Системы безопасности ядерных реакторов

 

Замечания по слабым местам ВВЭР-440.

 

Основным недостатком всех ВВЭР-440 является защитная оболочка первого  контура. Ее прочность при повышении  внутреннего давления мала; даже в случае проектных аварий должны срабатывать системы снижения давления для того, чтобы не разрушалась защитная оболочка. Этот недостаток является характерным также для всех западных кипящих водо-водяных реакторов и советских реакторов типа РБМК и для защитных оболочек с ледяной конденсацией пара, которая предусмотрена помимо реактора ВВЭР-440 на АЭС «Ловиза», также, на некоторых водо-водяных реакторах под давлением США и Японии.

Неисправности системы  снижения давления могут вызвать быстрое разрушение защитной оболочки. Это приводит, в свою очередь, к выбросу большого количества радиоактивных веществ при авариях с расплавлением активной части реактора. При продолжительной устойчивости защитной оболочки радиоактивные вещества, высвобождающиеся при аварии, осаждаются внутри здания; при последующем разрушении защитной оболочки выбросы радиоактивных веществ в атмосферу являются все еще значительными, но относительно меньшими. Очевидно, что резервы безопасности являются даже при полном срабатывании систем снижения давления при проектных авариях малыми; боксы и помещения подвергаются предельным нагрузкам. Особую опасность представляют конечно реакторы первого поколения, не рассчитанные на поперечный разрыв трубопровода максимального диаметра.

Реакторы первого поколения характеризуются кроме того принципиально более высоким риском аварии с расплавлением активной части, потому что система аварийного охлаждения существует только частично. У реакторов второго поколения проблематичным является по крайней мере малая избыточность системы аварийного охлаждения в части высокого давления, а также взаимосвязанность этой системы в части низкого давления со спринклерным устройством.

На всех реакторах  с главными циркуляционными насосами с малой инерционной массой (к ним относятся также некоторые реакторы второго поколения) существует кроме того, например, при полном обесточивании опасность быстрого разогрева активной части реактора в самый начальный период аварии.

На современных реакторах востока и запада предусмотрена в большинстве случаев герметичная защитная оболочка на полное избыточное давление, которая должна выдерживать без дополнительных мер по снижению давления проектную аварию, а при аварии с расплавлением активной части разрушаться через несколько часов или дней; на западных реакторах с водой под давлением предусмотрена также большая избыточность системы аварийного охлаждения. Из рассмотрения особо слабых мест реактора ВВЭР-440 не следует, однако, что на других реакторах безопасность обеспечена в достаточной мере. Катастрофические аварии с расплавлением активной части и с выбросом большого количества радиоактивных веществ возможны на всех водо-водяных реакторах под давлением (также как и на всех других работающих в настоящее время реакторах). Как уже было сказано, нет защитной оболочки и системы аварийного охлаждения, рассчитанных на разрыв корпуса реактора. Паровые взрывы могут также, несмотря на наличие защитной оболочки, рассчитанной на полное избыточное давление, вызывать ее быстрое разрушение. Возможен даже полный отказ систем аварийного охлаждения с высокой избыточностью из-за так называемых зависимых отказов нескольких компонентов (отказы типа Common Mode), вызванных ошибками в конструкции и при проектировании одинаковых узлов в различных компонентах избыточной системы, ошибочной настройкой одинаковых измерительных приборов, одинаковым ошибочным положением вентилей или клапанов в различных петлях после проведения ремонтных работ и по другим причинам. Водо-водяные реакторы под давлением разных серий отличаются лишь в нюансах несмотря на то, что опасность быстрого разрушения защитной оболочки реактора ВВЭР-440 является особо острой.

 

2. Характеристики  реакторов.

 

2.1. ВВЭР –  640 (В - 407)

 

В настоящее время  федеральными и местными органами власти приняты решения о строительстве на территории России 8 энергоблоков АЭС с ВВЭР-640 (1 энергоблок – в составе НПЦ АЭ в г. Сосновый бор, 3 энергоблока – Кольская АЭС-2 и 4 энергоблока на Дальневосточной АЭС), причем работы подготовительного периода на Кольской АЭС-2 и в Сосновом Бору уже начаты.

