ВВЕДЕНИЕ. При эксплуатации АЭС решающее значение имеет безопасность работы реакторной установки

При эксплуатации АЭС решающее значение имеет безопасность работы реакторной установки. Один из основополагающих принципов, на котором базируется безопасность работы реакторной установки - это ограничение последствий возможных аварий.

При нормальной работе блока АЭС с ВВЭР на мощности тепловая энергия, вырабатываемая в реакторе, отводится через парогенераторы во 2 контур, где она срабатывается на турбогенераторе. После останова реактора мощность быстро снижается, но за счет запаздывающих нейтронов, радиоактивного распада продуктов деления и аккумулирующей способности материалов активной зоны тепловыделение продолжается.

В реакторах типа ВВЭР через 60 сек. после срабатывания A3 остаточное тепловыделение составляет около 5,7% от номинальной мощности, через 15 минут оно снижается до 3,2%, а через сутки - до 0,9%. Даже после достаточно длительной выдержки ядерное топливо продолжает выделять остаточное тепло.

В условиях нормальной эксплуатации температура оболочек тепловыделяющих элементов находится на уровне 340 0С, при этом температура в центре топливных таблеток достигает 1600 0С (температура плавления двуокиси урана 2800-2900 0С). При внезапном прекращении подачи теплоносителя в активную зону реактора в оболочках твэлов могут появиться дефекты из-за ее перегрева.

Выгруженные из ядерного реактора отработавшие три года ТВС содержат внутри твэлов большое количество радиоактивных веществ (“осколков” деления урана). Сразу после выгрузки одна отработавшая ТВС содержит, в среднем, 0,3 миллиона кюри р/а веществ, которые выделяют энергию 100 кВт.

Только по мере выдержки отработавших ТВС в воде БВ их радиоактивность уменьшается, и мощность остаточных энерговыделений снижается. Рабочее и резервное питание носителей собственных нужд АЭС осуществляется от главной электрической схемы станции через понижающие трансформаторы. Входе некоторых аварийных ситуаций на АЭС возможна полная потеря питания собственных нужд.