Защитная оболочка ядерного реактора

Введение

Структура, окружающая ядерный реактор для предотвращения выбросов радиоактивных веществ

Здание сдерживания – это усиленная стальная, бетонная или свинцовая конструкция, окружающая ядерный реактор. Оно предназначено для предотвращения выброса радиоактивного пара или газа в любой аварийной ситуации, выдерживая максимальное давление в диапазоне от… Здание сдерживания является четвертым и последним барьером на пути выброса радиоактивных веществ (частью стратегии многоуровневой защиты ядерного реактора), первым из которых является сама топливная керамика, вторым – металлические гильзы топливных элементов, третьим – корпус реактора и система охлаждения. Каждая атомная электростанция в Соединенных Штатах проектируется с учетом определенных условий, которые в Отчете об окончательном анализе безопасности (FSAR) определяются как «Проектные аварии». Отчет FSAR находится в открытом доступе, обычно в публичной библиотеке рядом с атомной электростанцией. Само здание сдерживания обычно представляет собой герметичную стальную конструкцию, окружающую реактор и, как правило, изолированную от внешней атмосферы. Сталь может быть отдельно стоящей или прикрепленной к бетонному противоракетному щиту. В Соединенных Штатах конструкция и толщина здания сдерживания и противоракетного щита регулируются федеральными нормами (10 CFR 50.55a) и должны быть достаточно прочными, чтобы выдержать удар полностью загруженного пассажирского самолета без разрушения. Хотя здание сдерживания играет критически важную роль в наиболее серьезных авариях на ядерных реакторах, оно предназначено лишь для удержания или конденсации пара в краткосрочной перспективе (при авариях с крупными повреждениями топливных элементов), а долгосрочное отведение тепла должно обеспечиваться другими системами. В аварии на Три-Майл-Айленд была сохранена герметичность здания сдерживания, но из-за недостаточного охлаждения операторы намеренно выпустили радиоактивный газ из здания сдерживания через некоторое время после аварии, чтобы предотвратить превышение давления. Это, в сочетании с последующими отказами, привело к выбросу до 13 миллионов кюри радиоактивного газа в атмосферу во время аварии. Атомная электростанция Фукусима Дайичи работала безопасно с 1971 года, но землетрясение и цунами, значительно превышающие проектные параметры, привели к отказу электроснабжения, резервных генераторов и аккумуляторов, что привело к выходу из строя всех систем безопасности. Эти системы были необходимы для охлаждения топлива после остановки реактора. Это привело к частичному или полному расплавлению топливных стержней, повреждению бассейнов хранения отработавшего топлива и зданий, выбросу радиоактивных отходов в окружающую среду, воздух и море, а также к использованию пожарных машин и бетонных насосов для подачи охлаждающей воды в бассейны отработавшего топлива и здание сдерживания. Во время инцидента давление внутри зданий сдерживания реакторов 1, 2 и 3 превысило проектные пределы, что, несмотря на попытки снизить давление путем выброса радиоактивных газов, привело к нарушению герметичности зданий сдерживания. Вытекающий из зданий сдерживания водород смешивался с воздухом, что привело к взрывам в блоках 1, 3 и 4, осложнив попытки стабилизировать реакторы.

