Abstract elszigetelés
-
bevezetés
- 1 Különbségek a típusú reaktorok
- 1.1 Vízhűtéses reaktorok
- 1.2 Forráspont reaktor
- 1.3 nehézvizes reaktor
- 1.4 Egyéb típusok
- 2 Jellemző tulajdonságok
- 3. A jelenlegi tendenciák Notes
Az elszigetelés (lezárt borítékot, elszigetelés, féken angol elszigetelés ..) - passzív biztonsági rendszer atomerőművek, a fő funkciója az, hogy megakadályozza a radioaktív anyagok környezetbe súlyos balesetet. Elszigetelés egy hatalmas építési speciális kialakítása, mely otthont ad a fő berendezések a reaktor növény. Containment a legjellemzőbb a építészeti terv és kritikus abból a szempontból a nukleáris erőmű épület, az utolsó fizikai gátat képez a terjedését radioaktivitás [1] [2] [3].
Szinte minden hálózati egységek, melyek épültek az utóbbi néhány évtizedben, fel van szerelve egy védőburkolattal. Használatuk védelemhez szükséges esetén a belső törés baleset a nagy csövek és a veszteség a hűtőközeg (angol LOCA, Loss-of-hűtőfolyadék baleset.), Valamint a külső események esetében: földrengések, szökőárak, hurrikánok, tornádók, a baleset, robbanás, rakéta fúj stb [1] [4].
Az elszigetelés számítjuk a feladatai ellátásához, figyelembe véve az összes lehetséges mechanikai, termikus és kémiai hatások, amelyek következtében a lejárati a hűtőközeg és a mag elolvad. A legtöbb gyakran elszigetelés tartozék: lokalizálása biztonsági rendszer kondenzációs gőz, és ezáltal csökkenti a nyomást, speciális szellőztető rendszerrel ellátott szűrők tisztítása a jód, a cézium és egyéb hasadási termékek [5] [6].
Attól függően, hogy a reaktor típusától és a specifikus külső fenyegetések (például szeizmikus) germoobolochek kialakítás nagymértékben változhat. A legtöbb modern elszigetelés (körülbelül 95%) - burokkal struktúrák változó méretű betonból, vasbeton vagy pre-feszült, gyakran hengeres alakú [1] [7].
Egy lezárt borítékban - komplex struktúra, amely szintén tartalmazza a rendszer bonyolult csövek és kábelek átvezetések nagy. Elhatárolás speciális műszaki felügyelet rendszeres vizsgálatokat és ellenőrzéseket feladataik köztestületek. Az anyagok, a telepítés, beállítás és karbantartás szigorú követelmények [1] [8].
Az első elszigetelés A világ épült az üzem jenki (Eng.) Orosz. (USA), amely-ben helyezték üzembe 1968-ban.
1. Különbségek a típusú reaktorok
1.1. Nagynyomású reaktor
Marble Hill Nuclear Power Plant (Eng.) Orosz. az USA-ban (Westinghouse reaktorok (Eng.), orosz).
Félgömb elhatárolás német atomerőmű Grafenhaynfeld (it.) Orosz.
Rivne atomerőmű. A szovjet VVER-1000 reaktorok elszigetelés körülveszi az épület kiegészítő rendszerek (kötélzet).
A féken vízhűtéses reaktorok fő berendezése a reaktor létesítmény: reaktorban keringő első kör hurok reaktor hűtővíz szivattyúk, gőzfejlesztők, valamint a központi csarnok, a pihentető medence, a sarki daru, néhány kiegészítő rendszerek és egyéb berendezések. Szinte az összes használt elszigetelés úgynevezett „száraz” típusú [1] [3].
Nyomás alatti víz reaktorok, a legfontosabb tényező, amely hozzájárul a szükségességét elhatárolás, annak szükségessége, hogy töltse be a megítélése nyomásnövekedés társított szakadása csövek az első áramkör. Az elhatárolás mindig megmarad egy enyhe nyomás enyhítésére az intézkedés a lökéshullám. A fő sub rendszer egy sprinkler rendszer, amely a hideg víz permetezés a fúvókák alatt kupola gőz kondenzációs és így csökkenti a nyomást [6] [9] [10].
