Из Википедии, бесплатной энциклопедии
Перейти к навигации Перейти к поиску
Чертеж NRC здания защитной оболочки реактора с водой под давлением
Реакторный блок 3 (справа) и блок 4 (слева) Фукусима-дайити, 16 марта 2011 г. Три реактора перегрелись, что привело к расплавлению, в результате чего радиоактивный материал вышел из защитной оболочки. [1]

Здание защитной оболочки , в его наиболее общем использовании, является усиленная сталь, бетон или свинец структура приложив ядерный реактор . Он разработан в любой аварийной ситуации, чтобы ограничить утечку радиоактивного пара или газа до максимального давления в диапазоне от 275 до 550 кПа (от 40 до 80 фунтов на квадратный дюйм) [ необходима цитата ] . Защитная оболочка является четвертым и последним барьером для радиоактивного выброса (часть стратегии глубокоэшелонированной защиты ядерного реактора ), первая - это сама тепловыделяющая керамика , вторая - металлические оболочки топливных трубок, третья - корпус реактора и теплоноситель.система. [2]

Каждая атомная станция в США спроектирована так, чтобы выдерживать определенные условия, которые в Заключительном отчете по анализу безопасности (FSAR) обозначены как «проектные аварии». FSAR доступен для всеобщего просмотра, обычно в публичной библиотеке рядом с атомной станцией.

Само здание защитной оболочки обычно представляет собой герметичную стальную конструкцию, окружающую реактор, обычно изолированную от внешней атмосферы. Сталь либо отдельно стоящая, либо прикрепленная к бетонному противоракетному щиту. В Соединенных Штатах конструкция и толщина защитной оболочки и противоракетного щита регулируются федеральными правилами (10 CFR 50.55a) и должны быть достаточно прочными, чтобы выдерживать удар полностью загруженного пассажирского авиалайнера без разрыва. [3]

Хотя защитная оболочка играет критическую роль в наиболее тяжелых авариях ядерных реакторов, она предназначена только для удержания или конденсации пара в краткосрочной перспективе (для аварий с большими разрывами), а долгосрочный отвод тепла все же должен обеспечиваться другими системами. В аварии на Три-Майл-Айленд граница давления в защитной оболочке была сохранена, 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 отказами, привело к выбросу до 13 миллионов кюри радиоактивного газа в атмосферу во время аварии. [5]

А завод Фукусима-дайитибезопасно эксплуатировалась с 1971 года, землетрясение и цунами, выходящие далеко за рамки проектного, привели к отказу электроснабжения переменного тока, резервных генераторов и аккумуляторов, что привело к выходу из строя всех систем безопасности. Эти системы были необходимы для охлаждения топлива после остановки реактора. Это привело к частичному или полному расплавлению топливных стержней, повреждению бассейнов и зданий для хранения топлива, выбросу радиоактивных обломков в окружающую территорию, 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 в защитных оболочках реакторов 1–3 превысило проектные пределы, что, несмотря на попытки снизить давление путем выпуска радиоактивных газов, привело к нарушению защитной оболочки.Утечка водорода из защитной оболочки в смеси с воздухом во взрывоопасную смесь, что привело к взрывам в блоках 1, 3 и 4, что усложнило попытки стабилизировать реакторы.

Типы [ править ]

Если внешнее давление пара в предельной аварии является доминирующей силой, защитные оболочки имеют тенденцию к сферической конструкции, тогда как если вес конструкции является доминирующей силой, конструкции имеют тенденцию к конструкции банки. Современный дизайн склонен к сочетанию.

Системы защиты ядерных энергетических реакторов различаются по размеру, форме, используемым материалам и системам подавления. Тип используемой защитной оболочки определяется типом реактора, генерацией реактора и конкретными потребностями станции.

Системы подавления критически важны для анализа безопасности и сильно влияют на размер защитной оболочки. Под подавлением понимается конденсация пара после того, как он вышел из системы охлаждения в результате серьезного перерыва. 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 для целей анализа безопасности защитные оболочки подразделяются на «большие сухие», «субатмосферные» или « ледяные конденсаторы ».

Реакторы с водой под давлением [ править ]

Для реактора с водой под давлением защитная оболочка также включает парогенераторы и компенсатор давления и представляет собой все здание реактора. Противоракетный щит вокруг него обычно представляет собой высокое цилиндрическое или куполообразное здание. Защитные оболочки PWR обычно имеют большие размеры (до 7 раз больше, чем BWR), поскольку стратегия защитной оболочки во время проектной аварии с утечкой предполагает обеспечение достаточного объема для паровоздушной смеси, которая возникает в результате аварии с потерей теплоносителя, для расширения в ограничение предельного давления (движущей силы утечки), достигаемого в здании защитной оболочки.