A containment building is a reinforced steel, concrete or lead structure enclosing a nuclear reactor. It is designed, in any emergency, to contain the escape of radioactive steam or gas to a maximum pressure in the range of The containment is the fourth and final barrier to radioactive release (part of a nuclear reactor's defence in depth strategy), the first being the fuel ceramic itself, the second being the metal fuel cladding tubes, the third being the reactor vessel and coolant system. Each nuclear plant in the United States is designed to withstand certain conditions which are spelled out as "Design Basis Accidents" in the Final Safety Analysis Report (FSAR). The FSAR is available for public viewing, usually at a public library near the nuclear plant. The containment building itself is typically an airtight steel structure enclosing the reactor normally sealed off from the outside atmosphere. The steel is either free standing or attached to the concrete missile shield. In the United States, the design and thickness of the containment and the missile shield are governed by federal regulations (10 CFR 50.55a), and must be strong enough to withstand the impact of a fully loaded passenger airliner without rupture. While the containment plays a critical role in the most severe nuclear reactor accidents, it is only designed to contain or condense steam in the short term (for large break accidents) and long term heat removal still must be provided by other systems. In the Three Mile Island accident the containment pressure boundary was maintained, but due to insufficient cooling, some time after the accident, radioactive gas was intentionally released from containment by operators to prevent over pressurization. This, combined with further failures, caused the release of up to 13 million curies of radioactive gas to atmosphere during the accident. While the Fukushima Daiichi plant had operated safely since 1971, an earthquake and tsunami well beyond the design basis resulted in failure of AC power, backup generators and batteries which defeated all safety systems. These systems were necessary to keep the fuel cool after the reactor had been shut down. This resulted in partial or complete meltdown of fuel rods, damage to fuel storage pools and buildings, release of radioactive debris to surrounding area, air and sea, and resorting to the expedient use of fire engines and concrete pumps to deliver cooling water to spent fuel pools and containment. During the incident, pressure within the containments of reactors 1 3 rose to exceed design limits, which despite attempts to reduce pressure by venting radioactive gases, resulted in breach of containment. Hydrogen leaking from the containment mixed with air, resulted in explosions in units 1, 3 and 4, complicating attempts to stabilize the reactors.

Типы

Системы герметизации ядерных реакторов различаются по размеру, форме, используемым материалам и системам подавления давления. Тип используемой герметизации определяется типом реактора, его поколением и специфическими потребностями станции. Системы подавления давления критически важны для анализа безопасности и существенно влияют на размер герметизации. Под подавлением давления понимается конденсация пара после того, как крупная авария привела к его выбросу из системы охлаждения. Поскольку остаточное тепло не рассеивается быстро, необходим долгосрочный метод подавления давления, который может заключаться в простом теплообмене с окружающим воздухом на поверхности герметизации. Существует несколько распространенных конструкций, но для целей анализа безопасности герметизации классифицируются как "большие сухие", "с пониженным давлением" или "с ледяным конденсатором".

Реакторы с водой под давлением

Для реактора с водой под давлением, защитная оболочка также включает в себя парогенераторы и прессирайзер, и представляет собой всё здание реактора. Ракетный щит вокруг него обычно представляет собой высокое цилиндрическое или купольное сооружение. Защитные оболочки реакторов PWR обычно больше (до 7 раз больше, чем у BWR), поскольку стратегия удержания при проектной аварии с утечкой предусматривает обеспечение достаточного объема для расширения смеси пара и воздуха, образующейся при потере теплоносителя, что ограничивает конечное давление (движущую силу утечки), достигаемое в защитной оболочке. Ранние конструкции, включая Siemens, Westinghouse и Combustion Engineering, имели преимущественно цилиндрическую форму, построенную из железобетона. Поскольку бетон обладает очень высокой прочностью на сжатие по сравнению с прочностью на растяжение, это логичная конструкция для строительных материалов, поскольку чрезвычайно тяжелая верхняя часть защитной оболочки оказывает значительную силу вниз, которая снижает растягивающие напряжения в случае внезапного повышения давления внутри оболочки. По мере развития конструкций реакторов были построены также многие почти сферические защитные оболочки для PWR. В зависимости от используемого материала, это наиболее логичная конструкция, поскольку сфера является оптимальной структурой для удержания высокого давления. Большинство современных конструкций PWR сочетают в себе оба типа: цилиндрическую нижнюю часть и полусферическую верхнюю. Современные проекты также всё чаще используют стальные защитные оболочки. В некоторых случаях сталь используется для облицовки внутренней поверхности бетона, что обеспечивает прочность обоих материалов в гипотетическом случае сильного повышения давления внутри защитной оболочки. Другие новые проекты предусматривают использование как стальной, так и бетонной защитной оболочки, что на протяжении десятилетий применяется в современных немецких конструкциях PWR. В частности, AP1000 и Европейский реактор под давлением планируют использовать обе конструкции: внешний бетон обеспечивает защиту от обломков, а внутренняя стальная конструкция – герметичность. AP1000 предусматривает вентиляционные отверстия в нижней части бетонной конструкции, окружающей стальную конструкцию, что позволит перемещать воздух через стальную конструкцию и охлаждать защитную оболочку в случае крупной аварии (по принципу работы градирни). Российский VVER-1000 в отношении защитной оболочки в основном соответствует другим современным PWR, поскольку сам является PWR. Однако VVER-440 имеет значительно более уязвимую защитную оболочку в виде так называемого пузырькового конденсатора с относительно низким проектным давлением.

