Анализ безопасности АЭС

В сделанных консервативных допущениях следует принимать во внимание неопределенности начальных условий в реакторе, включая установки срабатывания систем безопасности [7].

В анализ проектных аварий следует  включать все отказы, которые могут  произойти как следствие исходного события. Сюда входит следующее:

1. Если исходным событием является отказ части системы электроснабжения, в анализе ПА следует предполагать неработоспособность всего оборудования, питаемого от этой части системы;
2. Если исходное событие является высокоэнергетическим событием, таким как отказ в системе, работающей под давлением, приводящий к выбросу горячей воды или биению трубопровода, в определение ПА следует включать отказы оборудования, которое может от этого пострадать;
3. Для внутренних событий, таких как пожары, затопления или внешних событий, таких как землетрясения, в определение проектного события следует включать отказы всего оборудования, которое не спроектировано, чтобы противостоять их воздействию, и не защищено от них.

Ввиду очень консервативной природы этих допущений детерминистский анализ безопасности часто предлагает очевидную демонстрацию существования больших запасов до превышения пределов безопасности. Однако при использовании анализа необходима осторожность, поскольку такой результат не всегда имеет место[7].

2.1.4 Приемочные критерии

Разрабатываются приемочные критерии для событий и параметров в пределах проектных основ. Этими критериями поддерживается адекватный уровень глубокоэшелонированной защиты путем предотвращения повреждения барьеров, препятствующих выходу радиоактивных веществ и предотвращающих недопустимые радиоактивные выбросы [7].

Приемочные критерии разрабатываются на двух уровнях следующим образом:

1. Общие критерии высокого уровня, относящиеся к дозам облучения населения или к предотвращению зависимого отказа границы давления при аварии. Они часто определены законодательно или регулирующим органом;
2. Детальные критерии, определяемые проектантом или аналитиком. Они выбираются так, чтобы быть достаточными, но не необходимыми для достижения общих приемочных критериев. Вдобавок аналитик может установить цели на более детальном уровне (более детальные приемочные критерии) для упрощения анализа (например, для избегания необходимости выполнять очень сложные расчеты). Диапазон и условия применимости каждого конкретного критерия следует четко определять.

Приемочные критерии следует относить к условиям, связанным с аварией – например, частотой исходного события или конструкцией реактора и условиям на станции. Как правило, различные критерии необходимы для суждения об уязвимости отдельных барьеров и для различных аспектов аварии. К событиям с большей частотой реализации часто применяют более строгие критерии. Но каждый критерий нормирует одну из сторон обеспечения безопасности, не давая при этом ее единой комплексной оценки [7].

Радиационные критерии для ожидаемых  нарушений нормальной эксплуатации обычно являются более ограничивающими, поскольку частота этих событий  больше. Как правило, следует, чтобы  не было отказов каких-либо физических барьеров (топливной матрицы, оболочек твэлов, границы реакторного контура или защитной оболочки) и повреждения топлива (или дополнительного повреждения топлива, если его незначительная утечка в пределах безопасной эксплуатации уже имеет место).

Общим приемочным критерием для ПА следует считать либо отсутствие радиационного воздействия вне площадки, либо только незначительное радиационное воздействие за пределами зоны отчуждения. Величину незначительного радиационного воздействия следует определять регулирующему органу, но обычно эта величина соответствует очень ограниченным пределам доз с целью исключения необходимости противоаварийных действий за пределами площадки [7].

Детальные приемочные критерии могут  включать следующее:

1. Не следует, чтобы событие приводило к последующим более тяжелым состояниям станции без возникновения дополнительных независимых отказов. Так, не следует, чтобы в результате ожидаемого нарушения нормальной эксплуатации возникала ПА, а запроектная авария – в результате ПА;
2. Не допускается зависимой потери функций систем безопасности, необходимых для ослабления последствий аварии;
3. Системы, используемые для ослабления аварий, проектируют способными противостоять максимальным нагрузкам, напряжениям и условиям работы при анализируемых авариях. Это следует оценивать в отдельном анализе, охватывающем условия окружающей среды (т.е. температуру, влажность, химический состав окружающей среды), а также тепловые и механические нагрузки на станционные конструкции и компоненты;
4. Не следует, чтобы давление в первом и втором контурах выходило за соответствующие проектные пределы, установленные для существующего состояния станции. Дополнительный анализ повышения давления может потребоваться для изучения влияния отказов предохранительных и сбросных клапанов;
5. Для каждого типа аварийных событий устанавливают допустимую степень повреждения оболочек твэлов, позволяющую соблюсти общий радиационный критерий;
6. При авариях с потерей теплоносителя, оголением и разогревом топлива обеспечивают сохранение охлаждаемой геометрии и конструкционной целостности топливных стержней;
7. Не следует допускать выхода температуры, давления или перепадов давления в защитной оболочке за значения, использованные как проектная основа защитной оболочки.

