Система безопасности ядерного реактора - Nuclear reactor safety system

В этой статье рассматриваются технические аспекты активных систем ядерной безопасности в США. Общий подход к ядерной безопасности см. ядерная безопасность.

Три основные цели системы безопасности ядерных реакторов как определено США Комиссия по ядерному регулированию предназначены для остановки реактора, поддержания его в отключенном состоянии и предотвращения выброса радиоактивного материала.[1]

Система защиты реактора (СЗР)

А система защиты реактора предназначен для немедленного прекращения ядерной реакции. Нарушив ядерная цепная реакция, источник тепла устранен. Затем можно использовать другие системы для удаления спад тепла из ядра. Все атомные станции имеют систему защиты реактора в той или иной форме.

Стержни управления

Стержни управления представляют собой серию стержней, которые можно быстро вставить в активную зону реактора для поглощения нейтроны и быстро прекратить ядерную реакцию.[2] Обычно они состоят из актиниды, лантаноиды, переходные металлы, и бор,[3] из различных сплавов со структурной основой, например из стали. Помимо того, что они поглощают нейтроны, используемые сплавы также должны иметь, по крайней мере, низкий коэффициент теплового расширения, чтобы они не заклинивались при высоких температурах, и они должны быть самосмазывающимся металлом на металле, поскольку при температурах масляная смазка активной зоны ядерных реакторов засоряется слишком быстро

Безопасный впрыск / управление жидкостью в режиме ожидания

Реакторы кипящей воды способны КАТИСЬ реактор полностью с помощью своих регулирующих стержней.[2] В случае аварии с потерей охлаждающей жидкости (LOCA ) потеря воды в системе первичного охлаждения может быть компенсирована за счет закачки нормальной воды в контур охлаждения. С другой стороны, резервная система управления жидкостью (SLC) состоит из раствора, содержащего борная кислота, который 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 SCRAM реактор с помощью своих управляющих стержней. В реакторах PWR также используется борная кислота для точной регулировки уровня мощности реактора или реактивности с помощью системы химического контроля и контроля объема (CVCS).[5] В случае LOCA, PWR имеют три источника резервной охлаждающей воды: закачку под высоким давлением (HPI), закачку под низким давлением (LPI) и резервуары для заводнения керна (CFT).[6] Все они используют воду с высоким содержанием бора.

Система основной технической воды

Градирня на Филипсбургская АЭС, Германия

Система основной технической воды (ESWS) обеспечивает циркуляцию воды, которая охлаждает теплообменники и другие компоненты установки перед отводом тепла в окружающую среду. Поскольку это включает охлаждение систем, удаляющих спад тепла как из основной системы, так и из потраченных топливный стержень пруды-охладители, система ESWS критически важна для безопасности.[7] Поскольку вода часто забирается из соседней реки, моря или другого большого водоема, система может быть загрязнена водорослями, морскими организмами, загрязнением нефтью, льдом и мусором.[7][8] В местах, где нет большого объема воды для отвода тепла, вода рециркулирует через градирни.

Выход из строя половины насосов ESWS был одним из факторов, угрожавших безопасности в 1999 наводнение на атомной электростанции Блайяйс,[9][10] в то время как полная потеря произошла во время Фукусима I и Фукусима II ядерные аварии в 2011 году.[10][11]

Системы аварийного охлаждения активной зоны

HPCI и LPCI в составе активных САОЗ

Системы аварийного охлаждения активной зоны (САОЗ) предназначены для безопасного останова ядерного реактора в аварийных условиях. САОЗ позволяет станции реагировать на различные аварийные условия (например, LOCA ) и дополнительно ввести избыточность, чтобы установку можно было остановить даже при отказе одной или нескольких подсистем. На большинстве заводов САОЗ состоит из следующих систем:

Система впрыска охлаждающей жидкости под высоким давлением

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

Система автоматической разгерметизации

Пассивная САОЗ

Автоматическая система сброса давления (ADS) состоит из серии клапанов, которые открываются для выпуска пара на несколько футов ниже поверхности большого резервуара с жидкой водой (известного как мокрый колодец или тор) в защитных оболочках типа подавления давления (обычно используемых в реакторах с кипящей водой. конструкции) или непосредственно в конструкцию первичной защитной оболочки в других типах защитной оболочки, таких как защитная оболочка с большим сухим конденсатором или защитная оболочка со льдом (обычно используется в конструкциях реакторов с водой под давлением). Срабатывание этих клапанов сбрасывает давление в корпусе реактора и позволяет функционировать системам впрыска теплоносителя с более низким давлением, которые имеют очень большую производительность по сравнению с системами высокого давления. Некоторые системы сброса давления работают автоматически, в то время как другие могут требовать, чтобы операторы активировали их вручную. В реакторах с водой под давлением с большой защитной оболочкой сухого или ледяного конденсатора клапаны системы называются Пусковые клапаны с пилотным управлением.

