Системы безопасности ядерных реакторов (стр. 3 )

4. Барьеры безопасности:

-  Топливная матрица.

-  Оболочки твэлов.

-  Граница первого контура.

-  Защитная оболочка или контейнмент.

(Подробно см. Приложение ).

5. Выводы:

Таким образом, реактор ВВЭР прошел длительный путь модернизаций. Обладает свойствами внутренней самозащищенности с использованием пассивных систем безопасности, устойчив к ошибкам персонала. И является реактором повышенной ядерной и экологической безопасности. А также наиболее подготовлен даже в случае запроектной аварии. Поэтому, я с уверенностью могу сказать, что ВВЭР отвечает требованиям, предъявляемым к реакторам нового поколения.

6. Заключение:

В данной работе я достиг своей главной цели. А на основе собранного материала могу сказать, что в настоящее время реактор типа ВВЭР является наиболее надежным и безопасным.

Но как бы мне не хотелось, я не смогу ограничиться только вопросом о системах безопасности ядерных реакторов. Одной из главных проблем является выбор наиболее приемлемых условий для расположения будущей АЭС.

Кроме того, что город Северск располагает необходимой инфраструктурой, он также обладает уникальным геологическим строением местности и приемлемыми климатическими условиями. Немаловажен уже накопленный опыт работы на АЭС (около 200 реактор лет, практически без серьезных аварий).

Из всего сказанного выше следует, что можно достичь максимальной безопасности АЭС, так как все необходимое для этого уже имеется.

7. Список литературы

1.  , «Почти все о ядерном реакторе»- Москва: «Энергоатомиздат», 1990 г.

2.  Левин физика и ядерные реакторы. 4-е изд. — М.:

Атомиздат, 1979 г.

3.  и др. Научно-технические основы управления ядерными реакторами: Учебное пособие для вузов/ , , ; Под общей редакцией академика . – М.: Энергоатомиздат, 1981.

4.  Петунин ядерных установок М.: Атомиздат, 1960.

5.  . Кинетика и регулирование ядерных реакто­ров.- М.:

Атомиздат, 1973 г.

6.  , , . Перспективные ядерные топливные циклы и реакторы нового поколения. Часть I. – Томск: ТПУ, 2002 г.

7.  , . Аргументы и проблемы атомной энергетики. Безопасность, экономика и экология ядерных технологий. Учебное пособие. – Томск: ТПУ, 2001г.

8.  Сайт http://*****.

9.  Сайт http://*****.

10. Сайт http://www. *****/security/passive. php.

11. Сайт http://www. *****/modules. php? name=News&file=print&sid=74.

Приложение .

Классификация ядерных реакторов и их основные типы.

В зависимости от характерных признаков реакторы можно классифицировать /2/ по назначению, энергетическому спектру нейтронов, виду замедлителя, по теплоносителю, конструкционному оформлению и др.

1. По назначению реакторы подразделяются на энергетические, исследовательские, транспортные, промышленные, многоцелевые. В зависимости от назначения на первый план выдвигаются те или иные требования, определяющие конструкционное оформление реактора, его характеристики и режим работы. Так, непременным условием для транспортных реакторов должны быть компактность и маневренность. Исследовательские реакторы, предназначенные для материаловедческих исследований, должны быть высокопоточными. Промышленные реакторы, предназначенные для наработки плутония, производства радиоактивных изотопов, опреснения морской воды, относятся, как правило, к классу низкотемпературных и работают в форсированном режиме. Требования к энергетическим реакторам определяются, прежде всего, экономичностью термодинамического цикла и в связи с этим - стремлением к повышению его параметров. Двух - и многоцелевые реакторы, например, для выработки электроэнергии и опреснения морской воды, должны сочетать в себе требования той и другой направленности.

2. По энергетическому спектру нейтронов различают реакторы на тепловых, быстрых и промежуточных нейтронах. Наиболее освоены в настоящее время реакторы на тепловых нейтронах. Они требуют наименьшей удельной загрузки ядерного топлива по делящемуся изотопу. С увеличением энергии нейтронов требуется более высокообогащенное топливо, вследствие чего, несмотря на более высокую удельную загрузку по делящемуся изотопу, критические размеры активной зоны уменьшаются и увеличивается ее удельная энергонапряженность. Эти качества присущи реакторам на быстрых нейтронах, которые в настоящее время находятся в стадии промышленного освоения. Перспектива развития этих реакторов определяется возможностью расширенного воспроизводства ядерного топлива благодаря высокому КВ (коэффициент воспроизводства), который может достигать в них значений, заметно превышающих единицу. Реакторы на промежуточных нейтронах используются только в специальных исследовательских установках.

