Главная | Регистрация | Вход | RSSПонедельник, 10.12.2018, 10:27

Атомная физика

Меню сайта
Мини-чат
Статистика

Онлайн всего: 1
Гостей: 1
Пользователей: 0

Решение проблем

Защитные барьеры
 
   При пользовании как спичками, так и ядерной энергией есть определённые правила, пренебрежение которыми ведёт к трагическим последствием. Если говорить о ядерной энергетике, то безопасность АЭС регламентируется тремя основнымидокументами: «Общими положениями обеспечение безопасность атомных станций при проектировании, сооружений и эксплуатации», «Правилами ядерной безопасности атомных электростанций» и «Правилами устройства и безопасной эксплуатации оборудования атомных электростанций, опытных и исследовательских ядерных реакторов». В соответствии с этими «Правилами» АЭС считается безопасной в том случае, «если техническими и организационными средствами обеспечивается непривышение установленных доз по внутреннему и внешнему облучению её персонала и населения и нормативы по содержанию радиоактивных продуктов в окружающей среде при нормальной эксплуатации и проектных авариях».
 
    Безопасность АЭС обеспечивается правильным выбором площадки для строительства станции (в дали от крупных населённых пунктов и в местности, благоприятной по геологическим покозателям), санитарно-защитной зоны вокруг АЭС. Станция должна быть оснащенна высококачественными системами безопасности. Все работы по проектированию, строительству, монтажу и эксплуатации АЭС должны проводиться на высоком профессиональном уровне.
 
    По существу, безопасность АЭС обеспечивается рядом проектно-конструкторских решений, придусматриваемых в проектах реакторов и АЭС. Эти решения определяют для существующих АЭС следующие защитные барьеры:
 
    1.Оболочка твэл. Оболочка тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ) являются первым защитным барьером против распространения активности за пределы АЭС. В качестве оболочки ТВЭЛ могут использоваться циркониевые и алюминиевые сплавы, нержавеющая сталь и некоторые другие конструкционные материалы. Оболочка должна герметизировать топливо и надёжно отделять его от теплоносителя, чтобы исключить их взаимодействия и вынос продуктов деления в парогенераторы или промежуточные теплообменники в течении всего периода эксплуатации ТВЭЛов в реакторе.
 
  В первый период эксплуатации АЭС были случаи преждевременной разгерметизации ТВЭЛ, что приводило в радиоактивному загрязнению теплоносителей и оборудования 1 контура. Это требовало дезактивации оборудования и трубопроводов первого контура во время ремонтных работ.
 
   2.Корпус реактора и 1 контур. Вторым защитным барьером против выделения радиоактивности во внешнюю среду для двух- и трёхконтурных АЭС являются корпус реактора, промежуточные теплообменники или парогенераторы и трубопроводы 1 контура. Для одноконтурного реактора, например РБМК, не имеющего корпуса, таким защитным барьером являются технологические каналы и трубопроводы 1 контура. Для остальных типов реакторов с двух- и трёхконтурными схемами теплоотвода наличие корпуса, оборудования и коммуникаций 1 контура позволяет обеспечить надёжную герметизацию теплоносителя и исключить вынос высокоактивных продуктов деления за пределы 1 контура при нормальной эксплуатации реактора.
 
   Однако были случаи, правда немногочисленные, когда происходила разгерметизация коммуникаций и оборудований 1 контура с утечкой теплоносителя. Утечки сливались через дренажи в специальные ёмкости, одновременно негерметичность оперативно устранялась. В проектах АЭС предусматривается случай полного разрыва трубопроводов 1 контура, хотя считается, что подобной аварии произойти не может.
   К этому же классу защитных барьеров относятся корпуса из предварительно напряжённого бетона, которые нашли применение в ряде проектов зарубежных АЭС, например с газовым теплоносителем в Великобритании, во Франции и др. Этот вид защиты обладает тем достоинством, что по современным научным представлениям в нем отсутствует разрушение под напряжением, возможное в стальных корпусах. Теоретическая возможность хрупкого разрушения стального корпуса под напряжением вызвала требование Госатомэнергонадзора рассматривать в проектах Горьковской и Воронежской АСТ последствия полного разрыва корпусов реакторов этих станций.
   В принципе трудно представить себе возможность такой аварии и условия, при которых она может происходить. Более реально появление трещин в корпусе и утечки теплоносителя 1 контура из бака реактора. Для корпусов же из предварительно напряжённого бетона вероятность таких аварий вообще не рассматривается. В то же время такие корпуса, имеющие достаточно большую массу (10 тыс. т), привлекательны с точки зрения вывода АЭС из эксплуатации, так как для этого не требуется громоздить какие-либо дополнительные железобетонные сооружения по типу объекта «Укрытие» на 4-м блоке Чернобыльской АЭС.
  
