Проектирование атомных станций

Особенности проектирования

При проектировании атомной электростанции учитываются характеристики конкретной площадки строительства, эксплуатационные аспекты и будущие планы по выводу из эксплуатации, делается это для того, чтобы достигнуть высоких показателей безопасности. Тщательная оценка безопасности строительства и эксплуатации атомных электростанций является обязательной мерой для надлежащей защиты работников объекта, населения и окружающей среды.

Данная цель достигается во многом благодаря «глубокоэшелонированной защите», которая заключается в реализации нескольких этапов защиты. Применительно к проектированию, основные положения метода «глубокоэшелонированной защиты» включают в себя:

• учет характеристик строительной площадки и надлежащее проектирование;
• создание физических барьеров, препятствующих выбросу радиоактивных веществ;
• применение строгих правил безопасности и проверенных практических знаний для обеспечения высокой надежности проектных средств, которые сохраняют в целости данные барьеры.

Всё это достигается при помощи использования высококачественных современных технологий и материалов, систем наблюдения и контроля, а также надлежащего сочетания внутренних средств безопасности с инженерно-техническими. Конструкция данных узлов должна обеспечивать устойчивость и соответствовать требованиям резервирования и разнообразия.

Рисунок 1. Атомная электростанция. Автор24 — интернет-биржа студенческих работ

Поддержка безопасности обязательна на всех уровнях её жизненного цикла, особенно перед загрузкой ядерного топлива и начала эксплуатационного периода. Требования безопасности обеспечиваются с помощью всеобъемлющей оценки безопасности, которая основывается на детерминированном и вероятностном подходе к анализу безопасности.

Надо сказать, что для обеспечения безопасности атомной станции на протяжении всего срока ее эксплуатации необходимы такие механизмы, как периодические перепроверки безопасности, которые учитывают изменения в проекте и его модернизацию.

Безопасность эксплуатации атомных реакторов

Нередко в реакторах применяется композиция активной зоны, обеспечивающая его «саморегулирование» и «самозащищенность». При увеличении потока нейтронов растет температура в реакторе и повышается паросодержание. Однако реакторы устроены таким образом, что паросодержание в активной зоне сооружения приводит к ускоренному поглощению нейтронов, и цепная реакция прекращается. Данный эффект называется отрицательным коэффициентом реактивности (он может быть температурным и паровым). Получается, что конструкция реактора обеспечивает себе самозащищенность, основывающуюся на естественных обратных связях (отрицательной реактивности).

Для того, чтобы в короткие сроки прекратить цепную реакцию, необходимо «поглотить» выделяемые нейтроны. Для этих целей используют вещество-поглотитель (как правило, это карбид бора). Стержни с данным веществом вводятся в активную зону, поток нейтронов замедляется, и реакция прекращается. Для доставки данных стержней в активную зону в российских АЭС используется метод удерживания их электромагнитами (стержни подвешиваются прямо над реактором). В данном случае опускание стержней произойдет даже в случае обесточивания энергоблоков, поскольку стержни войдут в активную зону под действием силы тяжести и без каких-либо установок персонала.

Рисунок 2. Проект атомной станции. Автор24 — интернет-биржа студенческих работ

На российских атомных станциях, как правило, применяются двухконтурные схемы, в которых тепло поступает прямо в воздух без участия внешних источников водоснабжения. Считается, что двухконтурная схема работы более безопасна, чем одноконтурная (такая система использовалась на «Фукусиме-1», когда предполагалось ведение стержней снизу). Помимо прочего, атомные станции с водо-водяными реакторами обычно проектируются с четырьмя парогенераторами и многопетлевыми системами отвода, что обеспечивает в них значительные резервы воды. В случае, если подача жидкости через резервные трубы становится необходимой, на АЭС всегда проектируются насосы аварийного расхолаживания (по одному насосу на каждую трубу).

Российские водо-водяные реакторы

На российских атомных станциях с водо-водяными реакторами при проектировании используется принцип единичного отказа. Это значит, что предусматривается три независимых канала систем безопасности, каждый из которых в состоянии взять на себя функции всей системы.

В целом системы безопасности рассчитываются на ликвидацию максимальной проектной аварии, в которой происходит разрыв циркуляционного трубопровода первого контура максимального диаметра. Запасы жидкости также обеспечиваются многократно. Первоначально, в случае аварии, вода подается из резервных емкостей, установленных внутри энергоблока, затем, если этой воды будет недостаточно, подача жидкости начнется из трех дополнительных резервуаров. Каждый резервный насос подпитывается от своего дизель-генератора. Поскольку каждый дизель-генератор располагается в специальном отдельном сооружении, исключается возможность одновременного выхода из строя. В то же время любой из этих каналов способен обеспечить полный отвод тепла в случае отказа остальных.

Надо сказать, что работа всех защитных систем может потребоваться лишь в случае максимальной проектной аварии, что очень маловероятно. Огромное количество жидкости, пролитое в реактор, аккумулируется специальной системой сбора и охлаждения. Система подает собранную воду в активную зону повторно (обеспечивается рециркуляция теплоносителя).