Obudowa bezpieczeństwa jest podstawowym elementem konstrukcyjnym zapobiegającym uwolnieniu radioaktywnych gazów do atmosfery. Stanowi ona szczelną powłokę, zawierającą w sobie reaktor i jego układ chłodzenia, obliczoną na maksymalne ciśnienie awaryjne.

Rozwiązania techniczne obudowy bezpieczeństwa różnią się nie tylko w zależności od typu reaktora (PWR lub BWR), ale również w obrębie każdego z tych typów.

W przypadku reaktorów wrzących BWR najczęściej jest stosowana struktura dwustopniowa. Pierwszy stopień stanowi tutaj gruszkowaty zbiornik stalowy (tzw. "dry well"), otoczony powłoką z betonu sprężonego. Zawiera on w swoim wnętrzu zbiornik reaktora i jest połączony z kolei kanałami ze zbiornikiem basenowym (tzw. "wet well") o kształcie toroidalnym, wypełnionym częściowo wodą. Drugi stopień powłoki bezpieczeństwa stanowi właściwy budynek reaktora. W momencie awarii czynnik wypływający z obiegu chłodzenia jest kierowany rurami do basenu wodnego, gdzie ulega kondensacji; powoduje to obniżenie ciśnienia i temperatury w powłoce bezpieczeństwa pierwszego stopnia. Jednocześnie woda z basenu jest wykorzystywana do spryskiwania rdzenia w celu zapobieżenia nadmiernemu wzrostowi temperatury elementów paliwowych.

Trzy typy obudów bezpieczeństwa w reaktorach BWR

Rozwiązanie powłoki bezpieczeństwa w reaktorach ciśnieniowych PWR różni się zasadniczo od opisanego poprzednio. Stosowany jest tutaj szczelny budynek bezpieczeństwa, z reguły w kształcie walca o średnicy ok. 40 m i wysokości 60 m (spotykane są również kuliste budynki bezpieczeństwa o podobnych wymiarach). Rozwiązania konstrukcyjne mogą być dwojakiego rodzaju: budynek jedno- lub dwu-powłokowy. W przypadku pierwszym powłoka ciśnieniowa jest wykonana z betonu wstępnie sprężonego, wyłożonego od wewnątrz blachą stalową. Grubość warstwy betonu dochodzi do 1 m, grubość blachy wynosi kilka lub kilkanaście milimetrów. W drugim przypadku wewnętrzną warstwę stanowi zbiornik stalowy o grubości do 30 mm, zewnętrzną natomiast betonowy. W szczelinie pomiędzy obydwiema warstwami utrzymywane jest podciśnienie zmniejszające wydzielanie czynnika z budynku do atmosfery.

Budynek reaktora typu PWR

Wewnątrz budynku znajduje się zbiornik reaktora wraz z całym obiegiem pierwotnym. W przypadku uszkodzenia układu chłodzenia, wypływający z niego czynnik (woda lub mieszanina parowo-wodna) gwałtownie się rozpręża, paruje i rozprzestrzenia w całej objętości budynku. Następuje gwałtowny wzrost temperatury mieszaniny parowo-powietrznej i jednocześnie wzrost ciśnienia w budynku. Maksymalna wartość ciśnienia jest zależna od kubatury budynku oraz od ilości uwolnionego chłodziwa i z reguły nie przekracza 0,4 MPa. Ze względu na gwałtowny charakter zjawisk towarzyszących awaryjnemu wypływowi czynnika z obiegu pierwotnego konstrukcja budynku musi uwzględniać nie tylko znaczny wzrost ciśnienia statycznego, ale również dodatkowe obciążenia dynamiczne. Przyczyną ich jest z jednej strony lokalny wzrost ciśnienia w różnych częściach budynku spowodowany powstaniem fali ciśnieniowej w momencie uszkodzenia rurociągu, z drugiej natomiast - możliwość uszkodzenia elementów mechanicznych układu chłodzenia i wyrzucenia odłamków w kierunku ścian budynku. Przeciwdziałanie skutkom tego typu realizuje się m.in. przez zastosowanie odpowiednich przegród wykonanych z betonu zbrojonego oraz umieszczenie osłon przeciwodłamkowych wokół urządzeń najbardziej narażonych na uszkodzenie. Budynki obliczone na utrzymanie maksymalnego ciśnienia awaryjnego noszą nazwę pełno-ciśnieniowych. Inny rodzaj stanowią tzw. budynki bezpieczeństwa na ciśnienie obniżone, w których wzrost ciśnienia awaryjnego zostaje ograniczony dzięki zastosowaniu układu kondensacji pary. Układ taki stanowi najczęściej tzw. kondensator lodowy (m.in. fińska Elektrownia Loviisa jest wyposażona w taki kondensator), tzn. zespół zbiorników wypełnionych drobnymi bryłkami lodu. W przypadku awarii czynnik wydostający się do boksu reaktora jest kierowany do tych właśnie zbiorników, gdzie następuje intensywna kondensacja pary (od której lód odbiera ciepło). Dzięki temu do budynku przedostaje się znacznie mniejsza ilość czynnika. W rezultacie wartość ciśnienia obniża się do ok. 0,17 MPa. Wzrost ciśnienia w budynku trwa tak długo, jak długo wypływa chłodziwo z obiegu. Wynika stąd, że wartość maksymalna jest osiągana po upływie kilkunastu sekund od chwili wystąpienia uszkodzenia. W dalszym okresie czasu następuje pewna stabilizacja parametrów; łagodny ich spadek jest spowodowany kondensacją pary na ścianach budynku i znajdujących się w nim urządzeniach oraz oddawaniem ciepła przez ściany na zewnątrz (przebieg taki odpowiada prawidłowemu działaniu układu awaryjnego chłodzenia reaktora; w przypadku jego uszkodzenia należy się liczyć, w związku z długotrwałym dopływem energii z reaktora, ze stałym wzrostem parametrów w budynku, co z kolei może doprowadzić do jego uszkodzenia). Aby zintensyfikować proces odbioru ciepła i przyspieszyć obniżenie parametrów, stosuje się układy dodatkowe, tzw. układ zraszania budynku i układ wentylacji recyrkulacyjnej wewnętrznej.

Budynek reaktora WWER 440/213 z kondensatorem wodnym

Oprócz wyżej wymienionych są również spotykane nieco inne rozwiązania powłoki bezpieczeństwa. Wśród nich należy przede wszystkim wymienić dwa, które m.in. znalazły zastosowanie w elektrowniach z reaktorami WWER-440 (dla reaktora WWER-1000 przewiduje się pełno-ciśnieniowy budynek szczelny). Pierwsze to budynek z częściowym upustem pary do atmosfery, zastosowany w blokach Nowoworoneżskiej Elektrowni Jądrowej. W rozwiązaniu takim powłokę szczelną stanowi boks reaktora i wytwornic pary, który jednak jest wyposażony w zawory upustowe. Przy gwałtownym wzroście ciśnienia awaryjnego powyżej 0,16 MPa zawory otwierają się umożliwiając odprowadzenie nadmiaru czynnika do atmosfery. Następnie zamykają się ponownie, utrzymując szczelność boksu przy znacznie niższych parametrach. Ponieważ czynnik jest wypuszczany do atmosfery w początkowym okresie awarii (przed uszkodzeniem rdzenia), w rozwiązaniu tym zakłada się, że unosi on ze sobą stosunkowo niewielką aktywność.