Анализ безопасности АЭС

2.1 Детерминистский анализ

Достижение высокого уровня безопасности следует демонстрировать, главным образом, детерминистским путем.

Детерминистский анализ проводится путем  расчетов тех аварийных режимов, которые могут возникнуть при  предусмотренных проектом исходных событиях и их сочетаниях и работе спроектированных и сооруженных систем безопасности. При этом следует показывать, что имеющиеся системы безопасности способны предотвращать нарушение аварийных проектных пределов и локализовывать последствия проектных аварий. Детерминистский анализ доказывает, что во всех проектных режимах не достигаются проектные пределы, но если они не достигаются для двух АЭС, то можно говорить об обосновании ядерной безопасности, а не о сопоставлении их величин [5].

Анализ безопасности в рамках детерминистского подхода имеет целью обоснование выполнения принятых радиационных и технологических критериев при нормальной эксплуатации и при любом из учитываемых проектом исходных событий с учетом единичного отказа, за счет предусмотрения технических средств и организационных мер [6].

Основными принципами детерминистского анализа являются [5]:

1. Консервативность принимаемых дополнительных приемочных критериев при анализе аварийных режимов;
2. Консервативность используемых методик, исходных состояний и развития аварийных процессов;
3. Принцип единичного отказа;
4. Проверка применимости методов анализа;
5. Обновление анализа безопасности АЭС при существенных изменениях конфигурации станций и опыта эксплуатации.

При детерминистском подходе на основании использования критерия единичного отказа определяют степень  резервирования систем и оборудования для обеспечения безопасности АЭС. При этом считают, что каждая система безопасности должна выполнять заданные функции при любом проектном исходном событии аварии с учетом одного отказа какого-либо ее элемента [6].

Круг вопросов при таком анализе безопасности включает в себя:

1. Подтверждение того, что при нормальной эксплуатации станции удовлетворяются установленные для эксплуатации пределы и условия;
2. Определение проектных событий, соответствующих проекту станции и ее размещению;
3. Анализ и оценку последствий событий, являющихся следствием проекта исходных событий;
4. Сравнение результатов анализа с критериями радиационной приемлемости и проектными пределами;
5. Установление и подтверждение основы проекта;
6. Подтверждение того, что в результате ответного срабатывания управляющей системы безопасности, в сочетании с предписываемыми действами оператора, обеспечивается управление событиями, ожидаемыми при эксплуатации и аварийными условиями.

Целью детерминистского анализа безопасности для нормальной эксплуатации следует считать оценку того, что нормальная эксплуатация станции может осуществляться безопасно, и, тем самым, подтверждая, что дозы облучения персонала и населения, плановые выбросы радиоактивных веществ со станции находятся в приемлемых пределах [7].

К нормальной эксплуатации атомной  электростанции обычно относятся следующие  режимы:

1. Первоначальное приближение к критическому состоянию реактора;
2. Нормальный пуск реактора из остановленного состояния через критичность с выходом на мощность;
3. Работа на мощности, как на полной, так и на сниженной;
4. Изменения уровня мощности реактора, включая режим слежения за нагрузкой, если такой предусмотрен;
5. Остановка реактора из режимов работы на мощности;
6. Перевод в режим горячего останова;
7. Перевод в режим холодного останова;
8. Остановка на перегрузку или эквивалентное техническое обслуживание с разгерметизацией границы первого контура;
9. Остановка в других режимах или конфигурациях станции с необычными значениями температуры, давления или количества теплоносителя.
10. Обращение со свежим и облученным топливом и его хранение.

С помощью детерминистского анализа безопасности следует оценивать, может ли нормальная эксплуатация станции осуществляться безопасно таким образом, чтобы значения станционных параметров не превышали пределов для эксплуатации [7].

Поэтому следует устанавливать условия и ограничения для безопасной эксплуатации. Сюда следует включать такие позиции, как:

1. Пределы безопасности для системы защиты и управления реактора и других систем безопасности;
2. Пределы для эксплуатации и соответствующие уставки для системы управления;
3. Процедурные ограничения для управления процессами при эксплуатации;
4. Определение допустимых эксплуатационных конфигураций.

Оценкой безопасности проекта при  нормальной эксплуатации следует подтвердить, что остановка реактора или срабатывания систем безопасности будут происходить только, когда требуется. Ложные остановки или срабатывания систем безопасности вредны для безопасности [7].

2.1.1 Дозы облучения персонала и населения при нормальной эксплуатации

В детерминистский анализ безопасности для нормальной эксплуатации включают анализ всего проекта и эксплуатации станции, чтобы: спрогнозировать дозы облучения, которые возможно будут получены персоналом и населением; установить, что эти дозы находятся в приемлемых пределах; гарантировать, что принцип поддержания доз на разумно достижимом низком уровне реализован.