For a pressurized water reactor, the containment also encloses the steam generators and the pressurizer, and is the entire reactor building. The missile shield around it is typically a tall cylindrical or domed building. PWR containments are typically large (up to 7 times larger than a BWR) because the containment strategy during the leakage design basis accident entails providing adequate volume for the steam/air mixture that results from a loss of coolant accident to expand into, limiting the ultimate pressure (driving force for leakage) reached in the containment building. Early designs including Siemens, Westinghouse, and Combustion Engineering had a mostly can like shape built with reinforced concrete. As concrete has a very good compression strength compared to tensile, this is a logical design for the building materials since the extremely heavy top part of containment exerts a large downward force that prevents some tensile stress if containment pressure were to suddenly go up. As reactor designs have evolved, many nearly spherical containment designs for PWRs have also been constructed. Depending on the material used, this is the most apparently logical design because a sphere is the best structure for simply containing a large pressure. Most current PWR designs involve some combination of the two, with a cylindrical lower part and a half spherical top. Modern designs have also shifted more towards using steel containment structures. In some cases steel is used to line the inside of the concrete, which contributes strength from both materials in the hypothetical case that containment becomes highly pressurized. Yet other newer designs call for both a steel and concrete containment which is in decades long use in the current German PWR designs notably the AP1000 and the European Pressurized Reactor plan to use both; which gives missile protection by the outer concrete and pressurizing ability by the inner steel structure. The AP1000 has planned vents at the bottom of the concrete structure surrounding the steel structure under the logic that it would help move air over the steel structure and cool containment in the event of a major accident (in a similar way to how a cooling tower works). The Russian VVER 1000 design is mostly the same as other modern PWRs in regards to containment, as it is a PWR itself. However, the VVER 440 type has a significant more vulnerable containment, in form of a so called bubble condensor with relatively low design pressure.

Легководные графитовые реакторы

Легководные графитовые реакторы строились исключительно в СССР. В конструкциях РБМК применялись элементы вторичной защиты, однако верхняя плита реактора являлась частью защитного сооружения. Во время Чернобыльской аварии 1986 года плита испытала давление, превысившее расчетные значения, и приподнялась.