Ранние проекты, включая Siemens, Westinghouse и Combustion Engineering, имели в основном форму жестяных банок, построенных из железобетона. Поскольку бетон имеет очень хорошую прочность на сжатие по сравнению с растяжением, это логическая конструкция для строительных материалов, поскольку чрезвычайно тяжелая верхняя часть защитной оболочки оказывает большое направленное вниз усилие, которое предотвращает некоторое растягивающее напряжение, если давление защитной оболочки внезапно возрастет. По мере развития конструкций реакторов также было построено множество конструкций защитной оболочки, близкой к сферической, для PWR. В зависимости от используемого материала, это наиболее логичная конструкция, потому что сфера - лучшая структура для простого сдерживания большого давления. Большинство современных конструкций PWR включают комбинацию этих двух элементов с цилиндрической нижней частью и полусферической верхней частью.

Бассейн выдержки отработавшего топлива находится за пределами здания защитной оболочки в большинстве проектов PWR, кроме немецкого.

Современные конструкции также больше переместились в сторону использования стальных защитных конструкций. В некоторых случаях для облицовки бетона изнутри используется сталь, что способствует повышению прочности от обоих материалов в гипотетическом случае, когда защитная оболочка оказывается под высоким давлением. Тем не менее, в других новых конструкциях требуется как стальная, так и бетонная защитная оболочка, которая уже много десятилетий используется в нынешних немецких конструкциях PWR, в частности AP1000 и европейский реактор под давлением.планирую использовать оба; который обеспечивает противоракетную защиту за счет внешнего бетона и герметизирующую способность за счет внутренней стальной конструкции. AP1000 запланировала отверстия в нижней части бетонной конструкции , окружающей стальную конструкцию под логикой , что это поможет двигаться воздух над стальной конструкцией и охладиться сдерживанием в случае возникновения крупной аварии (аналогично тому , как градирня работ ).

  • Три-Майл-Айленд был ранним проектом PWR, разработанным Babcock & Wilcox , и демонстрирует конструкцию защитной оболочки, которая является общей для всех его поколений.

  • Более подробное изображение защитной оболочки типа « консервная банка» с французской АЭС Бреннилис.

  • Защитная оболочка двойного реактора PWR на АЭС Кук в Мичигане

  • Немецкий завод, демонстрирующий почти полностью сферическую конструкцию защитной оболочки, которая очень характерна для немецких PWR; это двойная оболочка с внутренней стальной оболочкой

Российская конструкция ВВЭР- 1000 в основном такая же, как и другие современные реакторы PWR в отношении защитной оболочки, так как это сам PWR. Однако тип ВВЭР-440 имеет значительно более уязвимую защитную оболочку в виде так называемого пузырькового конденсатора с относительно низким расчетным давлением.

Легководные графитовые реакторы [ править ]

Легководные графитовые реакторы строились только в СССР. В проектах РБМК использовались конструкции, похожие на вторичную защитную оболочку, но верхняя плита реактора была частью защитной конструкции. Во время аварии на Чернобыльской АЭС в 1986 году плита подверглась давлению, превышающему расчетные пределы, и поднялась.

Реакторы с кипящей водой [ править ]

Эскиз в разрезе типичной защитной оболочки BWR Mark I.

В BWR стратегия сдерживания немного другая. Защитная оболочка BWR состоит из сухого колодца, в котором расположен реактор и связанное с ним охлаждающего оборудования, и водного колодца. Сухой бокс намного меньше, чем защитная оболочка PWR, и играет большую роль. Во время теоретической проектной аварии с утечкой теплоноситель реактора превращается в пар в сухом колодце, быстро повышая его давление. Вентиляционные трубы или трубки из сухого колодца направляют пар ниже уровня воды, поддерживаемого в колодце (также известном как тор или бассейн подавления), конденсируя пар, ограничивая в конечном итоге достигаемое давление. Как сухой колодец, так и мокрый колодец окружены зданием вторичной защитной оболочки, в котором поддерживается небольшое ниже атмосферного или отрицательное давление во время нормальной эксплуатации и операций перегрузки топлива.

