Система безопасности ядерного реактора

Три основных целя систем безопасности ядерных реакторов , определенных в Комиссии по ядерному регулированию США , заключаются в том, чтобы закрыть реактор, поддерживать его в условиях отключения и предотвратить высвобождение радиоактивного материала. ^{[ 1 ]}

Система защиты реакторов (RPS)

Система защиты реактора предназначена для немедленного прекращения ядерной реакции. Разбивая реакцию ядерной цепи , источник тепла устраняется. Затем можно использовать другие системы для удаления тепла распада из ядра. Все ядерные станции имеют некоторую форму системы защиты реакторов.

Управляющие стержни

Контрольные стержни представляют собой серию стержней, которые могут быть быстро вставлены в сердечнику реактора, чтобы поглощать нейтроны и быстро завершить ядерную реакцию. ^{[ 2 ]} Они обычно состоят из актинидов , лантаноидов , переходных металлов и бора , ^{[ 3 ]} в различных сплавах со структурной поддержкой, такими как сталь. В дополнение к поглощению нейтронов, используемые сплавы также необходимо иметь, по крайней мере, низкий коэффициент теплового расширения, чтобы они не застрелили при высоких температурах, и они должны быть самосмазывающимися металлом на металле, потому что при температурах испытывались с помощью ядерного реактора смазки нефти слишком быстро наклонятся.

Инъекция безопасности / резервное управление жидкостью

Реакторы кипящей воды способны полностью касаться реактора с помощью своих контрольных стержней. ^{[ 2 ]} В случае потери аварии охлаждающей жидкости (LOCA) потери воды в системе первичного охлаждения могут быть компенсированы нормальной водой, перекачиваемой в цепь охлаждения. С другой стороны, резервная система контроля жидкости (SLC) (SLCS) состоит из раствора, содержащего борную кислоту , которая действует как нейтронный яд и быстро затопляет ядро в случае проблем с остановкой цепной реакции. ^{[ 4 ]}

Реакторы с под давлением воды также могут полностью касаться реактора с помощью своих контрольных стержней. PWR также используют борную кислоту, чтобы внести тонкие корректировки на уровень мощности реактора или реакционную способность, используя их систему химического управления и громкости (CVCS). ^{[ 5 ]} В случае Loca PWR имеют три источника резервной охлаждающей воды, инъекцию высокого давления (HPI), инъекцию низкого давления (LPI) и резервуары для затопления ядра (CFT). ^{[ 6 ]} Все они используют воду с высокой концентрацией бора.

Основная система водоснабжения

Основная система водоснабжения (ESW) циркулирует воду, которая охлаждает теплообменники растения и другие компоненты, прежде чем рассеивать тепло в окружающую среду. Поскольку это включает в себя охлаждение систем, которые удаляют тепло распада как из первичной системы, так и из прудов охлаждения отработавшего топлива , ESW-это критическая система безопасности. ^{[ 7 ]} Поскольку вода часто вытягивается из прилегающей реки, моря или другого большого количества воды, система может быть загрязнена морскими водорослями, морскими организмами, загрязнением нефти, льдом и мусором. ^{[ 7 ]}^{[ 8 ]} В местах без большого водоема, в котором можно рассеять тепло, вода рециркулируется через охлаждающую башню .

Отказ половины насосов ESWS был одним из факторов, которые находятся под угрозой безопасности во время наводнения на атомной электростанции Blayais 1999 года . ^{[ 9 ]}^{[ 10 ]} В то время как полная потеря произошла во время ядерных аварий Фукусима I и Фукусимы II в 2011 году. ^{[ 10 ]}^{[ 11 ]}

Системы охлаждения аварийного ядра

Системы охлаждения аварийного ядра (ECCS) предназначены для безопасного закрытия ядерного реактора во время аварии. ECCS позволяет заводу реагировать на различные условия несчастных случаев (например, локасы ) и дополнительно вводить избыточность, чтобы растение можно было закрыть даже при одном или нескольких сбоях подсистемы. На большинстве заводов ECCS состоит из следующих систем:

Система впрыска охлаждающей жидкости высокого давления

Система инъекции охлаждающей жидкости высокого давления (HPCI) состоит из насоса или насосов, которые имеют достаточное давление для введения охлаждающей жидкости в сосуд реактора, пока он дает давление. Он предназначен для мониторинга уровня охлаждающей жидкости в сосуде реактора и автоматически вводить охлаждающую жидкость, когда уровень падает ниже порога. Эта система, как правило, является первой линией защиты для реактора, поскольку ее можно использовать, в то время как сосуд с реактором все еще сильно оказывается под давлением.

Система автоматической депрессии

Система автоматической депрессоризации (ADS) состоит из ряда клапанов, которые открываются для выпуска пар на несколько футов под поверхностью большого бассейна жидкой воды (известной как Wetwell или Torus) в типе подавления давления (обычно используется в кипящей воде реактор. конструкции) или непосредственно в основную структуру содержания в других типах сдерживания, таких как сдерживание с большим сухим или кондизиательством льда (обычно используемые в конструкциях реактора под давлением). Приведение в действие этих клапанов снижает реакторную сосуд и позволяет функционировать системы впрыска охлаждающей жидкости с более низким давлением, которые имеют очень большие способности по сравнению с системами высокого давления. Некоторые системы депрессоризации являются автоматическими по функции, в то время как другие могут потребовать от операторов вручную активировать их. В реакторах воды с под давлением с большими содержаниями сухого или льда конденсатор клапаны системы называются экспериментальными рельефными клапанами .

Система впрыска охлаждающей жидкости с низким давлением

LPCI - это аварийная система, которая состоит из насоса, который вводит охлаждающую жидкость в реакторное сосуд, как только он будет снижен. На некоторых атомных электростанциях LPCI - это способ работы системы остаточного удаления тепла, также известной как RHR или RHS, но обычно называется LPCI. Это также не автономный клапан или система.

Система основных спрей (только в BWR)

В этой системе используются Spargers (трубы, оснащенные массивом множества небольших насадков для брызг) в сосуде давления реактора для распыления воды непосредственно на топливные стержни, подавляя генерацию пара. Конструкции реактора могут включать в себя ядро спрей в режимах высокого давления и низкого давления.

Спреем для сдерживания

Эта система состоит из ряда насосов и спаргеры, которые распыляют охлаждающую жидкость в верхнюю часть основной структуры содержания. Он предназначен для конденсации пар в жидкость в рамках основной структуры содержания, чтобы предотвратить избыточное давление и обороты, что может привести к утечке, за которым следует непроизвольная депрессоризация.

Система охлаждения изоляции

Эта система часто управляется паровой турбиной, чтобы обеспечить достаточное количество воды, чтобы безопасно охладить реактор, если здание реактора изолировано из управляющих и турбинных зданий. Охлаждающие насосы, управляемые паровами турбин, с пневматическими элементами управления могут работать при механически управляемых регулируемых скоростях, без питания аккумулятора, аварийного генератора или электрической мощности вне площадки. Система охлаждения изоляции является защитной системой против условия, известного как Blackout Station. Эта система не является частью ECCS и не имеет низкой функции аварий с охлаждающей жидкостью. Для реакторов воды под давлением эта система действует во вторичной цепи охлаждения и называется турбинной вспомогательной системой питательной воды .

Аварийные электрические системы

В нормальных условиях атомные электростанции получают энергию от генератора. Тем не менее, во время аварии завод может потерять доступ к этому источнику питания и, следовательно, может потребоваться для создания собственной энергии для снабжения своих аварийных систем. Эти электрические системы обычно состоят из дизельных генераторов и батарей .