Кипячеводные реакторы

В BWR стратегия сдерживания несколько отличается. Контейнмент BWR состоит из сухого колодца, где расположен реактор и сопутствующее охлаждающее оборудование, и мокрого колодца. Сухой колодец значительно меньше, чем контейнмент PWR, и играет более важную роль. Во время теоретического аварийного сценария, связанного с утечкой, теплоноситель реактора мгновенно превращается в пар в сухом колодце, что приводит к быстрому повышению давления. Вентиляционные каналы из сухого колодца направляют пар под уровень воды, поддерживаемый в мокром колодце (также известном как торус или бассейн подавления), где пар конденсируется, ограничивая достигнутое давление. И сухой, и мокрый колодцы заключены во вторичное защитное здание, в котором во время нормальной эксплуатации и операций по загрузке/выгрузке топлива поддерживается небольшое податмосферное или отрицательное давление. Распространенные конструкции контейнмента известны как Mark I, Mark II и Mark III. Mark I – старейшая, характеризуется сухим колодцем, напоминающим перевернутую лампочку над мокрым колодцем, который представляет собой стальной торус, заполненный водой. Mark II использовался с поздними реакторами BWR 4 и BWR 5. Это конфигурация "сверху-снизу", где сухой колодец образует усеченный конус на бетонной плите. Под ним находится цилиндрическая камера подавления, изготовленная из бетона, а не просто из листового металла. Оба типа используют легкий стальной или бетонный "вторичный контейнмент" над верхним этажом, который поддерживается при небольшом отрицательном давлении для фильтрации воздуха. Верхний уровень представляет собой большое открытое пространство с подвесным краном между двумя длинными стенами для перемещения тяжелых топливных сборок с нижних этажей, а также для удаления и замены оборудования из реактора и реакторной шахты. Реакторная шахта может быть заполнена водой и окружена бассейнами, разделенными воротами с обеих сторон, для хранения оборудования реактора, обычно расположенного над топливными стержнями, и для хранения топлива. Платформа для загрузки/выгрузки топлива оснащена специализированной телескопической мачтой для точного подъема и опускания топливных сборок через "скотопрогон" в зону активной зоны реактора. Mark III использует бетонный купол, похожий на конструкции PWR, и имеет отдельное здание для хранения отработавшего ядерного топлива на другом уровне. Все три типа также используют большой объем воды в бассейнах подавления для тушения пара, выбрасываемого из реакторной системы во время переходных процессов. Контейнмент Mark I использовался на реакторах АЭС "Фукусима-1", участвовавших в авариях на АЭС "Фукусима-1". На площадке произошла комбинация двух событий, выходящих за рамки проектных, – мощного землетрясения, которое могло повредить трубопроводы и конструкции реактора, и 15-метрового цунами, которое разрушило топливные резервуары, генераторы и электропроводку, что привело к отказу резервных генераторов и, в конечном итоге, к отказу аккумуляторных насосов. Недостаточное охлаждение и отказ насосов, необходимых для восстановления воды, потерянной из-за кипения, привели к частичному или возможному полному расплавлению топливных стержней, которые оказались полностью лишены воды. Это привело к выбросу значительного количества радиоактивных материалов в воздух и море, а также к взрывам водорода. Тонкие вторичные контейнменты не были рассчитаны на выдерживание взрывов водорода и получили повреждения в виде выбитых или разрушенных крыш и стен, а также уничтожение всего оборудования на платформе для загрузки/выгрузки топлива, включая краны и саму платформу. На блоке 3 произошел особенно мощный взрыв, который поднял столб обломков высотой более 300 м, в результате чего обрушилась северная часть верхнего этажа, а на западной стороне выгнулись бетонные колонны, что видно на аэрофотоснимках. Хотя они были оснащены модифицированными системами вентиляции с защитой от водорода для выброса водорода в выхлопные трубы, они могли оказаться неэффективными из-за отсутствия электроэнергии. Еще до аварии на "Фукусиме" контейнмент Mark I подвергался критике как более подверженный отказу при отключении электроэнергии. Со стороны конструкция BWR выглядит значительно иначе, чем конструкция PWR, поскольку для вторичного контейнмента обычно используется квадратное здание. Кроме того, поскольку через турбины и реактор проходит только один контур, а пар, проходящий через турбины, также радиоактивен, здание турбины также должно быть значительно экранировано. Это приводит к двум зданиям схожей конструкции, в более высоком из которых размещается реактор, а в длинном – турбинный зал и вспомогательные сооружения.

