Анализ безопасности АЭС

Стратегия глубокоэшелонированной защиты имеет двоякую цель: во-первых, предотвратить  аварию и, во-вторых, если предотвращение не удалось, выявить ее, ослабить возможные последствия и предотвратить развитие в более тяжелое состояние [3].

Обычно, глубокоэшелонированная защита включает пять уровней. В случае отказа одного из уровней он будет компенсироваться или корректироваться следующим  уровнем. Уровни защиты выбраны так, чтобы быть независимыми от эффективности более высоких или более низких уровней. Цель каждого уровня защиты и основные средства ее достижения показаны в таблице 1.1.

 

Таблица 1.1

Цели уровней защиты и основные средства их достижения

 

Уровень	Цель	Основные средства
Уровень 1	Предотвращение нарушений нормальной эксплуатации и отказов	Консервативный проект и высокое  качество строительства и эксплуатации
Уровень 2	Управление при нарушениях нормальной эксплуатации и выявление отказов	Системы управления, технологические защиты и блокировки и иные средства контроля
Уровень 3	Управление при проектных авариях	Системы безопасности и аварийные  процедуры
Уровень 4	Управление в условиях тяжелой  аварии, включая предотвращение развития аварии и ослабление последствий тяжелых аварий	Дополнительные меры и управление авариями
Уровень 5	Ослабление радиационных последствий  от значительных выбросов радиоактивных  веществ	Аварийное реагирование за пределами  площадки

 

Меры первых трех уровней следует  рассматривать в рамках проектных основ, чтобы обеспечить поддержание конструкционной целостности активной зоны реактора и ограничить потенциальную радиационную опасность для населения. Напротив, меры четвертого уровня следует рассматривать как находящиеся за пределами проектных основ, чтобы удерживать вероятность и радиационные последствия тяжелых повреждений станции на разумно достижимом низком уровне (принцип ALARA), принимая во внимание экономические и социальные факторы [3].

Высший приоритет следует отдавать предотвращению: непредусмотренных угроз целостности физических барьеров; повреждения или байпасирования барьера, когда он потребовался; повреждения какого-либо барьера вследствие повреждения другого барьера; значительного выброса радиоактивных веществ.

Оценку реализации глубокоэшелонированной защиты следует выполнять путем демонстрации соответствия большому количеству требований, на которых строится полноценный анализ безопасности. Следует, чтобы эта оценка подтверждала, что для возможных исходных событий на соответствующем уровне глубокоэшелонированной защиты предусмотрены адекватные меры, состоящие в выполнении основных функций безопасности и удержании под контролем выброса радиоактивных веществ.

При выполнении оценки специальное  внимание следует уделять внутренним и внешним источникам опасности, которые могут неблагоприятно повлиять одновременно более чем на один барьер или вызвать одновременный отказ нескольких единиц оборудования, обеспечивающих избыточность систем безопасности [4].

1.3 Фундаментальные функции безопасности

Для достижения основной цели безопасности – предотвращения выхода радиоактивных  продуктов за пределы физических барьеров – выполняются три следующие  фундаментальные функции безопасности:

1. Контроль и управление реактивностью.
2. Обеспечение охлаждения активной зоны реактора.
3. Локализация и надежное удержание радиоактивных продуктов.

Эти функции безопасности в соответствии с принципом защиты в глубину  реализуются в проектах АЭС. Основной задачей эксплуатации является выполнение этих фундаментальных функций одновременно и постоянно, то есть во всех режимах, включая режимы останова энергоблока для перегрузки топлива [4].

1.3.1 Контроль и управление реактивностью

Цепная реакция деления ядерного материала, происходящая в активной зоне реактора, должна носить управляемый характер, то есть эффективный коэффициент размножения нейтронов К_эфф., характеризующийся отношением количества образовавшихся нейтронов к количеству поглощенных, должен придерживаться в районе значения К_эфф.=1.

То есть, при К_эфф.>1, (>0 и нейтронная мощность реактора растет); при К_эфф.=1, (=0 и нейтронная мощность реактора остается постоянной); при К_эфф.<1, (<0 и нейтронная мощность реактора уменьшается).

Управление  реактивностью подразумевает управление количеством нейтронов в активной зоне реактора, то есть цепной реакцией деления.