Для рабочих на площадке прогнозирование  доз основывается на выполняемых ими конкретных операциях по обеспечению работы и обслуживанию станции. В прогнозы доз следует включать вклады, как от внешнего облучения, так и от поступления радиоактивных веществ в организм человека. При анализе следует учитывать продолжительность, частоту и количество людей, привлеченных к каждому виду деятельности. Оценки выполняют как для наибольшей индивидуальной дозы, так и для среднегодовой коллективной дозы [7].

Для населения в прогнозы доз  следует включать вклады от внешнего облучения, от инкорпорированных радиоактивных веществ и дозы, полученные через пищевые цепочки в результате выбросов радиоактивных веществ со станции. Дозы оценивают для критических групп населения.

При прогнозировании доз учитывают все относящиеся к делу данные из опыта эксплуатации. Они могут быть получены в результате эксплуатации данной станции или аналогичных станций.

Эти оценки доз следует сравнить с радиационными критериями или пределами доз, являющиеся требованиями законодательства страны (НРБ-2000, ОСП-2002) и должны учитываться текущие рекомендации Международной комиссии по радиационной защите (МКРЗ). Оценку результатов определения доз выполняют с целью выявления слабых мест в проекте или в системе эксплуатации станции [7].

2.1.2 Планируемые выбросы радиоактивных веществ со станции

В детерминистский анализ безопасности станции для нормальной эксплуатации включают оценку планируемых выбросов радиоактивных веществ.

Эти оценки планируемых выбросов радиоактивных веществ сравнивают с радиационными критериями, разработанными для станции, включая законодательные требования или требования регулирующего органа, и рассматривают их по отношению к принципу ALARA. Проект и эксплуатацию станции оценивают и улучшают там, где улучшения разумно осуществимы для снижения планируемых выбросов со станции [7].

2.1.3 Ожидаемые нарушения нормальной эксплуатации и проектные аварии

Станционные режимы, рассматриваемые  в анализе проектных основ, включают ожидаемые нарушения нормальной эксплуатации и проектные аварии (ПА). Их разделение основано на частоте реализации.

Ожидаемые нарушения нормальной эксплуатации представляют собой такие события, которые более сложны, чем маневрирование, выполняемое при нормальной эксплуатации, и могут создавать угрозу безопасности реактора. Реализацию таких событий можно ожидать, по крайней мере, один раз в течение срока службы станции. Обычно они имеют частоту реализации более 10^-2 на реактор в год [7].

Проектные аварии имеют меньшую частоту, чем ожидаемые нарушения нормальной эксплуатации. Их реализация не ожидается в течение срока службы станции, но в соответствии с принципом глубокоэшелонированной защиты их следует учитывать в проекте атомной электростанции. ПА имеют частоту реализации в диапазоне 10^-2 – 10^-5 на реактор в год, хотя есть некоторые группы событий, традиционно включаемые в анализ проектных аварий, которые могут иметь меньшие частоты.

Детерминистский анализ проектных аварий выполняют для убедительной демонстрации отказоустойчивости проекта и эффективности систем безопасности. Это достигается выполнением консервативного анализа, учитывающего неопределенности моделирования [7].

Для многих АЭС системы управления компенсируют влияние события без останова реактора и появления иных требований на срабатывание систем безопасности (Уровень 2 глубокоэшелонированной защиты). Однако в категорию ожидаемых нарушений нормальной эксплуатации следует включать все события, которые можно ожидать в течение срока службы станции и при которых эксплуатация может быть продолжена после устранения отказа. Действительный перечень будет зависеть от типа реактора и от реальной конструкции станционных систем:

1. Увеличение отвода тепла от реактора: ложное открытие клапанов сброса пара; неисправности в системе управления давлением второго контура, приводящие к увеличению расхода пара; неисправности в системе питательной воды, приводящие к увеличению теплоотвода;
2. Уменьшение отвода тепла от реактора: останов питательных насосов; уменьшение расхода пара по различным причинам (неисправности в системе управления, закрытие главной паровой задвижки, останов турбины, сброс нагрузки, потеря электропитания, потеря вакуума в конденсаторах);
3. Уменьшение расхода теплоносителя в контуре теплоносителя реактора: останов одного главного циркуляционного насоса; непреднамеренное отключение одной циркуляционной петли (если возможно);
4. Возмущения реактивности и распределения энерговыделения: непреднамеренное извлечение управляющего стержня; разбавление бора вследствие неисправности в системе борного регулирования (для ВВЭР); неправильная установка топливной сборки;
5. Увеличение количества теплоносителя в контуре теплоносителя реактора: неисправности систем подпитки и борного регулирования;
6. Уменьшение количества теплоносителя в контуре теплоносителя реактора: очень малая течь из-за разрыва трубки КИП;
7. Выброс радиоактивных веществ из подсистемы или компонента: малая утечка из системы радиоактивных отходов.