3. По виду замедлителя реакторы на тепловых нейтронах различаются на легководные, тяжеловодные, графитовые. Наиболее компактны реакторы с обычной водой в качестве замедлителя. Графитовые реакторы в расчёте на единицу мощности имеют наибольшие размеры. Несколько меньшими размерами обладают тяжеловодные реакторы. Это обусловлено замедляющими свойствами замедлителя и связано с пробегом нейтронов при замедлении. Наилучшей замедляющей способностью обладает обычная вода, наихудшей - графит. Примерно в обратном порядке можно расставить указанные замедлители в отношении коэффициента замедления, исключая тяжёлую воду, обладающую наивысшим коэффициентом замедления. Именно в тяжеловодных реакторах можно получить критическую массу на природном уране с большим запасом реактивности. C заметно большими ограничениями можно сконструировать реактор на природном уране с графитовым замедлителем. При использовании легководного замедлителя требуется только обогащённый уран, так как вода не только хорошо замедляет нейтроны, но и заметно поглощает их. В качестве замедлителя можно использовать бериллий. Но из-за его высокой стоимости и токсичности он применяется только в специальных реакторах и чаще в качестве отражателя.

4. По теплоносителю реакторы классифицируются на водоохлаждаемые, газоохлаждаемые, жидкометаллические. Наиболее распространенный теплоноситель - обычная вода. Тяжелая вода из-за ее высокой стоимости используется редко и только в реакторах, в которых она может быть и замедлителем. Заметное распространение получил газовый теплоноситель. Это единственно возможный теплоноситель в высокотемпературных реакторах. Расплавленные металлы получили применение в реакторах на быстрых нейтронах.

5. По структуре активной зоны реакторы подразделяются на гетерогенные и гомогенные. В гетерогенных реакторах топливо, замедлитель и теплоноситель пространственно разделены. ТВС расположены в них обычно в виде правильной решётки. В гомогенных реакторах используется однородная смесь топлива, замедлителя и теплоносителя в виде раствора, тонкой взвеси или расплавов. Поэтому размножающие свойства таких реакторов одинаковы во всём объёме активной зоны. В гетерогенных реакторах вследствие неоднородности распределения материалов имеют место локальные неравномерности поля нейтронов. Практически все работающие в настоящее время реакторы относятся к гетерогенным.

6. По конструкционному исполнению реакторы подразделяются на корпусные и канальные. В корпусных реакторах давление теплоносителя несет корпус, в канальных - каждый отдельный канал. Это определяется возможностью непосредственного контакта теплоносителя и замедлителя. Там, где это невозможно, теплоноситель протекает в специальных каналах, в которых размещаются ТВС (тепловыделяющие сборки). Стенки каналов рассчитываются на полное давление теплоносителя и предотвращают контакт его с замедлителем.

7. Реакторы с водным теплоносителем различаются на кипящие и с водой под давлением (без кипения). Это, прежде всего, относится к реакторам, охлаждаемым обычной водой, - как корпусным, так и канальным. Большинство корпусных реакторов - это реакторы с водой под давлением, канальные реакторы - преимущественно кипящие.

8. По топливу классификация реакторов весьма разнообразна: по обогащению (на природном и обогащенном уране), по агрегатному состоянию топлива (на металлическом природном уране, керамическом топливе, расплавах), по воспроизводящему материалу (с уран - плутониевым или ториевым циклом). Наибольшее распространение пока получили реакторы с твердым керамическим топливом и уран - плутониевым циклом.

