Ядерные энергетические реакторы

остаточного тепловыделения. Попавшие в теплоноситель радиоактивные продукты могут через разрыв проникнуть в помещение АЭС. Пар, образующийся при истечении вскипающего теплоносителя из разрыва, вызывает повышение давления в боксах и под защитной оболочкой ЯЭУ. Если эти помещения локализации будут разрушены, то газообразные продукты деления попадут в окружающую среду. Хотя вероятность разрыва самого крупного трубопровода контура охлаждения реактора оценивается очень маленькой величиной — один случай на 106 реакторо-лет, при проектировании АЭС такой разрыв рассматривается как максимальная проектная авария (МПА), и все защитные и локализующие устройства на АЭС рассчитываются на предотвращения МПА или локализацию ее последствий. Следует отметить, что большие разрывы сосудов давления, таких как корпус реактора или ПГ, обычно не рассматриваются при оценке безопасности ЯЭУ (кроме реактора ACT). Это связано с тем, что требования высокого качества, предъявляемые к корпусам на стадии проектирования, изготовления и эксплуатации, а также постоянный контроль за состоянием их металла обусловливают пренебрежимо малую вероятность разрыва этих корпусов.

Основные принципы и нормы радиационной безопасности

В нашей стране основными нормативными документами, определяющими условия работы при воздействии ионизирующих излучений, являются: «Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности», регламентирующие требования по обеспечению радиационной безопасности, и «Нормы радиационной безопасности», определяющие уровни воздействия ионизирующих излучений на организм человека. Эти документы периодически перерабатываются и утверждаются Минздравом. На основании их разрабатываются ведомственные и отраслевые Правила, «Общие положения обеспечения безопасности атомных станций», «Правила ядерной безопасности атомных электростанций».

Для каждой АЭС предусматриваются санитарно-защитная зона (СЗЗ) и зона наблюдения (ЗН). В СЗЗ (обычно радиусом 3 – 5 км вокруг промышленной площадки АЭС) возможно облучение выше ПД, поэтому в пределах этой зоны запрещается проживание населения. Внутри ЗН (до 20 – 30 км от АЭС) облучение может достигнуть ПД.

Для предотвращения облучения населения при чрезвычайно маловероятном событии – аварии на АЭС с выходом радиоактивных продуктов деления в окружающую среду, промышленная площадка АЭС электрической мощностью 440 МВт и выше должна располагаться не ближе 25 км от городов с населением 0,3 млн человек и не ближе 40 км от городов с населением 1 млн человек и более.

171

Для обеспечения радиационной безопасности ЯЭУ или АЭС необходимо проведение радиационного технологического, дозиметрического и радиационного контроля внешней среды. К первому виду относится контроль за источниками излучений, источниками образования радиоактивных отходов и возможными путями распространения радиоактивных нуклидов. Ко второму виду относится контроль за радиационной обстановкой на АЭС или ЯЭУ и индивидуальный дозиметрический контроль персонала (определение уровня облучаемости персонала). Третий вид – контроль за радиационной обстановкой внешней среды, окружающей АЭС в пределах зоны наблюдения.

Основной задачей радиационного технологического контроля является определение состояния активной зоны и герметичности оболочек ТВЭЛ – первого защитного барьера, препятствующего попаданию в теплоноситель радиоактивных продуктов деления. По измерению концентрации продуктов деления в теплоносителе можно оценить степень разгерметизации оболочек ТВЭЛ и прогнозировать состояние активной зоны в процессе эксплуатации. Допустимое по проекту количество дефектных ТВЭЛ в реакторах типа ВВЭР и РБМК составляет 1 % – с дефектами типа газовой неплотности и 0,1 % от числа ТВЭЛ – среды, окружающей АЭС.

Кроме того в задачу радиационного технологического контроля входит наблюдение за активными продуктами коррозии в теплоносителе и отложениями на поверхностях оборудования — основными источниками излучения на АЭС, определяющих радиационную обстановку и уровень облучаемости персонала в условиях нормальной эксплуатации. Все виды контроля осуществляются службой радиационной безопасности АЭС с помощью специальной дозиметрической и радиометрической аппаратуры.