Дизельные генераторы

Дизельные генераторы используются для питания площадки во время чрезвычайных ситуаций. Обычно они имеют размеры, так что один из них может обеспечить всю необходимую мощность для закрытия объекта во время чрезвычайной ситуации. У средств есть несколько генераторов для избыточности. Кроме того, системы, которые необходимы для выключения реактора, имеют отдельные электрические источники (часто отдельные генераторы), чтобы они не влияли на возможность отключения.

Motor Generator Flywheels

Потеря электрической мощности может возникнуть внезапно и может повредить или подорвать оборудование. Чтобы предотвратить ущерб, моторные генераторы могут быть привязаны к маховикам , которые могут обеспечить непрерывную электрическую питание для оборудования в течение короткого периода. Часто они используются для обеспечения электрической мощности до тех пор, пока электроснабжение завода не будет переключено на батареи и/или дизельные генераторы.

Батареи

Аккумуляторы часто образуют конечную избыточную электроэнергетическую систему, а также способны обеспечить достаточную электрическую мощность для выключения завода.

Системы сдерживания

Системы сдерживания предназначены для предотвращения выброса радиоактивного материала в окружающую среду.

Топливная оболочка

Топливная оболочка является первым слоем защиты вокруг ядерного топлива и предназначена для защиты топлива от коррозии, которая будет распространять топливный материал по всей цепи охлаждающей жидкости реактора. В большинстве реакторов он принимает форму герметичного металлического или керамического слоя. реактора Он также служит для ловушки продуктов деления, особенно тех, которые являются газообразными при рабочей температуре , такие как Криптон , Ксенон и йод . Оболочка не является экранированием и должна развиваться так, чтобы она поглощала как можно меньше радиации. По этой причине, такие материалы, как магний и цирконий, используются для их с низким нейтроном срезания .

Реакторное судно

Реакторное сосуд является первым слоем экранирования вокруг ядерного топлива и обычно предназначено для ловушки большей части излучения, высвобождаемого во время ядерной реакции. Реакторное судно также предназначено для выдержания высокого давления.

Первичная сдерживание

Основная система сдерживания обычно состоит из крупной металлической и/или бетонной структуры (часто цилиндрической или луковой формы), которая содержит сосуд с реактором. В большинстве реакторов он также содержит радиоактивно загрязненные системы. Основная система сдерживания предназначена для выдержания сильного внутреннего давления, вызванного утечкой или преднамеренным снижением сосуда реактора.

Вторичная сдерживание

Некоторые растения имеют вторичную систему сдерживания, которая охватывает первичную систему. Это очень часто встречается в BWR , потому что большинство паровых систем, включая турбину, содержат радиоактивные материалы.

Ядро ловить

В случае полного расплава топливо, скорее всего, окажется на бетонном полу основного здания сдерживания. Бетон может противостоять большому теплу, поэтому толстый плоский бетонный пол в первичной сдерживании часто будет достаточной защитой от так называемого синдрома Китая . Чернобыльский . завод не имел сдерживающего здания, но ядро было в конечном итоге остановлено бетонным фундаментом Из -за опасений, что ядро растопило бы через бетон, было изобретено « ядро ловящее устройство », и шахта была быстро выкопана под заводом с намерением установить такое устройство. Устройство содержит количество металла, предназначенного для таяния, разбавления Corium и повышения его теплопроводности; Затем разбавленную металлическую массу можно охлаждать водой, циркулирующей на полу. Сегодня все новые российские реакторы оснащены ядрами в нижней части здания сдерживания. ^{[ 12 ]}

Реакторы Areva EPR , SNR-300, SWR1000, ESBWR и Atmea I имеют основные ловцы. ^{[ Цитация необходима ]}

ABWR бетонного пола , имеет толстый слой базальтового специально предназначенного для ловли ядра. ^{[ 13 ]}

Обработка газа в режиме ожидания

Система очистки газа в режиме ожидания (SGT) является частью системы вторичной сдерживания. Системная система SGTS фильтрует и накачивает воздух от вторичной сдерживания в окружающую среду и поддерживает отрицательное давление во вторичной сдерживании, чтобы ограничить высвобождение радиоактивного материала.

