Локализующие системы безопасности

В аварийных режимах, связанных с потерей радиоактивного теплоносителя и газовой среды первого контура, роль третьего ру­бежа защиты выполняют локализующие системы безопасности. Их задача — предотвратить или ограничить распространение внут­ри АЭС и выход в окружающую среду выделяющихся при аварии радиоактивнпх веществ. Для этой цели в БН используются гер­метичные страховочные кожухи на корпусах реактора и оборудо­вания, натриевых трубопроводах (до запорных задвижек), чувст­вительные системы обнаружения течей натрия.

Для предотвраще­ния и ограничения горения натрия, которое приводит к появлению радиоактивности в труднолокализуемой аэрозольной форме, страховочные полости заполняются азотом.

Натрий, пролитый в поме­щениях станции, собирается в специальные поддоны и емкости с входными гидрозатворами. Дополнительным средством локализа­ции радиоактивности является размещение реактора, всех систем и оборудования первого контура в герметичных помещениях, снабженных замкнутыми системами технологической вентиляции с фильтрацией радиоактивных веществ. В этих помещениях должно исключаться размещение уплотняющих узлов водяных систем. Герметизирую­щие строительные конструкции (боксы, шахты), рассчитанные на определенное аварийное давление, играют роль внешней защитной оболочки АЭС.

С учетом трудностей обеспечения требуемой гер­метичности помещений первого контура БН пре­дусматривается сооружение дополнительной защитной оболочки в виде монолитного железобетонного здания (контейнмента) с си­стемами вентиляции и фильтрации аэрозолей. Такая оболочка мо­жет обеспечивать одновременно эффективную защиту реакторной установки от внешних аварий: падения самолета, взрыва на мест­ности, стихийных бедствий и т. п.

Рис. 2.4.Схема защитных и локализующих систем безопасности

1-активная зона; 2-граница первого контура; 3-основной контейнмент; 4-аргоновая система; 5-вентиляционная система с фильтрацией радиоактивных аэрозолей и газовых выбросов; 6-вторичный контейнмент (защитная оболочка); 7-воздушный теплообменник системы аварийного расхолаждения; 8-натриевные трубопроводы второго контура; 9-система азота.

Список используемой литературы

1. В. М. Зорин «Атомные электростанции. Основной технологический процесс», Москва, Издательский дом МЭИ, 2008 г.

2. В. М. Зорин «Атомные электростанции. Вводный курс», Москва, Издательский дом МЭИ, 2010 г.

3. А.В. Клименко, В.М. Зорина «Тепловые и атомные электростанции. Справочник. Книга 3», Издательский дом МЭИ, 2007 г.

4. В.М. Зорин, В.П. Дик, И.В. Гордеева «Атомные электростанциии. Рекомендации по выполнению и оформелению курсового проекта», Издательский дом МЭИ, 2011 г.

5. А.С. Монахов, В.М. Зорин, В.И. Горбуров «Атомные электростанциии Курсовой проект. Методическое пособие»,Издательский дом МЭИ, 2003.

6. В. М. Зорин «Расчеты тепловых схем паротурбинных установок АЭС», Издательский дом МЭИ, 1996 г.

7. Трояновский Б.М., Филиппов Г.А., Булкин А.Е. «Паровые и газовые турбины атомных электростанций». М.:Энергоатомиздат, 1985г.

8. Усынин Г.Б., Кусмарцев Е.В. «Реакторы на быстрых нейтронах» М.:Энергоатомиздат, 1985г.

9. Технический проект БАЭС-4.Санк Петербург. СПбАЭП, 2011г.

10. С.В. Цанев, И.Н. Тамбиева «Тепловые схемы и показатели теплофикационных паротурбинных установок ТЭС и АЭС», Издательский дом МЭИ, 1987 г.

11. Таблица воды и водяного пара – электронная версия Water Steam Properties.