Параметры сравнения	ВВЭР	РБМК	Реактор на тяжелой воде
Тепловыделитель	4.5%-й обогащенный уран	2.8%-й обогащенный уран	2-3%-й обогащенный уран
Замедлитель и его свойства	Легкая вода. Очень хорошо замедляет нейтроны, очень сильно поглощает нейтроны. Очень дешева.	Графит. Хорошо замедляет нейтроны, почти не поглощает нейтроны. Достаточно дешев.	Тяжелая вода. Очень хорошо замедляет нейтроны, почти не поглощает нейтроны. Очень дорога в производстве.
Особенности активной зоны, определяемые параметрами замедлителя	Тесное расположение тепловыделяющих элементов, необходимость повышенного обогащения урана	Достаточно редкое расположение тепловыделяющих элементов, возможность использования низкообогащенного урана или отработанного топлива ВВЭР	Достаточно редкое расположение тепловыделяющих элементов, возможность использования низкообогащенного урана или отработанного топлива ВВЭР
Количество контуров	Два	Один	Два
Теплоноситель	Легкая вода в обоих контурах. Одновременно является замедлителем.	Легкая вода. Замедляющий эффект незначителен.	Тяжелая вода в первом контуре, легкая вода во втором. Тяжелая вода одновременно является замедлителем.
Регулирование	Раствор борной кислоты в теплоносителе. Регулирующие стержни из бороциркониевого сплава и оксида европия.	Регулирующие стержни из бороциркониевого сплава и оксида европия.	Регулирующие стержни из бороциркониевого сплава и оксида европия.
Перегрузки топлива	1 раз в 4-6 месяцев, с полной остановкой реактора и вскрытием его корпуса. Каждый тепловыделяющий элемент переставляется внутри реактора трижды до его окончательного извлечения.	В процессе работы, с помощью специальной перегрузочной машины, позволяющей перезагружать отдельные тепловыделяющие элементы. Каждый тепловыделяющий элемент переставляется внутри реактора несколько раз до его окончательного извлечения.	Раз в несколько месяцев, с полной остановкой реактора.
Наружный отражатель	Наружный металлический корпус.	Графитовая кладка толщиной 65 см. Наружный корпус не обязателен, но желателен по соображениям безопасности	Наружный металлический корпус.

Приложение

Табл. 2. Параметры этих реакторов ВВЭР, РБМК, CANDU
Приложение .

Рис.1 Схема реактора ВВЭР

 

Рис.2. Строение активной зоны реактора ВВЭР

Рис.3. Схема реактора РБМК

Рис.4. Активная зона реактора РБМК

Рис.4. Активная зона реактора РБМК

Рис.5. Схема реактора CANDU

 

Рис.6. Схема реактора РБН

Приложение .

Реактор с шаровой засыпкой.

В реакторе с шаровой засыпкой активная зона имеет форму шара, в который засыпаны тепловыделяющие элементы, также шарообразные. Каждый элемент представляет из себя графитовую сферу, в которую вкраплены частицы оксида урана. Через реактор прокачивается газ - чаще всего используется углекислота СО2. Газ подается в активную зону под давлением и впоследствии поступает на теплообменник. Регулирование реактора осуществляется стержнями из поглотителя, вставляемыми в активную зону.

Рис.7. Схема реактора с шаровой засыпкой.

Экстренное глушение реактора осуществляется путем выстреливания в активную зону клина из поглотителя (рядом с реактором устраивают некое подобие короткой пушки, которая в экстраординарной ситуации выстреливает в реактор через его корпус клинообразный кусок поглотителя, при этом реактор сразу останавливается). Реактор с шаровой засыпкой выгодно отличается тем, что в нем принципиально не может произойти взрыв гремучего газа, и в случае разгона реактора самым неприятным последствием будет лишь расплавление тепловыделяющих элементов и невозможность дальнейшей эксплуатации реактора. Взрыва такого реактора при его разгоне произойти не может в принципе. С другой стороны, в случае попадания воды в активную зону (например, из второго контура в случае прорыва трубы в теплообменнике) разрушение реактора и выброс радиоактивного газа-теплоносителя неизбежно.

Реакторы с шаровой засыпкой в незначительном количестве строились в Восточной Европе и Америке.
Приложение .

Рис.8. Кассета АРК реактора ВВЭР

Рис.10. ТВС АР реактора БН-350

Рис.11. Компенсирующий стержень реактора БН-350

Приложение .

ВВЭР-440

Высота цилиндрической активной части 2, 46 м., а ее диаметр 2,88 м. В этой активной части размещено 41,5 т. Ядерного топлива (уран с начальным обогащением 3,35 %), распределенного по 276 кассетам с 126 тепловыделяющими элементами (твэл) каждая. Материалом защитной оболочки твэлов является сплав циркония с 1% ниобия.

