Защитная оболочка реакторов атомных электростанций

ФГБОУ ВПО «хххххххххххххххххххххххххххххх»

Строительный  факультет

Кафедра строительных конструкций

 

Дневное отделение

 

 

 

 

 

 

 

 

Защитные оболочки реакторов  атомных электростанций

 

Реферат по дисциплине

«Конструкции  инженерных сооружений»

 

 

Выполнил:

Студент гр. С-12-08

ххххххх хххххххххх хххххххх

Подпись:

 

Дата:

 

Проверил:

Профессор

_____________ ххххххххххххххх

 

 

 

 

 

хххххххххх-2012

Содержание

 

 

Введение                                                                                                                                 2

1. Краткая история            3
2. Материалы защитных оболочек         5
3. Проектирование конструкций систем защитной оболочки     8 
4. Пример конструкции защитной оболочки. Сухая защитная оболочка полного давления для корпусных водо- водяных реакторов    9
5. Пример конструкции защитной оболочки. Защитная оболочка отрицательного давления для корпусных тяжеловодных реакторов 10

Заключение           11

Список используемых источников         12

 

Введение

 

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.

Данная тема весьма актуальна в  наше время. В век инноваций идет большой рост техники и технологии, ориентированной на использование  электрической энергии. Атомные  электростанции являются одним из наилучшим вариантом получения электроэнергии. При правильном проектировании и эксплуатации АЭС, а также безопасной утилизации отработанного топлива, их можно отнести к экологически чистым ЭС в сравнении, скажем, ТЭС. В обеспечении безопасности ключевую роль играет защитная оболочка реакторов АЭС, что и рассматривается в данной работе.

 

 

1. Краткая история

 

Во второй половине 40-х гг., ещё  до окончания работ по созданию первой советской атомной бомбы (её испытание  состоялось 29 августа 1949 года), советские  учёные приступили к разработке первых проектов мирного использования  атомной энергии, генеральным направлением которого сразу же стала электроэнергетика.

В 1948 г. по предложению И. В. Курчатова и в соответствии с заданием партии и правительства начались первые работы по практическому применению энергии атома для получения электроэнергии^[1].

В мае 1950 года близ посёлка Обнинское Калужской области начались работы по строительству первой в мире АЭС.

Первая в мире промышленная атомная электростанция мощностью 5 МВт была запущена 27 июня 1954 года в СССР, в городе Обнинск, расположенном в Калужской области. В 1958 году была введена в эксплуатацию 1-я очередь Сибирской АЭС мощностью 100 МВт, впоследствии полная проектная мощность была доведена до 600 МВт. В том же году развернулось строительство Белоярской промышленной АЭС, а 26 апреля 1964 года генератор 1-й очереди дал ток потребителям. В сентябре 1964 года был пущен 1-й блок Нововоронежской АЭС мощностью 210 МВт. Второй блок мощностью 365 МВт запущен в декабре 1969 года. В 1973 году запущена Ленинградская АЭС.

За пределами СССР первая АЭС  промышленного назначения мощностью 46 МВт была введена в эксплуатацию в 1956 году в Колдер-Холле (Великобритания).Через год вступила в строй АЭС (англ.)русск. мощностью 60 МВт в Шиппингпорте (США).

В 1979 году произошла серьёзная авария на АЭС Три-Майл-Айленд,после чего США прекратила строительство атомных реакторов, в планах постройка новых 2 реакторов на базе старой АЭС лишь к 2017^[1].

В 1986 году — масштабная катастрофа на Чернобыльской АЭС, которая, помимо непосредственных последствий, серьёзно отразилась на всей ядерной энергетике в целом. Она вынудила специалистов всего мира переоценить проблему безопасности АЭС и задуматься о необходимости международного сотрудничества в целях повышения безопасности АЭС.

15 мая 1989 года на учредительной ассамблее в Москве, было объявлено об официальном образовании Всемирной ассоциации операторов атомных электростанций (англ. WANO), международной профессиональной ассоциации, объединяющей организации, эксплуатирующие АЭС, во всём мире. Ассоциация поставила перед собой амбициозные задачи по повышению ядерной безопасности во всём мире, реализуя свои международные программы^[1].

Крупнейшая АЭС в Европе — Запорожская АЭС^[1] у г. Энергодар (Запорожская область, Украина), строительство которой начато в 1980 году. С 1996 года работают 6 энергоблоков суммарной мощностью 6 ГВт.

Крупнейшая АЭС в мире Касивадзаки-Карива по установленной мощности (на 2008 год) находится в Японском городе Касивадзаки префектуры Ниигата — в эксплуатации находятся пять кипящих ядерных реакторов (BWR) и два улучшенных кипящих ядерных реакторов (ABWR), суммарная мощность которых составляет 8,212 ГВт.

Последняя крупная авария на АЭС произошла в марте 2011 года в Японии, в префектуре Фукусима. Авария на АЭС Фукусима-1 произошла в результате сильного землетрясения и последовавшего за ним цунами.