10.3. Комплекс систем безопасности и защиты ЯЭУ

Комплекс систем безопасности представляет собой совокупность приборов

иустройств, предназначенных для поддержания состояния ЯЭУ или АЭС в предусмотренных безопасных пределах, а если эти пределы нарушены, то для уменьшения последствий аварий. Этот комплекс условно можно разделить на две группы: средства предупреждения аварии и средства ограничения масштаба аварии.

Ксредствам предупреждения аварии относится многоканальная система контроля нейтронно-физических и теплотехнических параметров активной зоны

иСАЗ. Система контроля параметров регистрирует период реактора, распределение плотности потока нейтронов по активной зоне и в отражателе, уровень радиоактивности в помещениях АЭС и вне ее, температуру топлива и

172

теплоносителя (например в реакторе ВВЭР-1000 — на входе в каждую ТВС и выходе из неё), расход и давление теплоносителя в каждой из петель, расход, давление и температуру рабочего тела во втором контуре, тепловую мощность ЯЭУ в целом, уровень воды в компенсаторе объема, ПГ или барабанахсепараторах, наличие электропитания для работы ГЦН. К средствам предупреждения аварии относятся также следующие системы: контроля герметичности оболочек ТВЭЛ, контроля целостности технологических каналов в реакторе РБМК, контроля металла и оборудования, надежного электропитания на собственные нужды, а также другие системы, предупреждающие об отклонении работы АЭС от нормального режима или предотвращающие развитие аварии. В случае отклонения любого из перечисленных выше параметров за допустимые пределы, а также обесточивания ГЦН система контроля вырабатывает управляющий электрический импульс, вызывающий быстрый ввод стержней аварийной защиты, остановку реактора и введение в

действие соответствующей противоаварийной системы, например при обесточивании ГЦН — автоматическое подключение ГЦН к независимому источнику питания — внешней электрической сети или к резервному дизельгенератору. Время запуска последнего до момента приема нагрузки составляет около 20 с. В течение этого времени ГЦН обычно работают за счет инерции маховых масс.

Одно из основных условий обеспечения безопасности ЯЭУ или АЭС — надежное электропитание собственных нужд, так как возможен аварийный режим полного обесточивания станции. Все потребители АЭС по допустимости перерыва в электропитании по условиям безопасности делятся на четыре группы. К первой группе относятся приводы СУЗ, системы питания контрольноизмерительных приборов и автоматики, аварийное освещение. Потребители этой группы практически не допускают обесточивания. Ко второй группе относятся потребители, требующие обязательного электропитания после срабатывания аварийной защиты реактора. Сюда входят все механизмы, обеспечивающие расхолаживание реактора. Здесь допускается перерыв в электропитании на несколько десятков секунд. Безопасность ЯЭУ обеспечивается потребителями первых двух групп. Для них кроме обычного электроснабжения от сети собственных нужд дополнительно предусматривается система надежного электропитания. К ней относятся: аккумуляторные батареи, дизель-генераторы, являющиеся одним из важнейших элементов системы безопасности ЯЭУ, основные и резервные секции распределительных устройств и щитов, основные и резервные трансформаторы, система автоматического ввода резервного электропитания.

173

К средствам ограничения масштаба аварии относятся аварийные системы расхолаживания, защитные оболочки с различными системами снижения давления в них, система фильтров для улавливания радиоактивных продуктов деления и т. д. Эти средства предназначены для ограничения масштаба аварии с потерей теплоносителя. Они выполняют следующие функции:

1) остановку реактора – прекращение процесса деления, что резко снижает выделение теплоты в активной зоне; 2) аварийное охлаждение активной зоны для уменьшения выхода радиоактивных веществ из топлива в боксы и другие помещения ЯЭУ или АЭС; 3) сбор и удаление радиоактивных веществ после аварии из помещений АЭС; 4)предотвращение выхода радиоактивных веществ в окружающую среду, для чего сооружаются герметичная защитная оболочка или герметичные боксы; 5) охлаждение помещений АЭС и объема под защитной оболочкой для предотвращения повышения давления в них выше допустимого предела.

