Быстрые реакторы с жидкометаллическим охлаждением Повреждение защитной оболочки Хранение отработанного топлива Термоядерные реакторы Ядерные взрывы Атомная энергетика

Ядерные реакторы

Повреждение защитной оболочки

Авария на АЭС Three Mile Island показала важность защитной оболочки реактора для локализации очень тяжелой аварии и превращения ее в такую, которая имела бы очень малое воздействие на здоровье людей. Защитная оболочка является важным барьером в многоуровневой стратегии защиты, воплощенной в проектах реакторов, особенно для охлаждаемых водой и жидким металлом. Имеется большое число исследований, посвященных целостности защитных оболочек, особенно для PWR.

Используются следующие основные виды защитных оболочек реакторов:

1. Большие предварительно напряженные армированные бетонные оболочки, подобные изображенной на рис. 6.4, которые способны выдерживать избыточное давление около (3 - 4) 105 Па выше атмосферного.

2. Сферические стальные корпуса (используются для реакторов в ФРГ), сходные с бетонными корпусами и выдерживающие приблизительно такое же давление.

3. Стальные или бетонные корпуса, в которых для конденсации утечек пара из реакторной системы используется лед (так называемые ледяные конденсаторы). В этом случае рассчитываемое предельное давление может быть ниже. Такие конденсаторы применяются, например, при удержании взрыва водорода.

4. Защитные оболочки с системой уменьшения давления, которые сконструированы таким образом, чтобы любая утечка пара из контура реактора через вентиляционные трубы направлялась в бассейн с холодной водой, где пар конденсируется.

5. Вентилируемые оболочки, в которых автоматически сбрасывается избыточное давление обычно через водяной затвор, контролирующий давление. Такая система используется в реакторе с кипящей тяжелой водой (SGHWR) в Винфрите, Великобритания.

Вероятность аварии, сопровождающейся разрушением защитной оболочки, чрезвычайно мала. Однако очень важно, оценивая последствия ядерных аварий, учитывать даже эту маловероятную возможность. Поэтому было затрачено много усилий на исследование поведения продуктов распада, высвобождающихся через пролом в защитной оболочке. Защитная оболочка может быть разрушена посредством одного из перечисленных ниже способов.

1. Проплавление, обсуждавшееся выше. Оно не должно привести к крупномасштабной утечке продуктов деления по уже отмеченным причинам.

2. Механическое повреждение оболочки объектами, вылетающими из-под оболочки или попадающими на нее снаружи. Первые могут состоять из компонентов корпуса (выбрасываемых паровыми взрывами), роторов насосов и из штоков клапанов. Ко вторым относятся самолеты (особенно авиационные двигатели) и части роторов турбин. Для минимизации повреждений такого рода была проделана значительная работа, и эти случаи считаются маловероятным источником повреждения защитной оболочки.

3. Нарушение изоляции. В гл. 4 объяснено, что как только в PWR вводится в действие аварийная система охлаждения активной зоны, защитная оболочка герметизируется. На практике при этом требуется обеспечить функционирование ряда систем жизнеобеспечения реактора (система подачи дополнительной питательной воды и т.д.), разрушение которых приводит к образованию множества путей нарушения герметичности оболочки. Например, разрыв вне оболочки системы отвода тепла, выделяющегося за счет остаточного энерговыделения, и одновременное повреждение изолирующего клапана может привести к выбросу из-под оболочки, окружающей само здание. Поэтому появляется необходимость в соответствующих мерах по обеспечению безопасности персонала и в наличии воздушных шлюзов для оборудования.

4. Превышение допустимого давления. В случае утечки пара под оболочку давление в ней возрастает, но этот процесс должен контролироваться путем включения водяных распылителей, которые вызывают конденсацию пара и снижают давление. Если распылители окажутся выведенными из рабочего состояния, то превышение давления может привести к повреждению оболочки достаточно быстро после начала аварии. Возрастание давления может произойти также в результате взрыва водорода, выделяющегося при реакции циркония и пара, что возможно в любое время после начала аварии.