Система впрыска охлаждающей жидкости низкого давления

LPCI состоит из насоса или насосов, которые нагнетают теплоноситель в корпус реактора после сброса давления. На некоторых атомных электростанциях LPCI - это режим работы системы отвода остаточного тепла (RHR или RHS). LPCI обычно не является отдельной системой.

Система распыления ядра (только в BWR)

В этой системе используются барботеры (трубы, снабженные 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 опрыскивания защитной оболочки

Эта система состоит из серии насосов и барботеров, распыляющих 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 последующим непроизвольным сбросом давления.

Изоляционная система охлаждения

Эта система часто приводится в действие паровой турбиной, чтобы обеспечить достаточное количество воды для безопасного охлаждения реактора, если здание реактора изолировано от здания управления и турбины. Насосы охлаждения с приводом от паровой турбины и пневматическим управлением могут работать с механически регулируемыми скоростями, без батарейного питания, аварийного генератора или внешнего источника электроэнергии. Изоляционная система охлаждения - это система защиты от состояния, известного как отключение станции. Эта система не является частью САОЗ и не имеет функции аварийного отключения охлаждающей жидкости. Для реакторов с водой под давлением эта система действует во вторичном контуре охлаждения и называется Система вспомогательной питательной воды с приводом от турбины.

Аварийные электрические системы

В нормальных условиях атомные электростанции получают энергию от генератора. Однако во время аварии завод может потерять доступ к этому источнику питания и, таким образом, может потребоваться выработка собственной энергии для питания своих аварийных систем. Эти электрические системы обычно состоят из дизельные генераторы и батареи.

Дизельные генераторы

Дизель-генераторы используются для питания объекта в аварийных ситуациях. Обычно они имеют такие размеры, что один может обеспечить всю необходимую мощность для отключения объекта во время аварийной ситуации. У объектов есть несколько генераторов для резервирования. Кроме того, системы, которые требуются для остановки реактора, имеют отдельные источники электроэнергии (часто отдельные генераторы), чтобы они не влияли на возможность остановки.

Маховики двигателя-генератора

Отключение электроэнергии может произойти внезапно и может повредить или подорвать оборудование. Во избежание поломки мотор-генераторы можно привязать к маховики которые могут обеспечить бесперебойное электроснабжение оборудования в течение короткого периода времени. Часто они используются для подачи электроэнергии до тех пор, пока электроснабжение завода не может быть переключено на батареи и / или дизельные генераторы.

Аккумуляторы

Батареи часто образуют последнюю резервную электрическую систему с резервированием, а также способны обеспечивать достаточное количество электроэнергии для остановки завода.

Системы содержания

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

Оболочка твэлов

В оболочка твэла является первым слоем защиты вокруг ядерного топлива и предназначен для защиты топлива от коррозии, которая может распространять топливный материал по контуру теплоносителя реактора. В большинстве реакторов он представляет собой герметичный металлический или керамический слой. Он также служит для улавливания продуктов деления, особенно тех, которые находятся в газообразном состоянии в реакторе. Рабочая Температура, Такие как криптон, ксенон и йод. Облицовка не является защитой и должна быть разработана таким образом, чтобы поглощать как можно меньше излучения. По этой причине такие материалы, как магний и цирконий, используются из-за их низкой захват нейтронов поперечные сечения.

Корпус реактора

В корпус реактора представляет собой первый слой защиты вокруг ядерного топлива и обычно предназначен для улавливания большей части излучения, выделяемого во время ядерной реакции. Корпус реактора также спроектирован так, чтобы выдерживать высокие давления.

Первичная защитная оболочка

В первичная защитная оболочка Система обычно состоит из большой металлической и / или бетонной конструкции (часто цилиндрической или шарообразной), в которой находится корпус реактора. В большинстве реакторов он также содержит радиоактивно загрязненные системы. Система первичной защитной оболочки спроектирована так, чтобы выдерживать высокие внутренние давления, возникающие в результате утечки или преднамеренного сброса давления в корпусе реактора.