Давление и температура теплоносителя (воды) в первом контуре составляет 12,67 МПа и 2680С или 2960С (на входе или выходе корпуса реактора) и являются немного ниже соответствующих параметров западных реакторов с водой под давлением или реактора ВВЭР-1000. В первый контур входят шесть циркуляционных петель, состоящих из главного циркуляционного насоса, горизонтального парогенератора и двух главных запорных задвижек. (Первый контур ВВЭР-70 состоит из трех, ВВЭР-210 из шести, а ВВЭР-365 из восьми циркуляционных петель. На ВВЭР-1000 предусмотрены, как на большинстве водо-водяных реакторах под давлением ФРГ, четыре циркуляционные петли).Материал корпуса реактора – сталь 15X2МФА. К первому контуру относится – как у всех водо-водяных реакторах под давлением – компенсатор объема емкостью 38 м3.

Длина парогенераторов реактора ВВЭР-440 – 11,95 м, внутренний диаметр – 3,21 м. В каждом парогенераторе 5146 подогревательных трубок. Наружный диаметр твела – 16 мм, толщина – 1,4 мм. Давление пара на выходе из парогенератора – 4,76 МПа, что является также ниже, чем к реакторов нового поколения. К каждому ВВЭР-440 подключены два турбогенератора мощностью 210 МВт каждый.

Приложение .

Проект ВПБЭР-600.

Основные проектные решения

Развитие концепции реакторов с интегральной компоновкой оборудования продиктовано созданием энергетического водо-водяного реактора принципиально более высокого уровня безопасности по сравнению с имеющимися петлевыми типа PWR.. решение этой задачи началось с создания реакторной установки для атомных станций теплоснабжения, которые могли бы размещаться в непосредственной близости от крупных городов. Принципиальной особенностью интегральной компоновки является размещение основного оборудования первого контура в одном корпусе. К достоинствам такого реактора относятся следующие характеристики:

·  Локализация первого контура, а следовательно, и радиоактивных продуктов в одном корпусе;

·  Максимально возможное упрощение тракта гидравлической циркуляции первого контура, что способствует развитию естественной циркуляции и ее использованию при аварийных и рабочих режимах;

·  Исключение трубопроводов первого контура большого диаметра, размещение вспомогательных труб только в верхней части корпуса реактора и как следствие исключение классов аварий больших и средних течей;

·  Сохранение активной зоны под уровнем воды при любой разгерметизации за счет соответствующего выбора объема страховочного корпуса;

·  Снижение флюенса нейтронов до уровня, при котором снимается вопрос о радиационном охрупчивании материала корпуса за время эксплуатации (при этом отпадает необходимость использования образцов-свидетелей);

·  Исключение попадания холодного теплоносителя на корпус реактора в связи с отсутствием мощных систем САОЗ, характерных для PWR;

·  Аварийное расхолаживание реактора более простыми средствами, эффективное использование парогенератора (теплообменника);

·  Возможность реализации теплоотводного принципа защиты первого контура от недопустимого в соответствии с нормативными требованиями роста давления;

·  Большая тепловая инерционность, обусловленная значительным запасом воды над активной зоной, по сравнению с традиционными реакторами;

·  Высокий уровень заводской готовности реакторной установки при поставке на строительную площадку;

·  Значительное снижение объема наиболее ответственных монтажных работ на строительной площадке;

·  Возможность существенного сокращения сроков строительства АС;

·  Упрощение технологии снятия с эксплуатации АС с сохранением возможности повторного использования реакторного здания;

·  Наличие условий для экономии финансовых средств при сооружении АС и снятии с эксплуатации.

Приложение .

Рис. 12. Осуществление принципов разнообразия по обеспечению основных функций безопасности в проекте ВВЭР-1000 (В-392)

Защитные системы безопасности

Защитные системы предназначены для предотвращения или ограничения повреждения ядерного топлива, оболочек ТВЭЛ, первого контура и предотвращение ядерных аварий.

В проекте предусмотрены следующие защитные системы безопасности:

СИСТЕМА АВАРИЙНОГО ОХЛАЖДЕНИЯ АКТИВНОЙ ЗОНЫ (САОЗ) САОЗ предназначена для охлаждения активной зоны в случае аварии с потерей теплоносителя первого контура в результате разрывов трубопроводов первого контура.
САОЗ состоит из четырех систем.

1.  СИСТЕМА АВАРИЙНОГО ВПРЫСКА ВЫСОКОГО ДАВЛЕНИЯ предназначена для подачи в реактор раствора борной кислоты при давлении в контуре ниже 8,0 МПа.

