г. на сайте Wayback Machine Deciphering Fukushima, опубликовано 8 марта 2011 г., по состоянию на 8 мая 2012 г.
^ «Взгляд на инженерные проблемы Фукусимы» . Мировые ядерные новости . 18 марта 2011 года . Проверено 19 марта 2011 г.
^ Атомная промышленность в России продает безопасность, чему научил Чернобыль.
^ «Детерминистические оценки 19E-1 RS-5146900 Ред. 0 Документ управления проектированием/Уровень 2» (PDF) . Для нижнего пола сухого колодца был принят базальтовый бетон с содержанием карбоната кальция примерно 4 мас.%.

Стандарты

Американский национальный стандарт, ANSI N18.2, «Критерии ядерной безопасности для проектирования стационарных реакторов с водой под давлением», август 1973 г.
IEEE 279, «Критерии систем защиты атомных электростанций».

[1] «Глоссарий: Безопасность» . Проверено 20 марта 2011 г.

[Jabsen-2] Перейти обратно: ^а ^б Ябсен, Феликс С. (10 мая 1967 г.). «Контроллер стержня ядерного реактора» (PDF) . п. 3 . Проверено 4 июня 2019 г. ^{[ постоянная мертвая ссылка ]}

[Fisher-3] Фишер, Джон Р. (8 июля 1968 г.). «Стержень управления ядерным реактором» (PDF) . п. 7 . Проверено 4 июня 2019 г.

[Fensin-4] Фенсин, МЛ. «Оптимальные стратегии проектирования топлива реактора с кипящей водой для улучшения останова реактора с помощью резервной системы управления жидкостью» (PDF) . Университет Флориды. стр. 24–25. Архивировано из оригинала (PDF) 4 июля 2021 года . Проверено 4 июня 2019 г.

[Corcoran-5] Коркоран, WR; Финникум, диджей; Хаббард, Франция III; Мьюзик, ЧР; Уолцер, П.Ф. (май 1980 г.). «Роль оператора и функции безопасности» (PDF) . п. 5 . Проверено 4 июня 2019 г.

[Carlton-6] Карлтон, Джеймс Д.; Кейн, Эдвард Р.; Паресе, Мартин В. (15 ноября 1993 г.). «Способ и система аварийного охлаждения активной зоны» (PDF) . стр. 1, 7 . Проверено 4 июня 2019 г.

[pcsr-09-06-29-7] Перейти обратно: ^а ^б Отчет о безопасности перед началом строительства — подраздел 9.2 — Системы водоснабжения. Архивировано 19 октября 2022 г. в Wayback Machine AREVA NP / EDF, опубликовано 29 июня 2009 г., по состоянию на 23 марта 2011 г.

[8] Есть вода? Архивировано 24 апреля 2014 г. в Wayback Machine , опубликовано в октябре 2007 г., по состоянию на 23 марта 2011 г. Союзе обеспокоенных ученых

[eurosafe-2001-9] Общие результаты и выводы переоценки наводнений на французских и немецких атомных электростанциях. Архивировано 6 октября 2011 г. в Wayback Machine. Дж. М. Маттеи, Э. Виал, В. Ребур, Х. Лимерсдорф, М. Тюршманн, Eurosafe Forum 2001. , опубликовано в 2001 г., по состоянию на 21 марта 2011 г.

[deciphering-fukushima-10] Перейти обратно: ^а ^б Великий урок, который Франция должна извлечь из Фукусимы. Архивировано 29 октября 2012 г. на сайте Wayback Machine Deciphering Fukushima, опубликовано 8 марта 2011 г., по состоянию на 8 мая 2012 г.

[wnn-2011-03-18-11] «Взгляд на инженерные проблемы Фукусимы» . Мировые ядерные новости . 18 марта 2011 года . Проверено 19 марта 2011 г.

[12] Атомная промышленность в России продает безопасность, чему научил Чернобыль.

[13] «Детерминистические оценки 19E-1 RS-5146900 Ред. 0 Документ управления проектированием/Уровень 2» (PDF) . Для нижнего пола сухого колодца был принят базальтовый бетон с содержанием карбоната кальция примерно 4 мас.%.

[1]

[2]

[3]

[4]

[5]

[6]

[7]

[8]

[9]

[10]

[11]

[12]

[13]