Обычные конструкции защитной оболочки обозначаются именами Mark I, Mark II и Mark III. Mark I - самый старый, отличается сухим колодцем, который напоминает перевернутую лампочку над колодцем, который представляет собой стальной тор, содержащий воду. Mark II использовался с поздними реакторами BWR-4 и BWR-5. Это называется конфигурацией «сверху-снизу», при которой сухой колодец образует усеченный конус на бетонной плите. Ниже представлена ​​цилиндрическая камера подавления, сделанная из бетона, а не только из листового металла. Оба используют легкую стальную или бетонную «вторичную изоляцию» над верхним этажом, в которой поддерживается небольшое отрицательное давление, чтобы воздух мог фильтроваться. Верхний уровень представляет собой большое открытое пространство с подвешенным между двумя длинными стенами мостовым краном для перемещения ящиков с тяжелым топливом с первого этажа.и снятие / замена оборудования 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, и для хранения топлива. Платформа для перегрузки топлива имеет специализированную телескопическую мачту для точного подъема и опускания тепловыделяющих сборок через «желоб для скота» в зону активной зоны реактора.[6] Mark III использует бетонный купол, чем-то напоминающий PWR, и имеет отдельное здание для хранения отработанных топливных стержней на другом уровне пола. Все три типа также используют большой объем воды в бассейнах подавления давления для гашения пара, выделяющегося из системы реактора во время переходных режимов.

Mark I защитная оболочка была использована в этих реакторах на Фукусима АЭС , которые были вовлечены в ядерной аварии Фукусима I . Площадка пострадала от сочетания двух запроектныхсобытия, мощное землетрясение, которое могло повредить водопровод и конструкции реактора, и 15-метровое цунами, которое разрушило топливные баки, генераторы и проводку, в результате чего вышли из строя резервные генераторы, а также насосы с батарейным питанием. Недостаточное охлаждение и отказ насосов, необходимых для восстановления воды, потерянной при кипении, привели к частичному или возможному полному расплавлению топливных стержней, которые были полностью открыты водой. Это привело к выбросам значительных количеств радиоактивных материалов в воздух и море и взрывам водорода. Тонкие вторичные защитные оболочки не были спроектированы таким образом, чтобы выдерживать водородные взрывы, и у них были взорваны или разрушены крыши и стены, а также разрушено все оборудование на заправочной площадке, включая краны и заправочную платформу.Блок 3 пострадал от особенно впечатляющего взрыва, в результате которого образовался шлейф обломков высотой более 300 м, что привело к обрушению северной части верхнего этажа и прогибу бетонных колонн на его западной стороне, как это видно на аэрофотоснимках. Хотя они были оснащены модифицированными усиленными системами вентиляции для отвода водорода в выхлопные трубы, они могли быть неэффективными без электроэнергии. Еще до инцидента на Фукусиме система сдерживания Mark I подвергалась критике как более склонная к отказу во время отключения электроэнергии.Еще до инцидента на Фукусиме сдерживание Mark I подвергалось критике как более вероятное нарушение во время отключения электроэнергии.Еще до инцидента на Фукусиме сдерживание Mark I подвергалось критике как более вероятное нарушение во время отключения электроэнергии.[7] [8]

Издалека конструкция BWR сильно отличается от проектов PWR, потому что обычно квадратное здание используется для вторичной защитной оболочки. Кроме того, поскольку существует только один контур, проходящий через турбины и реактор, а пар, проходящий через турбины, также является радиоактивным, здание турбины также должно быть значительно экранировано. Это приводит к двум зданиям аналогичной конструкции: в верхнем находится реактор, а в длинном - машинный зал и несущие конструкции.

  • Остановленная сегодня немецкая установка BWR Krümmel; стальная защитная оболочка находится в здании реактора справа

  • Типичный двухблочный реактор типа BWR на АЭС Брансуик ; сдерживания (Марка I) также находятся внутри зданий с кубическим щитом

  • Современные станции имеют тенденцию к конструкции, которая не является полностью цилиндрической или сферической, как эта защитная оболочка внутри окрашенного в синий цвет здания реактора атомной электростанции Клинтона.

Заводы CANDU [ править ]

Электростанции CANDU , названные в честь разработанной Канадой дейтерий-урановой конструкции, используют более широкий спектр конструкций защитной оболочки и систем подавления, чем другие конструкции 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 распылителем воды . Все индивидуальные установки CANDU на объекте 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 здании реактора вернуться к условиям ниже атмосферного. Это сводит к минимуму любой возможный выброс продуктов деления в окружающую среду. [9]

Кроме того, были аналогичные конструкции, в которых используется двойная локализация , в которой защитная оболочка из двух блоков соединена, что позволяет увеличить объем удержания в случае любого крупного инцидента. Это было впервые сделано в одной индийской конструкции HWR, где были реализованы двойной блок и бассейн подавления.