2.1.5 Рассмотрение тяжелых аварий

Из-за множественных отказов или ошибок операторов системы безопасности не способны выполнить одну или несколько функций безопасности, что приводит к значительному повреждению активной зоны, создающему угрозу оставшимся барьерам на пути распространения радиоактивных веществ. Такие аварии называются тяжелыми. Тяжелые аварии могут развиваться до:

1. повреждения активной зоны плюс разрушение первого контура, но не защитной оболочки;
2. повреждения активной зоны плюс разрушение первого контура и защитной оболочки, приводящего к большому выбросу радиоактивных веществ в окружающую среду и необходимости применения внешнего противоаварийного плана.

Детерминистский анализ безопасности нацелен на количественную оценку станционных запасов по безопасности и демонстрацию того, что определенная степень глубокоэшелонированной защиты обеспечена для этого класса аварий. Сюда включены такие меры, которые разумно осуществимы, чтобы:

1. Предотвращать развитие событий в тяжелую аварию, контролировать протекание тяжелых аварий и ограничивать выбросы радиоактивных веществ за счет предусматриваемого дополнительного оборудования и процедур управления авариями;
2. Ослаблять радиационные последствия, которые могут иметь место, за счет предусматриваемых противоаварийных планов на площадке и за ее пределами.

Для тех гипотетических тяжелых аварийных последовательностей (например, плавление активной зоны при высоком давлении в реакторах ВВЭР), которые могут приводить к раннему отказу защитной оболочки, следует продемонстрировать, что они могут быть исключены с очень высокой степенью уверенности [7].

В детерминистском анализе тяжелых аварий рассматривают набор представительных последовательностей, в которых системы безопасности не сработали, и некоторые барьеры на пути выхода радиоактивных веществ отказали или оказались забайпасированными. Эти последовательности следует отбирать путем добавления дополнительных отказов или ошибок персонала к последовательностям ПА (добавить отказ системы безопасности) и к доминантным аварийным последовательностям.

Детали тяжелых аварийных последовательностей, которые следует анализировать, будут различны в зависимости от конструкции систем безопасности реактора [7].

В оценке тяжелых аварий полностью учитывают проектные возможности станции, включая использование некоторых систем, относящихся и не относящихся к обеспечению безопасности, не по проектному назначению, для возвращения потенциально тяжелой аварии в контролируемое состояние и ослабления ее последствий. Если предполагается нештатное использование систем, то следует иметь разумные основания, чтобы считать, что эти системы могут и будут использованы так, как принято в анализе.

Приемочные критерии для тяжелых  аварий обычно сформулированы в терминах критериев риска. Однако имеется лишь ограниченное согласие по поводу того, каковы должны быть эти критерии. В ряде стран определены также и детерминистские приемочные критерии, примерно следующие:

1. Не следует, чтобы имел место отказ защитной оболочки вскоре после начала тяжелой аварии;
2. Не следует иметь последствия для здоровья в краткосрочной перспективе после тяжелой аварии;
3. Последствия для здоровья в долгосрочной перспективе /выброс ¹³⁷Cs следует удерживать в предписанных пределах после тяжелой аварии.

Для новых станций тяжелые аварии рассматривают на этапе проектирования. Однако для эксплуатируемых станций следует разрабатывать руководство по управлению тяжелыми авариями, которое обеспечивает использование всего работоспособного оборудования и процедур для ослабления последствий аварии. Такие меры могут включать использование альтернативных или работающих на ином принципе систем, процедуры и методы использования, не относящегося к безопасности оборудования, а также использование внешнего оборудования для временного замещения стандартных компонентов.