2.  СИСТЕМА АВАРИЙНОГО ВПРЫСКА НИЗКОГО ДАВЛЕНИЯ (АКТИВНАЯ ЧАСТЬ) предназначена для подачи в реактор раствора борной кислоты при давлении в контуре ниже 2,5 МПа.

3.  СИСТЕМА ГИДРОЕМКОСТЕЙ (ПАССИВНАЯ ЧАСТЬ) предназначена для подачи раствора борной кислоты в реактор при снижении давления в первом контуре ниже 5,9 МПа.

4.  СИСТЕМА ХРАНЕНИЯ РАСТВОРА БОРНОЙ КИСЛОТЫ предназначена для хранения раствора борной кислоты с концентрацией 16г/кг и 40г/кг

СИСТЕМА АВАРИЙНОГО ВВОДА БОРА
Система предназначена для подачи раствора борной кислоты в компенсатор давления при авариях с течью теплоносителя из первого контура во второй, а также для подачи в первый контур борной кислоты в авариях типа ATWS. СИСТЕМА ОТВОДА ОСТАТОЧНОГО ТЕПЛА Система отвода остаточных тепловыделений и охлаждение реактора в нормальном режиме останова станции, в режимах с нарушениями нормальных условий эксплуатации, а также при авариях. СИСТЕМА АВАРИЙНОЙ ПИТАТЕЛЬНОЙ ВОДЫ
Система предназначена для подачи питательной воды в парогенераторы при нарушениях нормальных условий эксплуатации и проектных авариях. СИСТЕМА ЗАЩИТЫ ОТ ИЗБЫТОЧНОГО ДАВЛЕНИЯ
Система предназначена для защиты первого контура и парогенераторов от избыточного давления. СИСТЕМА АВАРИЙНОГО ГАЗОУДАЛЕНИЯ
Система предназначена для удаления парогазовой среды из первого контура при авариях, связанных с течами первого контура и образованием водорода, а также для снижения давления в первом контуре.

Локализующие системы безопасности

Локализующие системы предназначены для предотвращения или ограничения распространения внутри АЭС и выхода в окружающую среду радиоактивных веществ, выделяющихся при авариях.

В проекте предусмотрены следующие системы, предназначенные для выполнения локализующих функций:

ДВОЙНАЯ ЗАЩИТНАЯ ОБОЛОЧКА
Двойная защитная оболочка предназначена для локализации радиоактивных продуктов внутри герметичного объема и защиты от внешних воздействий. Для дополнительной защиты фундаментной плиты защитной оболочки предусмотрено устройство локализации расплава активной зоны (ловушка расплава). Система использует пассивные принципы функционирования. Запас охлаждающей воды рассчитан на 24 часа работы без внешнего энергопитания и подачи охлаждающих сред. Данное устройство на АЭС реализуется впервые в мире. Проект прошел неоднократные международные экспертизы и получил одобрение и признание. СПРИНКЛЕРНАЯ СИСТЕМА Система предназначена для снижения давления в защитной оболочке, отвода остаточных тепловыделений из защитной оболочки и выполнения других функций. СИСТЕМА РЕГУЛИРОВАНИЯ СОДЕРЖАНИЯ ВОДОРОДА В ЗАЩИТНОЙ ОБОЛОЧКЕ Система предназначена для уменьшения содержания водорода под оболочкой после аварии с потерей теплоносителя и для предотвращения неконтролируемого возгорания водорода. СИСТЕМА ОЧИСТКИ АВАРИЙНОГО ВЫБРОСА ПАРОГАЗОВОЙ СРЕДЫ ИЗ ОБОЛОЧКИ Система предназначена для очистки радиоактивных аварийных выбросов парогазовой смеси из защитной оболочки при тяжелых авариях реактора.

Обеспечивающие системы безопасности

Обеспечивающие системы предназначаются для снабжения систем безопасности энергией, рабочей средой и создания условий их функционирования.