Однако самые последние конструкции CANDU требуют единой традиционной сухой защитной оболочки для каждого блока. [10]

  • Генераторная станция Брюса B, показывающая большое вакуумное здание (слева), обслуживающее 4 отдельных блока, вокруг которых по отдельности установлен щит, подобный BWR.

  • Фаза III Qinshan состоит из двух блоков CANDU, где система сдерживания автономна для каждого блока.

  • Одиночный блок атомной генерирующей станции Пикеринга , немного отличающийся по форме от типичной защитной оболочки PWR, что в основном связано с большей площадью основания, требуемой конструкцией CANDU. Справа можно увидеть частично закрытое вакуумное здание.

Требования к дизайну и тестированию [ править ]

Изображение NRC зоны содержания внутри здания содержания.

В Соединенных Штатах Раздел 10 Свода федеральных правил, Часть 50, Приложение A, Общие критерии проектирования (GDC 54-57) или некоторые другие проектные основы обеспечивают 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; вообще два клапана. [11] Для линий меньшего размера - одна внутри и одна снаружи. Для больших линий высокого давления наличие места для предохранительных клапанов и соображения технического обслуживания вынуждают проектировщиков устанавливать стопорные клапаны рядом с местом выхода линий из защитной оболочки. В случае утечки в трубопроводе высокого давления, по которому проходит 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 могут также закрываться по множеству других сигналов, таких как высокое давление в защитной оболочке, возникающее при обрыве высокоэнергетической линии (например, магистральные линии пара или питательной воды). Здание защитной оболочки служит для удержания пара / возникающего давления,но обычно нет никаких радиологических последствий, связанных с таким разрывом в реакторе с водой под давлением.

Во время нормальной работы защитная оболочка герметична, и доступ возможен только через шлюзы морского типа. Высокая температура воздуха и излучение из активной зоны ограничивают измеряемое в минутах время, которое люди могут проводить внутри защитной оболочки, пока станция работает на полную мощность. В случае наихудшей аварийной ситуации, называемой «проектной аварией» в правилах NRC, защитная оболочка предназначена для герметизации и сдерживания расплавления.. Резервные системы устанавливаются для предотвращения расплавления, но в соответствии с политикой предполагается, что одна из них произойдет, и, следовательно, это требование для здания защитной оболочки. Для целей проектирования предполагается, что трубопровод корпуса реактора поврежден, вызывая «LOCA» (авария с потерей теплоносителя), когда вода из корпуса реактора выбрасывается в атмосферу внутри защитной оболочки и превращается в пар. Возникающее в результате повышение давления внутри защитной оболочки, которая спроектирована таким образом, чтобы выдерживать давление, запускает распылители защитной оболочки («обливающие спреи»), которые включаются для конденсации пара и, таким образом, снижения давления. SCRAM(«нейтронный трип») начинается очень скоро после разрыва. Системы безопасности закрывают второстепенные трубопроводы в герметичную оболочку путем закрытия запорных клапанов. Системы аварийного охлаждения активной зоны быстро включаются для охлаждения топлива и предотвращения его плавления. Точная последовательность событий зависит от конструкции реактора. [12] [13]

Здания защитной оболочки в США подвергаются обязательному тестированию на соответствие положениям защитной оболочки и изоляции защитной оболочки в соответствии с 10 CFR Часть 50, Приложение J. Интегрированные испытания на скорость утечки (испытания типа «A» или CILRT) выполняются на 15-летней основе. Тесты на степень локальной утечки (тестирование типа B или типа C, или LLRT) выполняются гораздо чаще [ необходима ссылка ], как для выявления возможной утечки при аварии, так и для определения и устранения путей утечки. LLRT выполняются на запорных клапанах, люках и других приспособлениях, проникающих в защитную оболочку. В соответствии с лицензией на эксплуатацию ядерная установка должна подтверждать целостность защитной оболочки до перезапуска реактора после каждого останова. Требование может быть выполнено с помощью удовлетворительных результатов локальных или интегрированных испытаний (или их комбинации при выполнении ILRT ). [14]