Взаимодействие между расплавленным топливом и бетоном или грунтовыми породами может привести к выделению значительного количества газа, например углекислого, который имеет возможность проникнуть под защитную оболочку и привести к превышению допустимого давления. Это может произойти в течение значительного времени (до пяти дней) после аварии.

В случае повреждения защитной оболочки произойдет выброс продуктов деления в атмосферу. Последствия такого выброса широко обсуждаются. Обычно предполагается, что газообразные продукты деления будут высвобождены полностью, а другие летучие продукты, такие, как цезий и иод - только частично. Другие продукты деления высвобождаются в очень малых количествах, и их вклад в расчетную степень риска обычно незначителен. Предполагается, что доля высвободившегося цезия и иода составит приблизительно 10%. На основании экспериментальных данных об удержании продуктов деления часто предполагается, что менее летучие вещества выделяются в количестве около 1%. Окончательное рассеивание продуктов распада при таком выбросе рассчитывается на вычислительных машинах и сильно зависит от погодных условий и времени выброса.

Взаимодействие топлива с теплоносителем и паровые взрывы Когда одна жидкость вступает в контакт с другой и первая при этом имеет температуру, значительно превышающую температуру кипения второй жидкости, то может произойти быстрое парообразование второй жидкости, в то время как первая будет охлаждаться. При определенных обстоятельствах такое быстрое парообразование может привести к детонации.

Китайский синдром: что происходит на самом деле На рис. 6.4 изображена полная схема защитной оболочки для PWR. В случае плавления активной зоны, проникновения ее через корпус реактора, через пространство под корпусом и, в конце концов, через бетонное основание, бассейн с расплавом будет продолжать выделять тепло, поэтому интересно рассмотреть, что будет с ним при этом происходить.

Полное количество тепла, образующегося при радиоактивном распаде в реакторе Пример. Полное количество тепла, которое может выделиться в результате распада в активной зоне реактора, ограниченно; в конце концов все продукты деления распадутся до нерадиоактивного состояния. Энергия, которая выделяется в этом долгом процессе, конечна, и ее можно вычислить, оценивая выход энергии при распаде каждого из продуктов деления и суммируя эту энергию. Для примера оценки этого процесса требуется рассчитать полное количество тепла, выделяющегося при распаде 1 кг 131I, присутствующего в реакторе в момент остановки.

Паровые взрывы Пример. При тяжелой аварии в PWR 50 т расплавленных материалов активной зоны при температуре 3000 К попадают в бассейн с водой, оставшейся в корпусе реактора. В результате парового взрыва высвободилось 3 % изначальной тепловой энергии, запасенной в топливе. Энергия взрыва передается 10-тонному столбу воды, который движется по корпусу и ударяет в его крышку. Во время этой стадии корпус не закреплен и его масса вместе с содержимым составляет 500 т. Вычислите высоту, на которую поднимется корпус в результате удара столба воды. Предположите, что тепловая энергия топлива составляет 1,5 ГДж на 1 т.

Охлаждение во время перегрузки, перевозки и переработки топлива В ядерном реакторе делящиеся материалы постепенно используются и превращаются в энергию и продукты деления. Уменьшение (выгорание) делящегося материала, а также накопление продуктов деления, сильно поглощающих нейтроны, приводит к уменьшению коэффициента размножения нейтронов в реакторе. По этим причинам для поддержания критичности реактора необходимо периодически извлекать из него «выгоревшие» сборки и размещать вместо них сборки со свежим топливом. Время нахождения сборки в реакторе составляет от трех до пяти лет для тепловых реакторов и от одного года до восемнадцати месяцев для быстрых реакторов

Как в реакторах Magnox, так и в AGR перегрузочная машина, содержащая использованное топливо, передвигается к месту выгрузки, где облученное топливо из магазинов перегружается в промежуточное хранилище, охлаждаемое газом. Впоследствии перед окончательной отправкой оно может быть перемещено (опять с помощью перегрузочной машины) к месту более длительного хранения в реакторе (обычно - в глубокий бассейн с водой). Последовательность операций для AGR изображена на рис. 7.3.


Аварии на ядерных электростанциях