Каждый поезд SGTS обычно состоит из элиминатора тумана/грубого фильтра; электрический обогреватель; предпочтитель; два абсолютных ( HEPA ) фильтров; фильтр активированный угольный ; выхлопный вентилятор; и связанные с ними клапаны, воздуховоды, амортизаторы, инструменты и элементы управления. Сигналы, которые отключены системы SGTS, являются специфичными для растений; Тем не менее, автоматические поездки обычно связаны с электрическими нагревателями и высоким температурным состоянием в древесных фильтрах.

Вентиляция и радиационная защита

В случае радиоактивного выпуска у большинства заводов есть система, предназначенная для удаления радиоактивности из воздуха, чтобы уменьшить влияние выпуска радиоактивности на сотрудников и общественности. Эта система обычно состоит из вентиляции сдерживания, которая удаляет радиоактивность и пара из первичной сдерживания. Вентиляция управления гарантирует, что операторы завода защищены. Эта система часто состоит из активированных угольных фильтров, которые удаляют радиоактивные изотопы из воздуха.

Смотрите также

Ссылки

^ «Глоссарий: связанный с безопасностью» . Получено 2011-03-20 .
^ Jump up to: ^а ^{беременный} Джабсен, Феликс С. (10 мая 1967 г.). «Контроллер стержня ядерного реактора» (PDF) . п. 3 Получено 4 июня 2019 года . ^{[ Постоянная мертвая ссылка ]}
^ Фишер, Джон Р. (8 июля 1968 г.). «Стержень контроля ядерного реактора» (PDF) . п. 7 Получено 4 июня 2019 года .
^ Фенсин, мл. «Оптимальные стратегии конструкции топлива для кипящей воды для усиления отключения реактора в режиме ожидания системы управления жидкостью» (PDF) . Университет Флориды. С. 24–25. Архивировано из оригинала (PDF) 4 июля 2021 года . Получено 4 июня 2019 года .
^ Corcoran, WR; Finnicum, DJ; Хаббард, FR III; Мусик, Кр; Walzer, PF (май 1980). «Роль и функции безопасности оператора» (PDF) . п. 5 Получено 4 июня 2019 года .
^ Карлтон, Джеймс Д.; Кейн, Эдвард Р.; Parece, Martin V. (15 ноября 1993 г.). «Метод и система для аварийного охлаждения ядра» (PDF) . С. 1, 7 . Получено 4 июня 2019 года .
^ Jump up to: ^а ^{беременный} Отчет о безопасности до конструкции-подметал 9.2-Водные системы архивированы 2022-10-19 на машине Wayback Areva NP / EDF, опубликовано 2009-06-29, по состоянию на 2011-03-23
^ Есть вода? Архивированный 2014-04-24 в Wayback Machine , опубликованном в октябре 2007 года, по состоянию на 2011-03-23 Союзе заинтересованных ученых
^ Общие результаты и выводы переоценки наводнения на французских и немецких атомных электростанциях архивировали 2011-10-06 в The Wayback Machine JM Mattéi, E. Vial, V. Rebour, H. Liemersdorf, M. Türschmann, Eurosafe Forum 2001 опубликовано в 2001 году, доступ к 2011-03-21
^ Jump up to: ^а ^{беременный} Великий урок, который Франция должна извлечь уроки из Фукусимы Архивирована 2012-10-29 в The Wayback Machine Decifhing Fukushima, опубликованном 2011-03-08, по состоянию на 2012-05-08
^ «Понимание инженерных проблем Фукусимы» . Всемирные ядерные новости . 18 марта 2011 г. Получено 19 марта 2011 года .
^ Ядерная промышленность в России продает безопасность, преподавая Чернобилом
^ «Детерминированные оценки 19E-1 RS-5146900 Rev. 0 Design Control Document/Tier 2» (PDF) . Базальтический бетон с содержанием карбоната кальция примерно в 4 весах был предполагается для нижнего пола Сусуэлла.