174

ТЕМАТИКА ПРАКТИЧЕСКИХ ЗАНЯТИЙ И КУРСОВОЙ РАБОТЫ И МАТЕРИАЛЫ ДЛЯ ПРОВЕДЕНИЯ

ПРАКТИЧЕСКИХ ЗАНЯТИЙ

Курсовая работа

В качестве курсовой работы выполняется курсовой проект по теме расчет активной зоны ВВЭР 1000 четырехгрупповым методом, включая вычисление эффективного коэффициента размножения и борного регулирования. Выполняется чертеж схемы элементарной ячейки активной зоны и эквивалентной ячейки. Зоны по вариантам отличаются обогащением топлива и геометрическими размерами.

Практические занятия

Тема 1. Физико-нейтронные расчеты реакторов с различными замедлителями

Задача 1. Оценить плотность ядерного вещества. Решение. Плотность ядерного вещества равна

ρя = m я ,

Vя

где mя — масса ядра, г;

V – объем ядра, см3. Учитывая, что mn mр 1,67·-24 г, получим

mя = mn·N + mр·Z 1,67·10-24 .

Объем ядра равен 4/3π R 3я и пропорционален массовому числу ядра:

Vя=4/3π R 3я = 4/3π(1,2·10-13)3 A 10-38.

Таким образом

ρя = 1,67 10 24 =1014 = 100.

10 38 А

Задача 2. Ядро U235, поглотив нейтрон, разделилось на два осколка и три нейтрона. Сколько энергии выделилось при делении, если осколками после превращения в стабильные изотопы оказались иттрий 39I89 и неодим 60Nd144?

Решение. Находим дефект массы при реакции деления.

175

∆m= M+mn – (M1+ M2+ 3mn) = 235,11704+1,00898 – (88,93712+143,95607+ 31,00898) =0,207

Значит:

∆Е =∆ m·931 = 0,207·931 = 193.

Задача 3. Предположим, что при делении урана-235 образовались осколки 57La147 и 35Вr87, а также выделилось два нейтрона. Определить выделившуюся энергию.

Решение. Реакция деления запишется следующим образом:

92U235+0n =57La147 + 35Вr87+20n1.

Выделение энергии составит

∆Е={[М (U235) + mn] – [М (La147) + М (Вr87) + 2mn]}·931.

Подставляя значения масс М (La147) = 147,92,

М (Вr87)= 87,91, М (U255) = 235,11704, mn= 1,008982

в данное уравнение, получим

∆E= 193.

Значение выделившейся энергии может быть найдено и как разность энергии связи урана и продуктов деления:

∆Е = ε (La147)·147 + ε (Вr87) ·87 − ε (U235)· 235.

Пользуясь кривой энергии связи на один нуклон, находим

ε (La) = 8,36 МэВ; ε (Вг) = 8,51 МэВ; ε (U) = 7,6. Тогда ∆E = 191.

Задача 4. Предположим, что при делении U235 образовались осколки молибдена 42Мо102 и олова 50Sn131 и три нейтрона. Определить выделившуюся энергию.

Задача 5. Ядро U235 захватывает тепловой нейтрон. Найти энергию возбуждения ядра U236.

176

Решение. Энергия возбуждения ядра U236 найдется на основании решения следующего уравнения:

En=[М (U235) + mn − M (U236)]·931,5,

где М (U235) = 235,11704 − масса нейтрального атома U235 по физической шкале;

М (U236) = 236,11912 − масса нейтрального атома U236 по физической шкале;

mn − масса нейтрона по физической шкале, равная 1,008992;

931,15 − энергия, соответствующая 1 атомной единице массы (а. е. м.), которая равна 1/16 массы основного изотопа кислорода О16.

Подставляя данные значения в уравнение для En, получим

En= 6,42.

Тема 2. Тепловой расчет гетерогенного реактора при охлаждении однофазным теплоносителем.

Задача 1. Определить энергию возбуждения ядра урана-238 при захвате им теплового нейтрона.

Задача 2. Вычислить энергию связи, приходящуюся на один нуклон в ядра

Li6; Те126; U238, O16.

Задача 3. Определить реактивность при которой увеличения мощности реактора будут происходить с периодом 30 с и 400 с.

Решение. Установившийся период реактора определяется зависимостью

T = ;

откуда

где =0,007− доля выхода запаздывающих нейтронов; λ = 0,08 − постоянная распада ядер предшественников запаздывающих

нейтронов.

При Т= 30 с

177