СИСТЕМА НАДЕЖНОГО ЭЛЕКТРОПИТАНИЯ
Система надежного электропитания обеспечивает электропитанием механизмы систем безопасности во всех проектных режимах. Для проекта АЭС в КНР предусмотрен дополнительный канал энергоснабжения, доступный при запроектных авариях, и необходимый для функционирования систем безопасности. СИСТЕМА ПРОМЕЖУТОЧНОГО КОНТУРА ОХЛАЖДЕНИЯ
Система обеспечивает охлаждение оборудования реакторной установки, ее вспомогательных систем и систем безопасности во всех проектных режимах. Система обеспечивает барьер между системами, содержащими радиоактивность, и системой технической воды ответственных потребителей. СИСТЕМА ТЕХНИЧЕСКОЙ ВОДЫ ОТВЕТСТВЕННЫХ ПОТРЕБИТЕЛЕЙ
Система предназначена для отвода тепла из системы промежуточного контура охлаждения к конечному поглотителю тепла во всех проектных режимах.

Управляющие системы безопасности

Управляющие системы безопасности предназначены для приведения в действие систем безопасности, осуществления контроля и управления ими в процессе выполнения заданных функций.

К управляющим системам безопасности относятся:

СИСТЕМА ПРИВЕДЕНИЯ В ДЕЙСТВИЕ СИСТЕМ БЕЗОПАСНОСТИ СИСТЕМА АВАРИЙНОЙ ЗАЩИТЫ РЕАКТОРА

Приложение .

Контеймент.

Защитная оболочка реактора двойная. Внутренняя герметичная оболочка представляет собой цилиндрическую конструкцию из предварительно напряженного железобетона с полусферическим куполом и плитой основания из железобетона. Внутренняя поверхность герметичной оболочки покрыта сварной облицовкой из углеродистой стали для обеспечения герметичности.

Наружная защитная оболочка, представляет собой цилиндрическую конструкцию из железобетона с полусферическим куполом. Все трубопроводные проходки, проходящие через оболочки, неподвижно установлены в стенах внутренней оболочки и уплотнены сваркой со стальной облицовкой. Все трубопроводы, проходящие через оболочку, оборудованы локализующей арматурой.

Доступ под оболочку осуществляется через шлюз для персонала, шлюз для оборудования и материалов и аварийный шлюз. В конструкции шлюзов предусмотрена невозможность одновременного открытия всех дверей любого шлюза во время работы станции.

Расчетная величина протечки через внутреннюю герметичную оболочку после постулированной аварии составляет не более 0,2% от свободного объема герметичной оболочки в течение 24 часов.

В проекте АЭС исключаются физические явления, связанные с тяжелыми авариями, которые могут угрожать целостности контейнмента, а именно:

паровой взрыв в корпусе реактора (обосновано в рамках отчета по обоснованию безопасности); взрывы водорода (обосновано в рамках НИР по водородной безопасности); повторная критичность активной зоны или расплава (для внутрикорпусной стадии тяжелой аварии обосновано в рамках отчета по обоснованию безопасности, для внекорпусной стадии - в рамках НИР по устройству локализации расплава); паровые взрывы за пределами корпуса реактора (обосновано в рамках НИР по устройству локализации расплава); прямой нагрев контейнмента (обосновано в рамках НИР по устройству локализации расплава); летящие предметы (обосновано в рамках отчета по обоснованию безопасности); воздействие расплава на пол и стены подреакторного помещения (обосновано в рамках НИР по устройству локализации расплава); долговременное повышение давления на поздних стадиях тяжелой аварии (обосновано в рамках НИР по возможности отказа от системы фильтруемого сброса среды из защитной оболочки).

Для защиты фундаментной плиты защитной оболочки предусмотрено устройство локализации расплава активной зоны (ловушка расплава). Система использует пассивные принципы функционирования. Запас охлаждающей воды рассчитан на 24 часа работы без внешнего энергопитания и подачи охлаждающих сред. Данное устройство на АЭС реализуется впервые в мире. Проект прошел неоднократные международные экспертизы и получил одобрение и признание. Необходимо отметить, что Китайский Заказчик и международные эксперты проявили большой интерес к решению проблемы тяжелых аварий, поскольку на Европейском реакторе EPR работы по решению данного вопроса ведутся с 1993 года, затрачено примерно 780 млн. DM, однако окончательного обоснования конструкции пока нет.

Приложение .

Концепция безопасности АЭС.

Концепция безопасности АЭС базируется на применении принципа эшелонированной защиты. Несколько переделанный военный термин "эшелонированная оборона" пришелся очень кстати в атомной энергетике. Основной смысл безопасной работы АЭС - предупреждение неконтролируемого выхода радиоактивных продуктов туда, где им находиться не положено.