Вторичная защитная оболочка

Некоторые заводы имеют вторичную систему герметизации, которая включает в себя первичную систему. Это очень часто встречается в BWR потому что большинство паровых систем, включая турбину, содержат радиоактивные материалы.

Вылов 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 Синдром Китая. В Чернобыль На заводе не было здания защитной оболочки, но в конечном итоге ядро ​​было остановлено бетонным фундаментом. Из-за опасений, что ядро ​​может расплавиться сквозь бетон, "устройство улавливания керна "был изобретен, и под заводом была быстро вырыта шахта с намерением установить такое устройство. Устройство содержит некоторое количество металла, предназначенного для плавления, разбавляя кориум и повышение его теплопроводности; затем разбавленную металлическую массу можно было охладить с помощью воды, циркулирующей в полу. Сегодня все новые реакторы российской разработки оснащены уловителями активной зоны в нижней части корпуса защитной оболочки.[12]

АРЕВА EPR, Реакторы SNR-300, SWR1000, ESBWR и Atmea I имеют улавливатели активной зоны.[нужна цитата ]

Резервная подготовка газа

А резервная система подготовки газа (SGTS) является частью вторичной системы герметизации. Система SGTS фильтрует и перекачивает воздух из вторичной защитной оболочки в окружающую среду и поддерживает отрицательное давление внутри вторичной защитной оболочки для ограничения выброса радиоактивного материала.

Каждая линия SGTS обычно состоит из туманоуловителя / фильтра грубой очистки; электронагреватель; префильтр; два абсолютных (HEPA ) фильтры; ан активированный уголь фильтр; вытяжной вентилятор; и связанные с ними клапаны, воздуховоды, заслонки, контрольно-измерительные приборы и средства управления. Сигналы, запускающие систему SGTS, зависят от установки; однако автоматические отключения обычно связаны с электрическими нагревателями и высокой температурой угольных фильтров.

Вентиляция и радиационная защита

В случае радиоактивного выброса на большинстве заводов есть система, предназначенная для удаления радиоактивности из воздуха, чтобы уменьшить воздействие радиоактивного выброса 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 оборудования. Эта система часто состоит из активированный уголь фильтры, удаляющие радиоактивные изотопы из воздуха.

Смотрите также

Рекомендации

  1. ^ «Глоссарий: безопасность». Получено 2011-03-20.
  2. ^ а б Ябсен, Феликс С. (10 мая 1967 г.). «Контроллер стержня ядерного реактора» (PDF). п. 3. Получено 4 июн 2019.
  3. ^ Фишер, Джон Р. (8 июля 1968 г.). «Управляющий стержень ядерного реактора» (PDF). п. 7. Получено 4 июн 2019.
  4. ^ Фензин, 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. Получено 4 июн 2019.
  5. ^ Corcoran, W.R .; Finnicum, D.J .; Хаббард, Ф.Р., III; Musick, C.R .; Вальцер, П.Ф. (Май 1980 г.). «Роль оператора и функции безопасности» (PDF). п. 5. Получено 4 июн 2019.
  6. ^ Карлтон, Джеймс Д .; Кейн, Эдвард Р .; Парес, Мартин В. (15 ноября 1993 г.). «Способ и система аварийного охлаждения активной зоны» (PDF). стр.1, 7. Получено 4 июн 2019.
  7. ^ а б Отчет о предпроектной безопасности - подраздел 9.2 - Водные системы AREVA NP / EDF, опубликовано 29 июня 2009 г., по состоянию на 23 марта 2011 г.
  8. ^ Есть вода? Союз обеспокоенных ученых, опубликовано в октябре 2007 г., по состоянию на 23 марта 2011 г.
  9. ^ Общие результаты и выводы переоценки наводнения на французских и немецких атомных электростанциях В архиве 2011-10-06 на Wayback Machine Дж. М. Маттей, Э. Виаль, В. Ребур, Х. Лимерсдорф, М. Тюршманн, Eurosafe Forum 2001, опубликовано в 2001 г., по состоянию на 21 марта 2011 г.
  10. ^ а б Великий урок, который Франция должна извлечь из Фукусимы В архиве 2012-10-29 в Wayback Machine Deciphering Fukushima, опубликовано 08 марта 2011 г., по состоянию на 08 мая 2012 г.
  11. ^ «Взгляд на инженерные проблемы Фукусимы». Мировые ядерные новости. 18 марта 2011 г.. Получено 19 марта, 2011.
  12. ^ Атомная промышленность в России продает безопасность, наученные Чернобылем

Стандарты

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