In a BWR, the containment strategy is a bit different. A BWR's containment consists of a drywell, where the reactor and associated cooling equipment is located, and a wetwell. The drywell is much smaller than a PWR containment and plays a larger role. During the theoretical leakage design basis accident the reactor coolant flashes to steam in the drywell, pressurizing it rapidly. Vent pipes or tubes from the drywell direct the steam below the water level maintained in the wetwell (also known as a torus or suppression pool), condensing the steam, limiting the pressure ultimately reached. Both the drywell and the wetwell are enclosed by a secondary containment building, maintained at a slight sub atmospheric or negative pressure during normal operation and refueling operations. Common containment designs are referred to by the names Mark I, Mark II, and Mark III. The Mark I is the oldest, distinguished by a drywell which resembles an inverted lightbulb above the wetwell which is a steel torus containing water. The Mark II was used with late BWR 4 and BWR 5 reactors. It is called an "over under" configuration with the drywell forming a truncated cone on a concrete slab. Below is a cylindrical suppression chamber made of concrete rather than just sheet metal. Both use a lightweight steel or concrete "secondary containment" over the top floor which is kept at a slight negative pressure so that air can be filtered. The top level is a large open space with an overhead crane suspended between the two long walls for moving heavy fuel caskets from the ground floor, and removing / replacing hardware from the reactor and reactor well. The reactor well can be flooded and is straddled by pools separated by gates on either side for storing reactor hardware normally placed above the fuel rods, and for fuel storage. A refueling platform has a specialized telescoping mast for lifting and lowering fuel rod assemblies with precision through the "cattle chute" to the reactor core area. The Mark III uses a concrete dome, somewhat like PWRs, and has a separate building for storing used fuel rods on a different floor level. All three types also use the large body of water in the suppression pools to quench steam released from the reactor system during transients. The Mark I containment was used in those reactors at the Fukushima I Nuclear Power Plant which were involved in the Fukushima I nuclear accidents. The site suffered from a combination of two beyond design basis events, a powerful earthquake, which may have damaged reactor plumbing and structures, and 15 meter tsunami, which destroyed fuel tanks, generators and wiring, causing back up generators to fail, and battery powered pumps also eventually failed. Insufficient cooling and failure of pumps needed to restore water lost to boiling off led to partial or possible complete meltdowns of fuel rods which were completely uncovered by water. This led to releases of significant amounts of radioactive material to the air and sea, and hydrogen explosions. The thin secondary containments were not designed to withstand hydrogen explosions, and suffered blown out or destroyed roofs and walls, and destruction of all equipment on the refueling floor including cranes and refueling platform. Unit 3 suffered a particularly spectacular explosion which created a plume of debris over 300 m high which resulted in a collapse of the north end of the top floor, and buckled concrete columns on its west side as can be seen by aerial photographs. Although they were fitted with modified hardened vent systems to vent hydrogen into exhaust stacks, they may have not been effective without power. Even before the Fukushima incident, Mark I containment had been criticized as being more likely to fail during a blackout. From a distance, the BWR design looks very different from PWR designs because usually a square building is used for the secondary containment. Also, because there is only one loop through the turbines and reactor, and the steam going through the turbines is also radioactive, the turbine building has to be considerably shielded as well. This leads to two buildings of similar construction, with the higher one housing the reactor and the long one housing the turbine hall and supporting structures.

Растения CANDU

Электростанции CANDU, получившие название по канадской разработке с использованием дейтерия и урана, применяют более разнообразные конструкции защитных оболочек и системы подавления давления, чем другие типы электростанций. В силу особенностей конструкции активной зоны, объем защитной оболочки при той же мощности часто больше, чем у типичного PWR, однако многие усовершенствования позволили снизить это требование. Многие многоблочные станции CANDU используют вакуумное здание, оснащенное системой водяного распыления. Все отдельные блоки CANDU на площадке соединены с этим вакуумным зданием большим каналом сброса давления, который также является частью защитной оболочки. Вакуумное здание быстро всасывает и конденсирует пар, образующийся при гипотетическом повреждении трубопровода, позволяя давлению в здании реактора вернуться к значениям ниже атмосферного. Это минимизирует возможный выброс продуктов деления в окружающую среду. Кроме того, существуют аналогичные конструкции с двойной защитной оболочкой, в которых защитные оболочки двух блоков соединены, обеспечивая больший объем в случае серьезного аварийного сценария. Первыми такие решения были реализованы в одном из индийских проектов HWR, включавшем двойной блок и бассейн подавления. Однако в новейших проектах CANDU предусмотрена одна стандартная сухая защитная оболочка для каждого блока.