Vasbeton és előre feszült shell először az Egyesült Államokban. Először is, vasbeton, épült az üzem jenki (Eng.) Orosz. amely ben helyezték üzembe 1968-ban. Előfeszítés használta először az atomerőművek Robert E. Ginna (Eng.) Orosz. (Kiindulási 1969), de csak részleges, függőleges falak. Teljes előfeszítés falak és a kupola alkalmazta először Palisades NPP (Eng.) Orosz. (Kezdve 1971-ben). Akkor a gyakorlat germoobolochek építése feszített beton lett a szélesebb körben elterjedt az Egyesült Államokban, Kanadában, Japánban, Belgiumban (Tihange NPP (Eng.) Orosz. Unit 1, 1975), Franciaország (Fessenheym NPP (fr.) Orosz. Blocks 1 2, 1977), a Szovjetunió. Az első alkalmazásának elhatárolás szovjet reaktor építése - Loviisa atomerőmű (Eng.) Orosz. c VVER-440 Finnországban (az első blokk 1977 került egy év), majd kiindulva Novovoronezh (blokk 5, 1980-tól kezdődően) épült a Szovjetunió egységek VVER-1000, felszerelt elszigetelés [1] [11].
Féken nyomottvizes reaktorok nagy: általában az összeg 75 000-100 000 m, a szovjet és az orosz projektek - 65 000-67 000 m³. Egy ilyen nagy volumenű szükséges érzékelésére felszabaduló energia egy baleset során. A legtöbb esetben, ezek célja a belső nyomás 0,5 MPa. Két módja van:
Más fajok, kivéve a „száraz” germoobolochek víz-víz reaktorok nem épül az elmúlt néhány évtizedben. Korábban, egy kis mennyiségű alkalmaztunk két másik típusú, hogy kisebb volt [1]:
- c hűtővel belül befogadására, amely képes sűríteni gőz baleset (például Sequoia station (Eng) és az orosz Watts Bar (angol) orosz USA ....) [6];
- mély vákuum az elszigetelési, hogy sima az éles hatások és a részleges kompenzáció a növekvő nyomás a baleset.
1.2. forró vizet reaktorba
Egyszerűsített sematikus ábrázolása a hajtóművel közös forró vízzel reaktor General Electric
10 - beton elszigetelés;
19 - acél héj;
24 - tartály buborékoltatóba
A legtöbb forrásban lévő vízzel működő reaktort az Egyesült Államokban, Japánban (General Electric Company és engedélyesek, a Toshiba és a Hitachi), Svédországban (cég ABB) és Németországban (a cég Kraftwerk Union (it.) Orosz.).
Minden a forró vizes reaktorok vannak kialakítva, hogy nyomás csökkentésére a elszigetelő rendszer. Az elszigetelés két fő részből áll - Száraz tengely (szárítva) a reaktor (Engl szárazon is.) És bubblers-tank (Engl nedvesen is.). Elveszése esetén a hűtőközeg baleset belül germooboma gőzt keresztül küldött ernyő (terelõlapáttal) a buborékoltatóba tartályt vízzel, ahol páralecsapódás. Ezen kívül is vannak rendszerek vízpermettel germoobome. E szerkezet, a kötetek kagylók meglehetősen kicsi - mintegy 1/6 a méret a „száraz” shell nyomottvizes reaktorok. Szinte az összes kiegészítő rendszerek találhatók, egy épület körül a tartályból. Ez a szerkezet olyan második tartályt (Engl. Másodlagos elszigetelés), van támogatott gyenge vákuum [1] [14] [10].
Most az első projekt a General Electric és engedélyesek a különböző országok konkrét elhatárolás egy acél belső héj körte alakú, amely elválasztja a száraz jól tartály bubblers. Skandináviában a blokkokat az ABB, például Svédországban és Finnországban (Olkiluoto (Eng.) Orosz.), Felszerelt féken a feszített beton, egy acél bélés, zárt tetején az acél kupola. A bázis és a tetején a előfeszített részben. Németországban, tápegységek Kraftwerk Union (it.) Orosz. kezdetben felszerelt félgömb alakú acél elszigetelés, majd megváltoztatta a tervezési megoldások hengeres köpeny előfeszített betonból, egy acél bélés és további védelmet eső síkokban a felső részben (B és C mondat Gundremmingen NPP (Eng.) orosz.). A hálózati egységek javított BWR amely épít General Electric és annak licenciavevői Japánban és Tajvanon, germooblochka beépíteni az épület a reaktor tartóba úgy, hogy a redukált teljes mérete struktúrák és megnövekedett földrengésállóságának miatt csökkenti a súlypont [1] [14] [10] .