Стандарты

Американский национальный стандарт, ANSI N18.2, «Критерии ядерной безопасности для проектирования стационарных заводов с реактором водного давления», август 1973 г.
IEEE 279, «Критерии для систем защиты для станций ядерной энергетики».

[1] «Глоссарий: связанный с безопасностью» . Получено 2011-03-20 .

[Jabsen-2] Jump up to: ^а ^{беременный} Джабсен, Феликс С. (10 мая 1967 г.). «Контроллер стержня ядерного реактора» (PDF) . п. 3 Получено 4 июня 2019 года . ^{[ Постоянная мертвая ссылка ]}

[Fisher-3] Фишер, Джон Р. (8 июля 1968 г.). «Стержень контроля ядерного реактора» (PDF) . п. 7 Получено 4 июня 2019 года .

[Fensin-4] Фенсин, мл. «Оптимальные стратегии конструкции топлива для кипящей воды для усиления отключения реактора в режиме ожидания системы управления жидкостью» (PDF) . Университет Флориды. С. 24–25. Архивировано из оригинала (PDF) 4 июля 2021 года . Получено 4 июня 2019 года .

[Corcoran-5] Corcoran, WR; Finnicum, DJ; Хаббард, FR III; Мусик, Кр; Walzer, PF (май 1980). «Роль и функции безопасности оператора» (PDF) . п. 5 Получено 4 июня 2019 года .

[Carlton-6] Карлтон, Джеймс Д.; Кейн, Эдвард Р.; Parece, Martin V. (15 ноября 1993 г.). «Метод и система для аварийного охлаждения ядра» (PDF) . С. 1, 7 . Получено 4 июня 2019 года .

[pcsr-09-06-29-7] Jump up to: ^а ^{беременный} Отчет о безопасности до конструкции-подметал 9.2-Водные системы архивированы 2022-10-19 на машине Wayback Areva NP / EDF, опубликовано 2009-06-29, по состоянию на 2011-03-23

[8] Есть вода? Архивированный 2014-04-24 в Wayback Machine , опубликованном в октябре 2007 года, по состоянию на 2011-03-23 Союзе заинтересованных ученых

[eurosafe-2001-9] Общие результаты и выводы переоценки наводнения на французских и немецких атомных электростанциях архивировали 2011-10-06 в The Wayback Machine JM Mattéi, E. Vial, V. Rebour, H. Liemersdorf, M. Türschmann, Eurosafe Forum 2001 опубликовано в 2001 году, доступ к 2011-03-21

[deciphering-fukushima-10] Jump up to: ^а ^{беременный} Великий урок, который Франция должна извлечь уроки из Фукусимы Архивирована 2012-10-29 в The Wayback Machine Decifhing Fukushima, опубликованном 2011-03-08, по состоянию на 2012-05-08

[wnn-2011-03-18-11] «Понимание инженерных проблем Фукусимы» . Всемирные ядерные новости . 18 марта 2011 г. Получено 19 марта 2011 года .

[12] Ядерная промышленность в России продает безопасность, преподавая Чернобилом

[13] «Детерминированные оценки 19E-1 RS-5146900 Rev. 0 Design Control Document/Tier 2» (PDF) . Базальтический бетон с содержанием карбоната кальция примерно в 4 весах был предполагается для нижнего пола Сусуэлла.

[ 1 ]

[ 2 ]

[ 3 ]

[ 4 ]

[ 5 ]

[ 6 ]

[ 7 ]

[ 8 ]

[ 9 ]

[ 10 ]

[ 11 ]

[ 12 ]

[ 13 ]