Требования к проектированию и испытаниям

В Соединенных Штатах, раздел 10 Кодекса федеральных правил, часть 50, приложение А, Общие проектные критерии (GDC 54-57) или иная проектная база устанавливают основные критерии проектирования для изоляции трубопроводов, проникающих в герметичную оболочку. Каждый крупный трубопровод, проникающий в герметичную оболочку, например, паропроводы, оснащен изоляционными клапанами, сконфигурированными в соответствии с приложением А; как правило, двумя клапанами. Для трубопроводов меньшего диаметра – по одному клапану с внутренней и внешней стороны. Для крупных трубопроводов высокого давления, необходимость в пространстве для предохранительных клапанов и для обслуживания, вынуждает проектировщиков устанавливать изоляционные клапаны вблизи точек выхода трубопроводов из герметичной оболочки. В случае утечки в трубопроводе высокого давления, по которому циркулирует теплоноситель реактора, эти клапаны быстро закрываются для предотвращения выброса радиоактивных веществ за пределы герметичной оболочки. Клапаны на трубопроводах резервных систем, проникающих в герметичную оболочку, обычно находятся в закрытом положении. Изоляционные клапаны герметичной оболочки также могут закрываться по различным другим сигналам, например, при высоком давлении в герметичной оболочке, возникающем при пробое трубопровода с высокой энергией (например, главных паропроводов или водопроводов питания). Здание герметичной оболочки предназначено для удержания пара и возникающего давления, однако, как правило, пробой трубопровода на атомной электростанции с водой под давлением не влечет за собой радиологических последствий. В нормальных условиях эксплуатации герметичная оболочка герметична, а доступ в нее осуществляется только через шлюзовые камеры типа морских шлюзов. Высокая температура воздуха и радиация из активной зоны ограничивают время, измеряемое в минутах, которое люди могут проводить внутри герметичной оболочки при работе станции на полной мощности. В случае наихудшего сценария аварии, называемой "проектной аварийной ситуацией" в нормативных документах NRC, герметичная оболочка предназначена для герметизации и удержания расплава активной зоны. Установлены резервные системы для предотвращения расплава, но, в соответствии с политикой, предполагается, что он все же произойдет, что и обуславливает необходимость в здании герметичной оболочки. Для целей проектирования предполагается, что трубопроводы реакторного сосуда повреждены, что приводит к аварии с потерей теплоносителя (LOCA), когда вода из реакторного сосуда выбрасывается в атмосферу внутри герметичной оболочки и превращается в пар. Возникающее повышение давления внутри герметичной оболочки, которая рассчитана на выдерживание этого давления, приводит к включению распылительных систем ("систем тушения"), предназначенных для конденсации пара и, следовательно, снижения давления. Автоматическая остановка реактора (SCRAM) инициируется вскоре после возникновения пробоя. Системы безопасности закрывают некритичные трубопроводы, ведущие в герметичную оболочку, путем перекрытия изоляционных клапанов. Системы аварийного охлаждения активной зоны быстро включаются для охлаждения топлива и предотвращения его расплавления. Точная последовательность событий зависит от конструкции реактора. В США здания герметичной оболочки подлежат обязательному тестированию герметичности и работоспособности изоляционных клапанов в соответствии с 10 CFR, часть 50, приложение J. Интегрированные испытания герметичности (типы "А" или CILRT) проводятся с периодичностью 15 лет. Локальные испытания герметичности (типы B или C, или LLRT) проводятся гораздо чаще, как для выявления возможной утечки в случае аварии, так и для обнаружения и устранения путей утечки. LLRT проводятся на изоляционных клапанах, люках и других элементах, проникающих в герметичную оболочку. В соответствии с лицензией на эксплуатацию, атомная электростанция обязана подтвердить целостность герметичной оболочки перед перезапуском реактора после каждой остановки. Это требование может быть выполнено при наличии удовлетворительных результатов локальных или интегрированных испытаний (или их комбинации при проведении ILRT). В 1988 году в Национальной лаборатории Sandia было проведено испытание, в ходе которого реактивный истребитель был направлен на большой бетонный блок. Самолет оставил лишь неглубокую борозду на бетоне. Хотя блок не был построен как ракетный щит герметичной оболочки, и эксперимент не был предназначен для демонстрации прочности защитной конструкции атомной электростанции, результаты были признаны показательными. Последующее исследование, проведенное EPRI (Институтом исследования электроэнергии), пришло к выводу, что коммерческие авиалайнеры не представляют опасности. Ядерная электростанция Turkey Point была непосредственно поражена ураганом Эндрю в 1992 году. Turkey Point имеет два энергоблока, работающих на ископаемом топливе, и два ядерных энергоблока. Ущерб составил более 90 миллионов долларов, в основном резервуару для воды и дымовой трубе одного из энергоблоков, работающих на ископаемом топливе, но здания герметичной оболочки остались неповрежденными.