A probléma megoldásához a hidrogén felhalmozódása, ami a forrásponti reaktor jelentősen élesebb, mert a kisebb héj, a korai minták az elszigetelés alkalmazott töltési száraz tengely inert gáz reaktorban (például tiszta nitrogén) a későbbi projektek biztosítja a rendszer-hidrogén utóégető [6] [ 15].
1.3. nehézvizes reaktor
Tápegység Pickering (Eng.) Orosz. a háttérben szerkezetét nyomásmentesítés
Bruce NPP (Eng.) Orosz. vákuumos szerkezetben, hogy a bal oldalon a hálózati egységek
Nehézvizes reaktor főleg ismert CANDU, egy kanadai nemzeti irányba. A reaktorok Kanada is épült Dél-Korea, Pakisztán, Románia, Kína és Argentína. Más állam, ahol az ilyen típusú reaktor egy országos tendencia - India. Szintén beépített őket a német Kraftwerk Union (it.) Orosz. például a Atucha NPP (Eng.) Orosz. Argentínában.
Egy példa a szabvány germoobolochek CANDU tervezés szolgálhat négyhatalmi Pickering (Eng.) Orosz. Minden henger alakú héj, ahol olyan berendezése az első áramkör és a gőzfejlesztők, vannak csatlakoztatva külön speciális „vákuum” építési 82.000 m³ térfogatú, amelyben a vákuum fenntartását 0,007 MPa. A baleset esetén a növekedés a nyomás a féken egyik tömb, van egy szakadás membrán a vezetékhez, és riasztó egység csatlakozik a vákuumos szerkezetben. Így túlnyomás teljesen lemerült kevesebb, mint 30 másodperc alatt, még meghibásodás esetén a vészhelyzeti erőátviteli rendszerekben. És elszigetelés és a vákuum létesítése felszerelt sprinkler (permetezés) és szellőztető rendszerek gőz kondenzációs és a nyomás csökkentésére. Szintén a vákuum tartály építkezés kiegészítő sürgősségi ellátás vizet erre a célra. Tervezési nyomás kagyló reaktort 0,42 MPa vákuum építési és 0,19 MPa nélküle. Az elszigetelés készült feszített, beton, vákuum lehetőség - vasbeton. Belső héj bélés - gumi alapú epoxigyanták és vinil, üvegszál erősítésű, vákuumos szerkezetben nélkül burkolat. A későbbi tervek, például a kanadai Bruce NPP (Eng.) Orosz. Bevonat kagyló acélból, betonból és feszített szerkezetek vákuum [1] [10] [16].
Az elszigetelés indiai reaktorok alakult ki egy másik irányba. Ellentétben a kanadai reaktorokat, indiai kettős héj, nincs belső béléssel, Buborékoltatóhoz tartály germoobome. Az elszigetelés elosztjuk vízzáró válaszfalak egy száraz kamrában, és a tartály buborékoltatóba. Abban az esetben, baleset gőz keveréket a szellőző rendszer visszaáll a fülkéből egy buborékoltatóba tartály és besűrítjük. NPP blokkok Rajasthan (Eng.) Orosz. (Kezdve 1981) volt az első indiai előfeszített beton (csak a kupola, a falak - vasbeton). Egy későbbi projekt Madras Atomic Power Station (Eng.) Orosz. szétválasztás mennyiség alkalmazható a szárítószekrényből, és az buborékoltató. Ez erőmű elszigetelés részlegesen kettős, belső köpeny-előfeszített, és a külső - monolit, vasbeton. A következő lépés az evolúció acél konténment Narora Atomerőmű (Eng.) Orosz. ahol a külső héj készült vasbeton. Továbbá, Kakrapar atomerőmű (Eng.) Orosz. külső kupola készült kivehető, hogy csere a gőzfejlesztő. Ez a kialakítás alkalmaztunk kis módosításokkal egy sor, az indiai egység [1].