Основными отличиями  представляемой АЭС от существующих проектов АЭС с реакторами ВВЭР, позволяющими обеспечить указанные  выше задачи, являются:

• Обеспечение останова, расхолаживания реактора и длительного отвода остаточного тепла как при плотном контуре, так и при разгерметизации его набором пассивных систем, не требующих для работы вмешательства оператора и подачи энергии извне;
• Возможность компенсации запаса реактивности во всех состояниях (в том числе при разотравлении и без борной кислоты в теплоносителе) до температуры 100 ⁰С;
• Использование двойной защитной оболочки – внутренней металлической с организованным теплоотводом с ее поверхности и контролем плотности в процессе эксплуатации и внешней железобетонной, рассчитанной на широкий спектр внешних событий;
• Построение, характеристики и резервирование энергоснабжения систем нормальной эксплуатации, важных для безопасности, позволяют смягчить протекание аварийных процессов и ослабить последствия тяжелых аварий;
• Повышение коэффициента полезного действия (КПД) станции за счет увеличения номинального давления на выходе из парогенераторов до 7 МПа.

В представленном проекте  применяются отработанные технологии, узлы и системы и максимально  используется опыт проектирования, изготовления и эксплуатации предыдущих поколений АЭС с ВВЭР.

Безопасность АЭС обеспечивается при нормальной эксплуатации в течение  всего проектного срока службы, принятого  равным 50 лет, при возникновении  заданного проектом количества аварийных ситуаций, а также при проектных и запроектных авариях.

Применение активных зон с пониженными удельными  нагрузками позволяет улучшить топливоиспользование и повысить безопасность АЭС, обеспечивая  пассивными системами отвод остаточного  тепловыделения от активной зоны и отработанного топлива  при аварийных ситуациях в различных режимах эксплуатации, включая перегрузку топлива и ремонтные работы, в принципе без ограничения времени.

При нормальной эксплуатации и аварийных ситуациях не должен быть превышен эксплуатационный предел повреждения твэлов, принятый равным 0.1% твэлов с дефектами типа газовой неплотности и 0.01% с прямым контактом топлива и теплоносителя. При проектных авариях не допускаются повреждения твэлов, приводящие к значительному выходу радиоактивных продуктов из оболочек твэлов, развитию пароциркониевой реакции и выходу топлива за пределы твэлов, препятствующего послеаварийному охлаждению и разборке активной зоны (проектные пределы повреждения топлива).

Вероятность значительного  повреждения топлива – плавления не превышает 10^-7 1/реакторо-год, а вероятность превышения предельного аварийного выброса, приводящего к необходимости эвакуации населения за пределы расстояний, устанавливаемых нормативными требованиями к размещению АЭС, превышает

10^-7 1/реакторо-год.

Для районов с ограниченными  водными ресурсами рассмотрен вариант  использования сухих градирен отечественной  разработки для охлаждения конденсаторов  турбин.

Проект предполагает расположение АЭС в различных  климатических районах с учетом возможных воздействий природных явлений и внешних воздействий, связанных с деятельностью человека. В частности, рассматривается возможность размещения АЭС в районах с высоким уровнем сейсмичности – уровень МРЗ при использовании традиционных методов строительства принят равным 8 баллам по шкале MSK-64. При размещении платформы реакторного отделения на пневмокордных сейсмоизоляторах, имеющих более чем 20-летний опыт эксплуатации в военной технике, допускается уровень сейсмичности площадки более 8 баллов.

Защитная  оболочка.

Защитная оболочка представляет собой конструкцию из двух концентрически расположенных оболочек, одновременное  повреждение которых практически  исключается. Внутренняя оболочка предназначена  для восприятия нагрузок, возникающих  при авариях реакторной установки. Наружная оболочка предназначена для защиты внутренней оболочки от внешних воздействий. В зазоре между внутренней и наружной оболочкой поддерживается небольшое разряжение, и вытяжной воздух проходит через фильтры в венттрубу.

Внутренняя оболочка изготавливается из стали. По форме оболочка цилиндрическая с полусферическим куполом (внутренний диаметр - 41 м, полный объем – 60000 м3, проектное давление – 0,5 МПа, проектная температура – 150 0С).

Наружная оболочка –  бетонная, рассчитана на внешние воздействия: падение самолета, взрывную волну, сейсмические воздействия.

 

2.2. Проект ВВЭР  – 1000 (В – 392)

 

В проекте В-392 предусматривается 4-петлевая реакторная установка ВВЭР-1000 электрической мощностью 1000-1100 МВт  с вертикальными парогенераторами.

Увеличено число органов  регулирования. Предусмотрена система  быстрого ввода бора (с использованием пассивных принципов) при отказе основной системы АЗ. Во всех режимах  работы мощностной коэффициент реактивности активной зоны реактора всегда отрицателен; предел безопасной эксплуатации с точки зрения повреждения твэлов в новом проекте ужесточен и установлен на один порядок ниже, чем было для серийных блоков с ВВЭР-1000.

Важнейшей особенностью нового проекта является наличие  системы пассивного отвода тепла, которая действует во всех режимах проектных и запроектных аварий и предназначена для гарантированного отводы тепла от активной зоны реактора при потере активных систем расхолаживания или всех источников электропитания. Предусмотрена система залива активной зоны при авариях с потерей теплоносителя, исключающая обезвоживание активной зоны.

