Защитные средства локализации и уменьшения последствий радиационной аварии

Локализация и ограничение последствий радиационных аварий, вероят­ность которых вполне реальна, могут быть достигнуты за счет как удаления АЭС от населенных пунктов, так и технических средств. Однако по мере наращивания мощности ЯЭУ и расширения сферы их использования возрастает роль техниче­ских средств. К ним относятся: аварийные системы расхолаживания, защитные оболочки и системы снижения давления в них, системы улавливания радиоак­тивных газов.

Системы локализации рассчитывают обычно на максимальную проектную аварию, определяемую для каждой конкретной установки. Для водоохлаждаемых реакторов наиболее серьезной аварией, принятой максимально проектной, считается внезапный разрыв трубопровода максимального диаметра в циркуля­ционном контуре. В графитовых реакторах с газовым теплоносителем к тяжелым последствиям может привести попадание воды второго контура в первый и обесточивание газодувок. В реакторах на быстрых нейтронах с натриевым теплоно­сителем наиболее серьезными аварийными ситуациями считаются разуплотне­ние первого контура и обесточивание циркуляционных насосов.

Как видно, наиболее тяжелые аварийные ситуации сопровождаются вне­запным ухудшением теплоотвода, а при попадании воды в графитовую кладку возможен и всплеск нейтронной мощности. Все это предопределяет высокие требования к системам аварийного расхолаживания и прежде всего к системам расхолаживания активной зоны.

Внезапная некомпенсируемая потеря теплоносителя, связанная с разуплотнением первого контура, сопровождается не только резким ухудшением теплоотвода, но и истечением теплоносителя в реакторное помещение, и повышением давления в нем. При этом, если не обеспечить надежное расхолаживание актив­ной зоны, произойдут разгерметизация твэлов и выход радиоактивных продук­тов деления в теплоноситель.

В зависимости от типа реактора и вида теплоносителя протекание и по­следствия подобной аварии различны. В реакторах типа ВВЭР, работающих под высоким давлением, происходит практически мгновенное падение давления до момента вскипания теплоносителя, что обусловлено несжимаемостью воды. По­сле вскипания начинает истекать пароводяная смесь, в контуре образуется паро­вая подушка и дальнейшее падение давления идет сравнительно медленно. Вскипание теплоносителя приводит к запариванию активной зоны, последую­щему ее обезвоживанию и резкому ухудшению коэффициента теплоотдачи. Хо­тя реактор при этом по аварийному сигналу немедленно выключается, в нем за счет высокой температуры диоксида урана аккумулируется большое количество тепла. Кроме того, имеет место остаточное тепловыделение. При нормальной работе температура диоксида урана в центре топливного сердечника составляет около 2000°С и даже несколько выше, а температура оболочки не превышает 400°С. При резком ухудшении теплоотвода температура оболочки возрастает за счет растечки тепла по сечению твэла. При этом, если не обеспечить эффектив­ное аварийное расхолаживание, температура оболочки может повыситься до 1000°С и более и разгерметизация твэлов становится весьма вероятной. Более того, при температуре выше 1000°С может интенсивно протекать пароциркониевая реакция с дополнительным выделением тепла, что может привести к оплав­лению твэлов.

Система аварийного охлаждения активной зоны (САОЗ) реакторов типа ВВЭР состоит из гидроемкостей так называемой пассивной системы и насосов высокого и низкого давления - активной системы. Гидроемкости пассивной сис­темы не связаны между собой и работают независимо друг от друга. Они, запол­ненные водой с присадкой борной кислоты, находятся под давлением 4 - 6 МПа. и в случаях давления в первом контуре, обусловленного некомпенсируемой потерей теплоносителя, ниже давления в гидроемкостях борированная вода начинает поступать в реактор, обеспечивая тем самым расхолаживание необходима для поддержания надежной подкритичности реактора. После опорожнения гидроем­костей в работу включаются высокопроизводительные насосы низкого давления, которые прокачивают воду до полного расхолаживания зоны. Насосы высокого давления, подключенные к тем же линиям расхолаживания, предназначены для компенсируемой подпитки контура в случае образования малых течей. Надеж­ность работы САОЗ обеспечивается не менее чем 100%-ным резервированием как по пассивной, так и по активной системе.

В канальных кипящих реакторах типа РБМК используется аналогичная система аварийного охлаждения реактора (САОР), включающая в себя пассив­ную и активную системы.

Очистка воздуха в помещениях АЭС от радиоактивных примесей осущест­вляется многоступенчатыми фильтрами, включенными в систему принудитель­ной вентиляции. Как показывает опыт эксплуатации, они обеспечивают высокую степень очистки как при нормальных режимах работы, так и в аварийных ситуа­циях. Степень очистки от аэрозолей и других примесей составляет более 99%.

Лекция № 13 (можно сделать 2 лекции)