1.4. más típusú
NPP hajtómű zárt Donrey (Eng.) Orosz. (Fast reaktor) az Egyesült Királyságban egy acél elszigetelés
Tenyésztő reaktorok a gyors neutronok volna tervezni és üzemeltetni több országban (USA, Japán, Nagy-Britannia, Franciaország, Szovjetunió), de jelenleg csak a világon egyedülálló, a BN a Beloyarsk atomerőmű Oroszországban. Mivel a hűtőfolyadék az ilyen reaktorokban a folyékony fém, a víz helyett, elszigetelés, beton vagy acél, számítják sokkal alacsonyabb nyomású - 0,05-0,15 MPa [1].
Gázhűtésű reaktor (Magnoxból (angol) orosz és az AGR (angol) orosz ....) - a nemzeti trend reaktorban Egyesült Királyságban. Ezek reaktorok germoobolochek. Basic berendezés ott van integrálva a magot egy házban a előfeszített betonból, amely így szerepet tölt az elszigetelés [1].
Magas hőmérsékletű gázhűtésű reaktor épültek a 60-as és az összes lezárták a végén a 80-as évek. Az amerikai General Atomics (Eng.) Orosz. Ők építették több hálózati egységek Fort St. Vreyn (Eng.) Orosz. és Peach Bottom (Eng.) Orosz. Elszigetelés hengeres forma erősített c kupola, a reaktor belsejében olyan előfeszített betonból, és az alapvető berendezések. Tervezési nyomás - 0,35 MPa. Németországban járt el reaktor THTR-300 (Eng.) Orosz. Company Nukem (it.) Orosz. nélkül tárolását, hengeres reaktorban az előfeszített betonból, [1].
Az aggregát RBMK reaktorok épültek a Szovjetunióban, elszigetelését nem használják, mert a nagy mérete miatt a reaktorban. Szerepe elszigetelő rendszer végzi beton doboz körül a reaktor, amely a fő berendezések, és a medence-buborékoltatóba kisülési gőz esetén vészhelyzetben [1] [17].
2. Tipikus jellemzők
Novovoronezh NPP-2. A háttérben a belső tároló és egy lyuk a helyén lesz az átjáró a folyosón személyzet
Szerelés olvadék csapdák Novovoronezh-2
A jelenlegi trendek az építőiparban germoobolochek túlnyomó része a növekvő passzív, azaz nem igényel energiaforrások és a jel kapcsolási rendszerek. Ebben az irányban vagyunk aktívan fejlesztik a riasztórendszerek a reaktorokban az utóbbi, 3+ generációs. Jelenleg építés alatt négy VVER-1200 (Novovoronezh NPP-2 és a leningrádi atomerőmű-2) Oroszország, az AP1000 négy (Eng.) Orosz. (Company Westinghouse (Eng.) Orosz.) Kínában, és a két EPR (Eng.) Orosz. (Areva együtt Siemens) Finnországban és Franciaországban. Oroszország már használják az új megoldások az építőiparban Tianwan NPP Kínában és Kudankulam NPP Indiában. Számos más projekt a különböző vállalatok a világon, amelynek végrehajtása még nem kezdődött el.
Minden új projektek kettős tároló, külső védelmet a külső hatásokkal szemben és belső lokalizációja balesetek nyomásmentesítése a primer körben. A VVER-1200 és EPR külső héj vasbeton, a belső a pre-feszült beton. A AP1000 acél belső héj. Minden minták között a belső és külső héjak a baleset esetén szervezett levegő természetes keringése hűtésére a belső héj [9] [13] [18] [19] [20].
Ismert az innováció terén a passzív biztonsági katalitikus hidrogén rekombinátorok. Ők lehet telepíteni a már működő blokkokat (a sor a világ minden tájáról vannak már telepítve van), a kötelező sor tényező szerepel az új projektek. Rekombinátorok - kis eszközök vannak telepítve több körül germoobomu és biztosítja csökkentését a hidrogén koncentrációja a baleset során annak felszabadulását. Rekombinátorok igényelnek energia és parancsokat a kapcsoló - elérésekor egy kis koncentrációjú hidrogén-(0,5-1,0%), annak abszorpciós folyamat kezdődik spontán rekombinátorok [19] [22].