В 1988 году Sandia National Laboratories провела испытание по врезанию реактивного истребителя в большой бетонный блок на скорости 775 км / ч (482 мили в час). [15] [16] Самолет оставил только борозду глубиной 64 миллиметра (2,5 дюйма) в бетоне. Хотя блок не был сконструирован как противоракетный щит здания защитной оболочки, он не был закреплен и т.д., результаты были сочтены показательными. Последующее исследование EPRI, Исследовательского института электроэнергии , пришло к выводу, что коммерческие авиалайнеры не представляют опасности. [17]

В 1992 году атомная электростанция в Турции-Пойнт пострадала от урагана Эндрю . В Турции-Пойнт есть два энергоблока, работающих на ископаемом топливе, и два атомных блока. Был причинен ущерб на сумму более 90 миллионов долларов, в основном резервуару для воды и дымовой трубе одного из блоков на ископаемом топливе на месте, но здания содержания не были повреждены. [18] [19]

См. Также [ править ]

  • Фильтрованная система вентиляции защитной оболочки
  • Атомная энергия
  • Современный анализ последствий для реакторов , новое исследование Комиссии по ядерному регулированию
  • Новый безопасный конфайнмент Чернобыля

Ссылки [ править ]

  1. ^ Martin Fackler (1 июня 2011). «Отчет показывает, что Япония недооценивает опасность цунами» . Нью-Йорк Таймс .
  2. ^ Системы безопасности атомной станции, курс PDH E182
  3. ^ https://www.nrc.gov/reading-rm/doc-collections/cfr/part050/part050-0150.html
  4. ^ [Информационный бюллетень Комиссии по ядерному регулированию США об аварии на Три-Майл-Айленде. http://www.nrc.gov/reading-rm/doc-collections/fact-sheets/3mile-isle.html ]
  5. ^ [Отчет президентской комиссии по аварии на Три-Майл-Айленд. http://www.threemileisland.org/downloads/188.pdf Архивировано 9 апреля 2011 г. на Wayback Machine ]
  6. ^ Все ядерное: возможный источник утечек в бассейнах отработанного топлива на Фукусиме
  7. ↑ Цзя Линн Ян (14 марта 2011 г.). «Ядерные эксперты обсуждают систему сдерживания GE» . Вашингтон Пост . Проверено 18 марта 2011 года .
  8. ↑ Ник Карбоун (16 марта 2011 г.). «Были предсказаны неисправности реактора Фукусима - 35 лет назад» . Время .
  9. ^ Ядерный турист (см. Следующую ссылку)
  10. ^ Канд сдерживание безопасность архивация 2007-09-29 в Wayback Machine
  11. ^ "Flowserve Corporation - Эдвард" (PDF) . Архивировано из оригинального (PDF) 18 марта 2006 года . Проверено 7 июля 2005 .
  12. ^ Последовательность событий, проект реактора ABWR: «Операционный анализ ядерной безопасности станции 15A (NSOA)» (PDF) , предварительный отчет по анализу безопасности: LUNGMEN UNITS 1 & 2 (PDF), No Nukes Asia Forum, стр. 37–38, в архиве из оригинала (PDF) 30 октября 2005 г. , извлечено 8 февраля 2006 г.
  13. ^ Последовательность событий, проект реактора CANDU: Снелл, В.Г. (17 ноября 2009 г.), «Лекция 9 - Анализ аварий» (PDF) , UN 0803 - Проектирование безопасности ядерного реактора (PDF), Канада: Университетская сеть передового опыта в области ядерной инженерии , стр. 23–28 , проверено 22 января 2013 г.
  14. ^ Утечка
  15. ↑ Planet Ark: NRC оценивает риск авиаударов по атомным станциям США
  16. ↑ «Кадры испытания снегохода в 1988 году» , видеогалерея , Sandia National Labs , получено 22 января 2013 г.
  17. ^ «Анализ атомных электростанций показывает, что авиакатастрофа не повредит конструкции, в которых находится топливо реактора» (пресс-релиз). Институт ядерной энергии. 23 декабря, 2002. Архивировано из оригинала 28 января 2017 года. Анализ NEI показывает, что самолет не прорвется
  18. ^ NRC Турция Пункт 1
  19. ^ NRC Турция Пункт 2

Внешние ссылки [ править ]

  • Nuclear Tourist , прокрутите вниз до «сдерживания» и «контроля давления в защитной оболочке».
  • Susquehanna Nuclear Energy Руководство по реактору с кипящей водой, см. Стр. 22
  • Финское описание
  • Глоссарий южной компании
  • Технология микромоделирования