Надежность атомных электростанций. Источники облучения, страница 2

1)безопасность обслуживающего персонала;

2)отсутствие распространения радиоактивности в атмосферу и воду;

3)обеспечение безаварийной работы реакторов станций;

4)переработка и хранение радиоактивных отходов.

Для выполнения требований безопасности, прежде всего, необходимо произве­сти надлежащий выбор места строительства АЭС. Так, согласно последним ре­шениям, их нельзя размещать ближе, чем на 180 – 200 км от крупных городов. На определенном расстоянии от станции должна проходить санитарно-защитная зона, запрещенная для проживания, район строительства должен быть безопасен в сейс­мическом отношении. Главное здание станции в соответствии с требованиями безопасности разделяется на зоны строгого и свободного режима. В зоне строгого режима на обслуживающий персонал могут воздействовать зараженные воздух и поверхности технологического оборудования и приборов. Зона строгого режима, в свою очередь, разделяется на помещения, где персонал может присутствовать по­стоянно, и помещения, куда во время работы реактора вход строго воспрещен. В зоне свободного режима радиации нет. Обе зоны изолированы одна от другой и попасть в зону строгого режима можно только через санитарный отсек. Создание таких зон направлено на то, чтобы уберечь людей от воздействия продуктов радио­активного распада и осколков деления не только при нормальной эксплуатации, но и в случаях так называемых проектных аварий.

Для задержки радиоактивности, излучаемой при работе реактора, устанавли­вается несколько защитных барьеров:

– кристаллическая решетка топлива, которой поглощаются радиоактивные продукты деления и превращения тяжелых ядер;

– металлическая оболочка тепловыделяющих элементов (твэлов);

– корпус реактора и система циркуляции теплоносителя (первого контура);

– железобетонные или металлические защитные оболочки, предотвращающие
распространение радиоактивности при нарушении прочности корпуса реактора или
контура с теплоносителем.

Построенные и строящиеся АЭС с водо-водяными реакторами мощностью 1000 МВт снабжаются защитными оболочками. Здесь предусматривается кольце­вой бак биологической защиты и газгольдер с высокой трубой, через которую вы­брасывается воздух из помещений. Высота трубы рассчитана так, что радиоактив­ные ядра успевают частично распасться, прежде чем достигнут поверхности земли (при нормальной работе станции в атмосферу попадает лишь небольшое количест­во газообразных и летучих элементов типа криптона, ксенона, йода). На АЭС про­текает самоподдерживающаяся цепная реакция деления ядер тяжелых элементов.

При этом масса ядерного топлива должна быть не менее некоторого опреде­ленного значения, но топливо «выгорает» и коэффициент размножения делящихся нейтронов постепенно (хотя и медленно) уменьшается. Для компенсации этого эф­фекта в реактор загружают несколько больше топлива, чем это необходимо. Безо­пасность работы при этом обеспечивают подвижные компенсирующие стержни, поглощающие нейтроны деления. Однако если по ошибке стержни окажутся под­нятыми, начнется неуправляемый «разгон мощности». Тогда начинает действовать аварийная защита, включающая сначала сигнализацию, а затем мгновенно вводя­щая в активную зону дополнительные аварийные стержни. Чтобы исключить само­произвольный пуск реактора, в систему первого контура вводится борная кислота, активно поглощающая нейтроны.