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

2. Материалы защитных оболочек^[4]

 

Все строительные материалы, применяемые в защитных экранах, можно разделить на две большие группы:

• Изготовляемые на месте или вблизи района строительства из местного сырья, которое может быть использовано для возведения зданий или сооружений различного назначения (не имеющих отношения к ядерным установкам);
• Изготовляемые вблизи источников сырья или на месте строительства из привозного сырья, но с заданными химическими составами и ядерной плотностью. Эти основные свойства материалов получают или применением соответствующего сырья, или с помощью технологических методов его переработки.

Материалы первой группы включают всё  строительные материалы, используемые в данном районе для возведения любых промышленных, жилых и общественных зданий и сооружений, — грунт, песок, кирпич, бетон и др.

Материалы второй группы включают л  га-бое сырье или материалы, производимые различными предприятиями народного хозяйства (эффек-тивные материалы). Специфической особенностью этих материалов являются необходимый химический состав и ядерная плотность (определяемые компонентным и энергетическим   составом   излучений).

Все бетоны, используемые для изготовления защиты, называются бетонами для радиационной защиты. Они делятся:

• по объемной массе — на тяжелые плотностью от 1,8 до 2,5 т/м³ включительно и особо тяжелые плотностью более 2,5 т/м³; по виду используемых заполнителей и вяжущего, при этом в название бетона включается наименование соответствующего заполнителя или вяжущего, например бетон на магнетитовых заполнителях или магнетитовый бетон, бетон на портландцементе и т. д.;
• по температуре, при которой бетон работает, — на тяжелые, используемые при температуре до 50 °С включительно, называемые обычными тяжелыми бетонами или тяжелыми бетонами; на бетоны, работающие при температуре от 51 до 350 °С включительно и называемые бетонами для повышенных температур; на бетоны, предназначенные для работы при температуре выше 350 °С и называемые жаростойкими бетонами;
• по химическим добавкам — например, на бетоны, в состав которых вводятся материалы, содержащие бор, кадмий или другие химические элементы и которые называются соответственно борсодержащими, кадмий содержащими и т. д., или по виду вводимых материалов — например, бетон с карбидом бора и т. д.;
• по содержанию химически связанной воды — на бетоны, содержащие повышенное количество такой воды по сравнению с ее содержанием в обычных тяжелых бетонах и называемые гидратными.

 

 

 

 

 

Ровенская АЭС. В советских реакторах  ВВЭР-1000 гермооболочку окружает сооружение со вспомогательными системами (обстройка)^[1]

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Полусферическая гермооболочка немецкой АЭС Графенхайнфельд^[1]

 

 

3. Проектирование конструкций систем

защитной оболочки^[3]

 

 

1-топливная таблетка,

2-оболочка ТВЭЛа,

3-границы 1го контура,

4-биологическая защита,

5-гермооболочка

 

Следует обеспечивать, чтобы конструкции защитной оболочки и ее устройства (проходки, системы изоляции, двери и люки) предотвращали неприемлемые выбросы радиоактивного материала в случае аварии. С этой целью следует обеспечивать их структурную целостность (т.е. следует обеспечивать конструкционные функции защиты и несения нагрузки); также следует обеспечить выполнение критериев герметичности.

В стальных защитных оболочках функции  несения нагрузки и обеспечения герметичности в целом выполняются стальной конструкцией. Металлическую конструкцию следует защищать от воздействия летящих предметов, образовавшихся внутри и снаружи защитной оболочки в результате внутренних и внешних событий, которые отрицательно воздействуют на станцию.

С точки зрения обеспечения конструктивной целостности защитной оболочки следует учитывать указанные ниже уровни:

—Уровень I: область упругих деформаций. Отсутствует какая-либо остаточная деформация или повреждение конструкции защитной оболочки. Конструктивная целостность обеспечена с большими запасами.

—Уровень II: малая величина остаточной деформации. Возможность местных остаточных деформаций. Конструктивная целостность обеспечена, хотя ее запасы меньше, чем для уровня I.

—Уровень III: большая величина остаточной деформации. Возможность значительных остаточных деформаций, также ожидаются некоторые местные повреждения. Обычно этот уровень не рассматривают в анализе проектных аварий.

 

4. Пример конструкции защитной оболочки.

Сухая защитная оболочка полного  давления для корпусных водо- водяных реакторов.

 

 

РИС. I–1. Принципиальная схема сухой защитной оболочки полного давления для

корпусного  водо-водяного реактора: 1 - защитная оболочка; 2 - спринклерная система

защитной оболочки; 3-вытяжная фильтровентиляционная система; 4 - облицовка.

 

 

 

 

6. Пример конструкции защитной оболочки.

Защитная оболочка отрицательного давления для корпусных тяжеловодных реакторов.

 

РИС. 5-1. Принципиальная схема системы защитной оболочки отрицательного давления для корпусных тяжеловодных реакторов: 1 - здания реактора; 2 - вакуумированное здание; 3 - канал сброса давления; 4 - впускные и выпускные запорные щиты; 5 - предохранительный клапан; 6a - верхняя камера; 6b – система откачки; 7 - система откачки вакуумированного здания; 8 - спринклерная система вакуумированного здания; 9 - бак душирования; 10 - система выброса отфильтрованного воздуха.

 

Заключение

 

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.