Принцип эшелонированной защиты или концепция множественных барьеров является основой для разработки всех мер и средств обеспечения безопасности АЭС. Это значит, что на пути распространения радиоактивных материалов при любых происшествиях на АЭС находятся физические барьеры. Эти барьеры обеспечивают защиту населения и окружающей среды от ущерба и каждый следующий барьер работает, даже если предыдущие барьеры будут полностью или частично повреждены.

АЭС не представляет угрозы для населения, пока сохраняется целостность любого из защитных барьеров.

Рис. 14. Эшелонирование в глубину.

·  Топливная матрица.
Это ядерное топливо, представляющее собой керамику - множество частиц топлива, спеченных в виде маленьких таблеток. При работе реактора в этой керамике накапливаются продукты деления. Некоторые из них также радиоактивны. Из самой керамики при нормальных условиях работы выходит очень малая доля этих продуктов, остальные остаются внутри. Потом из отработанного топлива при необходимости можно извлекать ценные изотопы. Для обеспечения целостности этого барьера нужно не превышать температур, допустимых для топлива.

·  Оболочки твэлов.
Это герметичные оболочки стержней, заполненных таблетками ядерного топлива. Все продукты деления, которые выходят из топливной матрицы в режиме нормальной эксплуатации, удерживаются этими оболочками. Целостность этого барьера также зависит от температуры.

·  Граница первого контура.
Включает корпус реактора, трубопроводы первого контура, парогенераторы и элементы других систем, которые не отсекаются от контура. При нормальной эксплуатации контур поддерживается при давлении около 180 атмосфер. В нем циркулирует теплоноситель, через который передается тепло, необходимое для выработки энергии в турбогенераторе. Целостность этого барьера постоянно контролируется специальными техническими средствами.

·  Защитная оболочка или контейнмент.
Это специальное здание, бетонная или стальная оболочка вокруг всей реакторной установки, включая корпус реактора, парогенераторы, трубопроводы, элементы систем безопасности и т. д. Такая оболочка без потери герметичности может выдержать внутреннее давление до 7 атмосфер, температуры до 200°С, а также землетрясения, наводнения, ураганы, взрывные волны, падения самолета. В нормальных условиях там поддерживаются обычные рабочие давление и температура. Смысл защитной оболочки - в том, чтобы при серьезных нарушениях в работе станции локализовать последствия аварии. Именно такая оболочка на АЭС Три-Майл-Айленд в США обеспечила безопасность населения при аварии. Отсутствие такой оболочки на Чернобыльской АЭС, наряду с другими причинами, послужило причиной столь тяжелых радиационных последствий этой аварии.

Сохранность защитных барьеров обеспечивается работой различных систем станции. В нормальных условиях работают системы нормальной эксплуатации. Если в работе станции происходят какие-то нарушения, системы нормальной эксплуатации позволяют справляться с ними. Конечно, эти нарушения не должны быть очень серьезными. Для борьбы с более серьезными неполадками предусмотрены специальные системы.

Приложение .

Основные технические решения, традиционные для всех поколения реактора ВВЭР.

·  Треугольная разбивка расположения кассет в активной зоне реактора и тепловыделяющих элементов в кассете, что обеспечило шестигранную форму кассет;

·  Использование в качестве материала для оболочек тепловыделяющих элементов циркониевого сплава с ниобием;

·  Использование для материала корпуса высокопрочной легированной углеродистой стали, работоспособной в больших потоках нейтронного облучения;

·  Изготовление корпуса реактора из цельнокованых обечаек без продольных швов;

·  Исполнение нижней части корпуса реактора, где размещается активная зона, в виде цилиндрического сосуда с эллиптическим днищем, не имеющим ни врезок типа патрубков, ни других отверстий;

·  Использование в качестве опоры корпуса реактора цилиндрического бурта на нижней обечайке зоны патрубков;

·  Компоновка приводов системы управления и защиты (СУЗ), системы температурного контроля и энерговыделения активной зоны на съемном верхнем блоке (крышке) реактора;

·  Использование для первых блоков и ВВЭР-440 в качестве органов регулирования в активной зоне реактора подвижных кассет с тепловыделяющими элементами;

·  Применение оригинальной конструкции парогенератора горизонтального типа с трубной решеткой в виде двух цилиндрических коллекторов.

·  Использование в качестве материала теплообменных труб парогенераторов аустенитной нержавеющей стали марки OX18Н10T;

Транспортабельность всего крупногабаритного оборудования блока по железным дорогам Советского Союза явилась весьма важным фактором.