In the United States, Title 10 of the Code of Federal Regulations, Part 50, Appendix A, General Design Criteria (GDC 54 57) or some other design basis provides the basic design criteria for isolation of lines penetrating the containment wall. Each large pipe penetrating the containment, such as the steam lines, has isolation valves on it, configured as allowed by Appendix A; generally two valves. For smaller lines, one on the inside and one on the outside. For large, high pressure lines, space for relief valves and maintenance considerations cause the designers to install the isolation valves near to where the lines exit containment. In the event of a leak in the high pressure piping that carries the reactor coolant, these valves rapidly close to prevent radioactivity from escaping the containment. Valves on lines for standby systems penetrating containment are normally closed. The containment isolation valves may also close on a variety of other signals such as the containment high pressure experienced during a high energy line break (e. g. main steam or feedwater lines). The containment building serves to contain the steam/resultant pressure, but there is typically no radiological consequences associated with such a break at a pressurized water reactor. During normal operation, the containment is air tight and access is only through marine style airlocks. High air temperature and radiation from the core limit the time, measured in minutes, people can spend inside containment while the plant is operating at full power. In the event of a worst case emergency, called a "design basis accident" in NRC regulations, the containment is designed to seal off and contain a meltdown. Redundant systems are installed to prevent a meltdown, but as a matter of policy, one is assumed to occur and thus the requirement for a containment building. For design purposes, the reactor vessel's piping is assumed to be breached, causing a "LOCA" (Loss Of Coolant Accident) where the water in the reactor vessel is released to the atmosphere inside the containment and flashes into steam. The resulting pressure increase inside the containment, which is designed to withstand the pressure, triggers containment sprays ("dousing sprays") to turn on to condense the steam and thus reduce the pressure. A SCRAM ("neutronic trip") initiates very shortly after the break occurs. The safety systems close non essential lines into the air tight containment by shutting the isolation valves. Emergency Core Cooling Systems are quickly turned on to cool the fuel and prevent it from melting. The exact sequence of events depends on the reactor design. Containment buildings in the U. S. are subjected to mandatory testing of the containment and containment isolation provisions under 10 CFR Part 50, Appendix J. Containment Integrated Leakage Rate Tests (Type "A" tests or CILRTs) are performed on a 15 year basis. Local Leakage Rate Tests (Type B or Type C testing, or LLRTs) are performed much more frequently , both to identify the possible leakage in an accident and to locate and fix leakage paths. LLRTs are performed on containment isolation valves, hatches and other appurtenances penetrating the containment. A nuclear plant is required by its operating license to prove containment integrity prior to restarting the reactor after each shutdown. The requirement can be met with satisfactory local or integrated test results (or a combination of both when an ILRT is performed). In 1988, Sandia National Laboratories conducted a test of slamming a jet fighter into a large concrete block at The airplane left only a gouge in the concrete. Although the block was not constructed like a containment building missile shield and the experiment was not designed to demonstrate the strength of a nuclear power plant's containment structure, the results were considered indicative. A subsequent study by EPRI, the Electric Power Research Institute, concluded that commercial airliners did not pose a danger. The Turkey Point Nuclear Generating Station was hit directly by Hurricane Andrew in 1992. Turkey Point has two fossil fuel units and two nuclear units. Over $90 million of damage was done, largely to a water tank and to a smokestack of one of the fossil fueled units on site, but the containment buildings were undamaged.