При детерминистском анализе оценивается наличие отрицательных обратных связей при всех отклонениях от эксплуатационных режимов, исключение аварий с разуплотнением всего контура теплоносителя (низкое давление, затвердение расплава и т.п.); исключение токсичности теплоносителя при протечках; возможность уплотнения контура для высокотекучих сред и т.п. Но детерминистский анализ не дает количественного масштаба для измерения ядерной безопасности, по которому можно было бы сделать выбор более безопасного реактора из разных вариантов его конструкции. Он свидетельствует, что заранее установленный, конечный перечень исходных событий не приводит к сверхнормативному повреждению  топлива, к ядерной аварии [7].

При детерминистском подходе АЭС  рассматривается как объект, состоящий  из различных частей. Каждая часть  считается приемлемой, если она удовлетворяет всем физическим, функциональным и структурным требованиям. Приемлемым считается весь объект в целом, если все части (компоненты и системы) удовлетворительны.

2.2 Вероятностный анализ безопасности

Вероятностный анализ безопасности (ВАБ) в настоящее время используется для оценки сбалансированности проекта, установления вклада исходных событий в вероятность ядерной аварии и принятия на этой основе технических решений для конкретного реактора. Количественные величины, получаемые в вероятностных анализах, не должны вводить в заблуждение и использоваться как масштаб измерения безопасности [5].

Вероятностный анализ безопасности обеспечивает всесторонний структурированный подход к определению сценариев аварий и получения количественных оценок риска. В зависимости от видов исследуемых последствий различаются следующие уровни ВАБ АЭС (на примере АЭС с реакторами ВВЭР):

ВАБ уровня 1 – анализ особенностей проекта и эксплуатации АЭС, в  ходе которого производится идентификация  аварийных сценариев и комбинаций событий, вносящих значимый вклад в вероятность повреждения ядерного топлива, а также оценка общей вероятности повреждения топлива в активной зоне реактора, в местах его хранения и в процессе его транспортировки.

ВАБ уровня 2 – анализ физических процессов при тяжелой аварии с повреждением топлива. Здесь учитывается влияние систем безопасности АЭС (включая специальные системы локализации последствий аварий) на время возникновения, виды и количество аварийных радиоактивных выбросов в окружающую среду. Результатом является оценка условной вероятности потери функции (повреждения) защитной оболочки и оценка вероятности выхода радионуклидов за ее пределы.

ВАБ уровня 3 – анализ распространения  радионуклидов в окружающей среде, оценка влияния на здоровье населения и расчет вероятных экономических последствий аварий с выходом радиоактивных веществ за пределы герметичной оболочки.

ВАБ уровня 1 в настоящее время  выполнен для большей части атомных электростанций в мире. Однако в последние годы новым стандартом для многих типов атомных электростанций является выполнение ВАБ уровня 2. К настоящему времени выполнено относительно мало ВАБ уровня 3 [7].

Результаты ВАБ используют как часть процесса проектирования для оценки уровня безопасности станции. Понимание, полученное в результате ВАБ, учитывают наряду с полученным из детерминистского анализа при принятии решений, касающихся безопасности станции. Это следует организовывать как итерационный процесс, нацеленный на обеспечение того, что национальные требования и критерии выполнены, проект сбалансирован и риск находится на разумно достижимом низком уровне.

Результаты ВАБ также используют для выявления слабых мест в конструкции или эксплуатации станции. Это может быть сделано путем изучения вклада групп исходных событий в риск и путем оценки важности вклада систем безопасности и ошибок персонала в общий риск. Если в результате ВАБ выявлено, что в конструкцию или эксплуатацию станции могут быть внесены изменения, понижающие риск, эти изменения следует внедрять там, где это разумно достижимо, принимая во внимание затраты и выгоду модификаций.

Кроме того, результаты ВАБ следует  сравнивать с вероятностными критериями безопасности, если таковые определены для станции. Это следует делать для всех вероятностных критериев, определенных для станции, включая те, которые касаются надежности систем, повреждения активной зоны, выбросов радиоактивных веществ, влияния на здоровье работников и населения и последствий за пределами площадки, таких как загрязнение территории и ограничения продовольствия [7].