Управление  цепной реакцией деления обеспечивается с помощью системы управления и защиты (СУЗ) реакторной установки, имеющей поглощающие стержни (управляющие и стержни аварийной защиты). Кроме того, на реакторах типа ВВЭР для этой цели используется система борного регулирования, позволяющая изменять концентрацию борной кислоты в теплоносителе первого контура.

Основной  задачей управления цепной реакцией в активной зоне реактора является обеспечение требований ядерной безопасности во всех режимах работы и во время останова [4].

1.3.2 Обеспечение охлаждения активной зоны реактора

Основная задача этой функции —  предотвратить разрушение твэлов впоследствии их перегрева. Поэтому во всех режимах работы надо поддерживать соответствие количества тепла, выделяемого в активной зоне и отводимого от нее системами теплоотвода. Для этого во всех режимах эксплуатации предусмотрены системы и оборудование, отводящие тепло от активной зоны реактора. Тепло снимается теплоносителем первого контура и отводится к конечному поглотителю с помощью градирен, бассейнов-охладителей, брызгальных бассейнов и других сооружений, отводящих тепло в атмосферу. Например, отвод тепла от активной зоны при нормальной эксплуатации энергоблоков с ВВЭР осуществляется по следующей схеме: активная зона — теплоноситель первого контура — парогенератор — теплоноситель второго контура — конечный поглотитель – атмосфера.

Конечному поглотителю передается тепло, которое  не преобразовано в электроэнергию или не использовано в других полезных целях (например, на отопление), в количестве, зависящем от коэффициента полезного действия АЭС [4].

Для аварийных  режимов предусмотрены специальные  системы безопасности, обеспечивающие отвод тепла от активной зоны реактора. В случае возникновения аномальной ситуации аварийная защита реактора останавливает реактор и количество тепла, генерируемого в активной зоне, снижается до уровня остаточных тепловыделений. Тепловыделяющие элементы продолжают выделять тепло и после прекращения цепной реакции, то есть выделяемая ими тепловая энергия никогда не снизится до нулевого значения. Поэтому при замене отработавшего топлива его помещают в бассейн выдержки, где топливо продолжает охлаждаться.

Выделяемое  после останова реактора остаточное тепло отводится по той же схеме, что и при его работе, через парогенераторы и теплоноситель второго контура к конечному поглотителю. При отсутствии возможности отвода тепла через парогенераторы оно отводится с помощью системы аварийного охлаждения зоны [4].

1.3.3 Локализация и надежное удержание радиоактивных продуктов

Эта функция безопасности направлена на предотвращение выхода радиоактивных продуктов за пределы атомной станции. Для надежного удержания радиоактивных продуктов в активной зоне реактора большое внимание уделяется качеству изготовления оболочек твэлов (второй барьер). Но, несмотря на это, из-за большого количества твэлов в активной зоне (например, на энергоблоке ВВЭР-1000 их более 50 000 штук) некоторые из них могут оказаться разгерметизированными даже в процессе нормальной эксплуатации АЭС [2].

В случае аварии или при недостаточном  охлаждении твэлы могут разрушиться от перегрева, и радиоактивные продукты попадут в пределы границ третьего физического барьера — первого контура. При нарушении целостности первого контура попаданию радиоактивных продуктов в окружающую среду препятствует защитная оболочка или специальные герметичные и прочные помещения, в которых поддерживается разрежение за счет работы систем вентиляции [4].

1.4 Принцип единичного отказа

Среди основных принципов безопасности важнейшим является принцип единичного отказа. В соответствии с принципом, система должна выполнять свои функции при любом исходном событии, и при независимом от исходного события отказе любого элемента этой системы.

Под единичным отказом подразумевается отказ одного из активных или пассивных элементов, имеющих механические движущиеся части, или одна независимая ошибка персонала. Для механических систем пассивным элементом считается тот, который не имеет движущихся частей и для работы которого не требуется работа других систем или компонентов. Пассивный элемент включается в работу непосредственно от воздействия исходного события. Активным считается элемент, для работы которого требуется выполнить некоторые активные действия, например, включить электродвигатель, подать сжатый воздух или другие действия. В электрических системах все элементы считаются активными [4].