   3.Защитная оболочка. Защитная оболочка служит для предупреждения выброса радиактивных вещест в окружающую среду в случае разгерметизации 1 контура, а также для предохранения реактора от механического разрушения. В одном из вариантов защитная оболочка может размещаться непостредственно на крышке реактора и включать в себя только корпус реактора. В этом случае за пределами защитной оболочки находятся трубопроводы 1 контура и парогенератор или промежуточные теплообменники. В другом варианте защитная оболочка содержит внутри себя центральный зал реактора, сам реактор, оборудование и коммуникации 1 контура и рассчитана на избыточное давление 5 атм.
   Опыт эксплуатации зарубежных и отечественных АЭС, а также авария на американской АЭС «Три-Майл-Айленд» свидетельствуют о том, что качественно спроектированная и смонтированная защитная оболочка над реактором обеспечивает гарантированную радиационную безопасность населения при самых тяжёлых авариях.
   Аварии на зарубежных АЭС и в Чернобыле свидетельствуют о необходимости иметь в качестве надёжного барьера против выхода активности защитные оболочки (контеймент). Пожалуй, можно считать доказанным, что ядерная энергетика, а тем более вновь вводимые АЭС не могут существовать без защитных оболочек, достаточно прочных и плотных, чтобы предупредить выход радиоактивности в окружающую среду в аварийной ситуации.
 
   4.Другие защитные барьеры. На АЭС имеются другие защитные бурьеры в виде контрольных, управляющих, обеспечивающих и локализующих систем безопасности: системы внутриреакторного контроля, управления реактором, контроля герметичности, аварийная защита реактора, система диагностики оборудования, дозиметрический контроль, система аварийного расхолаживания, газгольдеры выдержки сбросных газов и т.д.
    Остановимся на устройстве и назначении отдельных систем. Система управления и защиты служит для регулирования работы реактора и его срочной остановки в случае аварийного отклонения контролируемых параметров от номинальных значений. В эту систему входят датчики контроля нейтронного потока, электронная аппаратура, поглощающие стержни (стержни, поглощающие нейтроны) и исполнительные устройства в виде электромеханических приводов для перемещений стержней. В случае аварийного увеличения нейтронного потока от датчиков появляется сигнал, по которому поглощающие стержни аварийной защиты вводятся в активную зону.    
    Однако нельзя исключать ситуации, когда во время аварии эти каналы окажутся повреждёнными, например разрушенными или изогнутыми. Тогда стержни не смогнут войти в активную зону реактора и прекратить цепную реакцию деления. На этот случай правилами проектирования предусмотрены по меньшей мере две независимые системы воздействия на реактивность (желательно основанные на различных принципах действия).
    Все реакторы АЭС оснащены системами аварийного охлаждения активной зоны для отвода остаточного тепловыделения от ТВЭЛов вследствие образования в них продуктов деления. Необходимость такой системы обусловлена определённой вероятностью обеспечивания АЭС, остановки главных циркуляционных насосов, хотя проектом всегда предусматриваются меры по резервированию энергоснабжения.
     Реакторы оснащены рядом дозиметрических систем как для контроля уровня облучения эксплуатационного персонала, так и для измерений активности жидких, твёрдых и газообразных отходов, которые возникают при работе станции.
     Все эти защитные, управляющие, контролирующие, локализующие системы безопасности должны обеспечить безопасность АЭС, если персонал станции будет правильно их эксплуатировать. Однако все эти перечисленные барьеры и системы безопасности могут оказаться бесполезными, если их неправильно эксплуатировать, если не проверять их работоспособность, если в конце концов их отключить, как это было сделано на 4-м блоке АЭС с системой аварийного охлаждения реактора.
     Главная задача при перспективном развитии атомной энергетики в России - обеспечение практически абсолютной радиационной безопасности населения страны и окружающих стран при нормальной эксплуатации АЭС и в случае аварийной ситуации.
     Для людей, живущие вблизи АЭС, это обстоятельство является жизненно важным.
 
Киселёв Г.В. Проблемы развития атомной энергетики.-М,"Знание",1990
Форма входа
Наш опрос
Оцените мой сайт
Всего ответов: 42
Поиск
Календарь
«  Декабрь 2018  »
ПнВтСрЧтПтСбВс
     12
3456789
10111213141516
17181920212223
24252627282930
31
Друзья сайта
  • Официальный блог
  • Сообщество uCoz
  • FAQ по системе
  • Инструкции для uCoz

  • Copyright MyCorp © 2018
    Создать бесплатный сайт с uCoz