В проекте, в качестве основной локализующей системы, принята  двойная защитная оболочка. Расчетное  избыточное давление внутренней оболочки 0,4 Мпа, проектная температура 150 ⁰С. Допустимая утечка из внутренней оболочки не более 0,3 % объема среды в сутки. Кроме того, в комплекс локализующих систем безопасности входит система аварийного сброса среды из оболочки и очистки выбросов на фильтрах, а также система улавливания и удержания расплавленного топлива.

АЭС ВВЭР-1000 с реакторными  установками типа И-392:

• Отвечают всем требованиям по безопасности;
• Учтены все недостатки предшествующих блоков, отмеченные экспертами МАГАТЭ;
• Активные каналы систем безопасности имеют четырехканальную структуру;
• Широкое использование пассивных средств защиты, основанных на естественных физических процессах;
• Как активные, так и пассивные каналы независимо друг от друга способны выполнить функции безопасности во всех проектных аварийных режимах;
• Более чем на три порядка повышена надежность систем безопасности с одновременным сокращением количества используемого оборудования;
• Эффективность управления запроектными авариями за счет применения пассивных систем, являющихся универсальными средствами защиты, не зависящими или слабо зависящими от протекающих на АЭС процессов. Изменение технологических параметров побудителем их действия.

 

2.3. Проект ВВЭР  – 1500

 

При разработке проекта  учитывалась имеющаяся нормативная  база для обеспечения безопасности. Эти требования отечественных норм и правил, а также рекомендации МАГАТЭ.

Основные технические  решения по реакторной установке  ВВЭР-1500:

• Увеличение размера корпуса реактора;
• Снижение энергонапряженности активной зоны по сравнению с ВВЭР-1000;
• Увеличение высоты обогреваемой части активной зоны;
• Парогенератор горизонтального типа ПГВ-1500М;
• Пассивные системы безопасности рассчитаны на работу в течение 24 часов;
• Технические средства для управления тяжелыми авариями.

Отличия ВВЭР-1500 от ВВЭР-1000:

• Увеличен срок службы оборудования;
• Единичная мощность реакторной установки;
• КИУМ достигает 90%;
• Повышена эффективность использования топлива;
• Уменьшена численность оперативного персонала (без ремонтников), необходимого для обслуживания энергоблока с 200 до 150.

Тепловая мощность реакторной установки ВВЭР-1500 равна 4250 МВт, а  масса корпуса реактора достигает 430 т. 

 

2.4. Проект ВПБЭР-600.

 

(см. Приложение № 7).

 

3. Системы безопасности

 

Для предотвращения или  ограничения повреждения реакторной установки и локализации радиоактивных продуктов деления при авариях на АЭС предусматриваются следующие системы безопасности:

• защитные системы,
• локализующие системы,
• обеспечивающие системы,
• управляющие системы.

(см. Приложение № 8).

Концепция безопасности АЭС построена на активных системах безопасности, имеющих как нормальное электропитание, так и аварийное - от дизель-генераторов.

В качестве дополнительных технических средств по управлению тяжелыми авариями в проекте предусмотрены  следующие системы:

устройство удержания расплава в бетонной шахте реактора;

система подавления водорода в защитной оболочке.

Контеймент  (см. Приложение № 9).

Структура систем безопасности

Системы безопасности состоят  из четырех полностью независимых  каналов. Мощность, быстрота действия и другие характеристики каждого канала выбраны исходя из условий обеспечения ядерной и радиационной безопасности при любых исходных событиях, рассматриваемых в проекте. За счет расположения каналов систем безопасности в отдельных помещениях достигнута высокая степень физического разделения каналов.

Каналы безопасности отделены один от другого огнестойкими физическими барьерами по всей границе  канала, включая коммуникации между  зданиями. Прямые связи между разными  каналами безопасности не допускаются. 
Предусматривается физическая защита каналов безопасности от несанкционированного доступа персонала

4. Барьеры безопасности:

 

• Топливная матрица.
• Оболочки твэлов.
• Граница первого контура.
• Защитная оболочка или контейнмент.

(Подробно см. Приложение  № 10).

 

5. Выводы:

 

Таким образом, реактор ВВЭР прошел длительный путь модернизаций. Обладает свойствами внутренней самозащищенности с использованием пассивных систем безопасности, устойчив к ошибкам персонала. И является реактором повышенной ядерной и экологической безопасности. А также наиболее подготовлен даже в случае запроектной аварии. Поэтому, я с уверенностью могу сказать, что ВВЭР отвечает требованиям, предъявляемым к реакторам нового поколения.