Практическое применение принципа единичного отказа обеспечивает:

1. работу систем безопасности и систем, важных для безопасности, в случае возникновения единичного отказа оборудования или ошибки персонала.
2. уменьшение риска отказа оборудования по общей причине.

На практике принцип единичного отказа реализуется путем резервирования. Для уменьшения вероятности отказов резервированных систем или их каналов по общей причине дополнительно применяются физическое разделение и разнотипность применяемых систем и оборудования.

Резервирование предполагает применение двух или более аналогичных систем или независимых каналов одной системы, идентичных по своей структуре. При полной независимости этих систем или каналов их общая надежность пропорциональна их количеству [4].

Наиболее наглядным примером резервирования является система аварийного охлаждения активной зоны реактора АС с ВВЭР-1000 и ВВЭР-440. Система имеет трехкратное резервирование и каждая из входящих в нее подсистем может самостоятельно выполнить проектную функцию безопасности в полном объеме. Одного насоса достаточно для выполнения проектных функций. Но устанавливаются два насоса (или более) на случай отказа или вывода в ремонт первого. Физическое разделение обеспечивает устойчивость резервированных систем или их каналов к одновременному отказу по общей причине. Создание между системами или каналами физических барьеров (путем предусмотрения огнеупорных перегородок, раздельных кабельных проводок, размещения оборудования в разных помещениях или простого удаления друг от друга) обеспечивает сохранение работоспособности остальных систем или каналов при повреждении одного из них при пожаре, внутреннем или внешнем затоплении или по другим причинам общего характера [4].

Однотипные компоненты оборудования или каналы системы разделяются физическими барьерами или просто расстоянием для исключения отказа по общей причине.

Разнотипность оборудования подразумевает  применение разных по принципу действия систем, выполняющих одни и те же функции. Например, насос питательной воды парогенератора может иметь электро- и турбопривод.

Арматура, выполняющая одну и ту же функцию, может ручной, электрический  и пневматический привод. Таким образом, в случае возникновения, например, события с полным обесточиванием энергоблока имеется возможность использовать оборудование, для работы которого не требуется наличие электропитания. В случае возникновения отказов в работе механической системы аварийной защиты реактора на реакторах типа ВВЭР, ее функции могут быть выполнены увеличением концентрации борной кислоты в первом контуре до требуемого значения, используя штатную систему ввода бора [4].

 

2 МЕТОДЫ АНАЛИЗА БЕЗОПАСНОСТИ

Анализ безопасности, являющийся частью оценки безопасности, используемой при  лицензировании станции, следует выполнять  параллельно с процессом проектирования с итерацией между этими двумя видами деятельности. Объем и уровень детализации анализа безопасности следует увеличивать по мере выполнения программы проектирования так, чтобы окончательный анализ безопасности отражал окончательную конструкцию станции, как она построена [3].

Анализ безопасности следует выполнять  для оценки работы станции в широком  диапазоне условий эксплуатации для получения полного понимания  того, каково ожидаемое поведение  станции в аварийных ситуациях. В анализе безопасности следует также демонстрировать, что станцию можно удерживать в безопасных режимах эксплуатации, установленных проектантом.

Анализ безопасности содержит формальные оценки работы станции в различных  условиях нормальной эксплуатации и  при авариях в сравнении с целями или критериями безопасности и радиоактивными выбросами, которые могли быть установлены эксплуатирующей организацией, регулирующим органом или иными национальными или международными органами, если это применимо к станции.

Анализ безопасности выявляет возможные слабые места в проекте, содержит оценки предложенных улучшений проекта и показывает, что требования по безопасности удовлетворены, и риск от станции находится на приемлемо низком уровне [3].

Анализ безопасности определяет на самом ли деле:

1. Создана достаточная глубокоэшелонированная защита и обеспечены уровни защиты таким образом, что развитие аварийной последовательности прекращается на возможно более раннем этапе;
2. Станция может противостоять физическим и природным условиям, в которых она может оказаться. Сюда входят экстремальные параметры окружающей среды и иные условия;
3. Адекватно учтены человеческий фактор и проблемы, связанные с рабочими характеристиками человека;
4. Долгосрочные механизмы старения, способные снижать надежность станции в течение срока ее службы, выявлены, контролируются и управляются (например, путем модернизации, обновления или замены оборудования), так что безопасность не страдает и риск не увеличивается.