Следует выявлять подмножество аварийных ситуаций, которые рассматриваются как приводящие к ПА:

1. Увеличение отвода тепла от реактора: разрывы паропроводов;
2. Уменьшение отвода тепла от реактора: разрывы питательных трубопроводов;
3. Уменьшение расхода теплоносителя в контуре теплоносителя реактора: отключение всех главных циркуляционных насосов; заклинивание или поломка вала главного циркуляционного насоса;
4. Возмущения реактивности и распределения энерговыделения: неконтролируемое извлечение управляющего стержня; выброс управляющего стержня; разбавление бора вследствие запуска не работавшей петли (для ВВЭР);
5. Увеличение количества теплоносителя в контуре теплоносителя реактора: ложное срабатывание системы аварийного охлаждения активной зоны;
6. Уменьшение количества теплоносителя в контуре теплоносителя реактора: спектр возможных аварий с потерей теплоносителя; ложное открытие сбросных клапанов первого контура; течи из первого контура во второй;
7. Выброс радиоактивных веществ из подсистемы или компонента: перегрев или повреждение отработанного топлива при транспортировке или хранении; разрыв в системе обработки газообразных или жидких отходов.

В детерминистском анализе безопасности для ожидаемых нарушений нормальной эксплуатации и ПА следует показывать, что системы безопасности способны выполнить требования безопасности за счет того, что они могут:

1. Останавливать реактор и поддерживать его в безопасном остановленном состоянии во время и после ПА;
2. Отводить остаточные тепловыделения от активной зоны после остановки реактора из любого режима нормальной эксплуатации и ПА;
3. Уменьшать возможность выброса радиоактивных веществ и обеспечивать, что любые выбросы находятся в предписанных пределах при нормальной эксплуатации и в приемлемых пределах при ПА.

На основе такого анализа безопасности следует установить такие проектные характеристики станции и установки управляющих систем безопасности, которые обеспечивают всегда выполнение основных функций безопасности. События проектных аварий являются основой для проектирования систем управления реактивностью, системы контура теплоносителя реактора, систем безопасности (например, системы аварийного охлаждения активной зоны, системы защитной оболочки и её управляющей системы безопасности), систем электроснабжения и множества вспомогательных систем, важных для безопасности [7].

Для новых  станций и для станций, для  которых проводится периодическая оценка безопасности, выполняют исчерпывающим образом выявление и оценку всех проектных событий.

Для ожидаемых  нарушений нормальной эксплуатации выполняется, по сути, тот же анализ безопасности, что и для проектных аварий. Однако в первом случае в анализ не следует включать весь консерватизм анализа ПА. Например, в анализе ожидаемых нарушений нормальной эксплуатации нет необходимости предполагать неработоспособное состояние всех систем и оборудования, не относящихся к обеспечению безопасности [7].

В консервативные допущения, принимаемые для анализа  проектных аварий, обычно включают следующее:

1. Исходное событие происходит в неблагоприятный момент времени по отношению к начальным условиям в реакторе, включая уровень мощности, уровень остаточных тепловыделений, параметры реактивности, температуру, давление и количество теплоносителя в контуре теплоносителя реактора;
2. Любые системы управления предполагаются работоспособными, только если их работа может усугубить воздействие исходного события. Не должна учитываться работа систем управления, смягчающая воздействие исходного события;
3. Для всех станционных систем и компонентов, не спроектированных и не обслуживаемых как относящиеся к безопасности, следует предполагать отказ, вызывающий наиболее тяжелые последствия для анализируемого события;
4. Следует предполагать наихудший единичный отказ в группе систем безопасности, требуемых для исходного события. Для резервированных систем часто предполагается запуск и работа минимального количества каналов;
5. Следует предполагать работу систем безопасности при минимальном уровне производительности. Для системы аварийной защиты реактора и других систем безопасности следует предполагать, что действие происходит в наиболее неблагоприятной части возможного диапазона;
6. Любые конструкции, системы или компоненты, которые либо не могут считаться полностью работоспособными, либо в ходе аварии достигают предела за которым проектант не доказал полную работоспособность, следует предполагать неработоспособными;
7. Действия станционного персонала по предотвращению или ослаблению аварии следует учитывать только, если можно показать, что у них имеется достаточно времени для выполнения требуемых действий, имеется достаточная информация для диагностики события (с учетом влияния исходного события и критерия единичного отказа), имеются соответствующие письменные руководства и обеспечена достаточная подготовка. Обычно действия станционного персонала предполагаются не ранее чем через десять минут после начала исходного события.