ОВОС Часть.3.1 by Antiatom.by

МИНИСТЕРСТВО ЭНЕРГЕТИКИ РЕСПУБЛИКИ БЕЛАРУСЬ ПРОЕКТНОЕ НАУЧНО-ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЕ РЕСПУБЛИКАНСКОЕ УНИТАРНОЕ ПРЕДПРИЯТИЕ "БЕЛНИПИЭНЕРГОПРОМ"

ОБОСНОВАНИЕ ИНВЕСТИРОВАНИЯ В СТРОИТЕЛЬСТВО АТОМНОЙ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ В РЕСПУБЛИКЕ БЕЛАРУСЬ КНИГА 11 ОЦЕНКА ВОЗДЕЙСТВИЯ НА ОКРУЖАЮЩУЮ СРЕДУ 1588-ПЗ-ОИ4 ЧАСТЬ 3 ОПИСАНИЕ АЭС Часть 3.1. Вопросы безопасности. Основные принципы и критерии

Подпись и дата

Взам. инв. №

ПОЯСНИТЕЛЬНАЯ ЗАПИСКА

Директор

А.Н.Рыков

Заместитель директора

В.В.Бобров

Главный инженер проекта

А.И.Стрелков

Инв. № подл.

2009

Состав обоснования инвестирования № книги

Обозначение

Примечание

Наименование

1588–ПЗ–ОИ4

Разработка исходных данных.

Белнипи

1588–ПЗ–ОИ4

Обоснование размещения АЭС.

Белнипи

Альтернативные варианты строительства АЭС. Парогазовая ТЭС. Белнипи Альтернативные варианты строительства АЭС. Пылеугольная ТЭС. Белнипи

1588–ПЗ–ОИ4

Основные технологические решения.

ЗАО АСЭ

1588–ПЗ–ОИ4

Обеспечение станции ресурсами.

ЗАО АСЭ

1588–ПЗ–ОИ4

Основные архитектурно-строительные решения. ЗАО АСЭ

1588–ПЗ–ОИ4

Структура АЭС, кадры и социальные вопросы.

ЗАО АСЭ

1588–ПЗ–ОИ4

Организация инвестиционного проекта.

ЗАО АСЭ

10 1588–ПЗ–ОИ4

Основные направления инженерно-технических мероприятий гражданской обороны и предупреждения чрезвычайных ситуаций. Белнипи

11 1588–ПЗ–ОИ4

Оценка воздействия на окружающую среду.

Белнипи

12 1588–ПЗ–ОИ4

Сметная документация.

Белнипи

13 1588–ПЗ–ОИ4

Эффективность инвестиций.

14 1588–ПЗ–ОИ4

Основные решения строительства.

проекта

Белнипи

организации Белнипи

333/08-02

14444-01

09-042

82/09-ОИ

Материалы инженерно-геологических изысканий и исследований, УП «Геосервис», 2009 г. Выдача мощности в энергосистему, РУП «Белэнергосетьпроект», 2009 г. Внеплощадочное водоснабжение и канализация, УП «Белкоммунпроект», 2009 г. Внешняя связь, ОАО «Гипросвязь», 2009 г.

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

Материалы субподрядных организаций

Изм. Кол.уч. Лист №док . ГИП Стрелков

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4 Пояснительная записка

Н. контроль

Клещенок

Стадия

Лист

ОИ

Листов

СОСТАВ ОВОС

№ части

Обозначение

1588–ПЗ–ОИ4

Наименование Общие положения. Обоснование необходимости строительства АЭС. Альтернативные площадки размещения АЭС. Альтернативные источники электроэнергии. Описание АЭС. Вопросы безопасности. Основные принципы и решения. Технологические системы и технические решения.

3.1 1588–ПЗ–ОИ4 3.2 1588–ПЗ–ОИ4

Характеристика источников воздействия АЭС.

3.3 1588–ПЗ–ОИ4

Проектные и запроектные аварии. Радиоактивные выбросы. Трансграничное влияние. Характеристика окружающей среды и оценка воздействия на неё АЭС.

3.4 1588–ПЗ–ОИ4 4

1588–ПЗ–ОИ4

4.1 1588–ПЗ–ОИ4

Геологическая среда.

4.2 1588–ПЗ–ОИ4

Химическое и радиоактивное загрязнение. Физико-географическая и климатическая характеристика. Поверхностные воды. Количественные и качественные характеристики. Поверхностные воды. Оценка возможного радионуклидного загрязнения водотоков. Трансграничный перенос радиоактивных загрязнений. Поверхностные воды. Биологические компоненты водных экосистем и процессы формирования качества вод. Подземные воды. Оценка современного состояния. Прогноз изменения состояния при размещении АЭС.

4.3 1588–ПЗ–ОИ4 4.4 1588–ПЗ–ОИ4

4.5 1588–ПЗ–ОИ4

4.6 1588–ПЗ–ОИ4

4.7 1588–ПЗ–ОИ4 4.8 1588–ПЗ–ОИ4

Подземные воды. Трансграничный перенос.

4.9 1588–ПЗ–ОИ4

Почвы. Сельское хозяйство. Оценка радиационного воздействия на агроэкосистемы.

4.10 1588–ПЗ–ОИ4

Ландшафты, растительный мир, животный мир.

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

Примечание

Лист Изм. Кол.уч. Лист №док.

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

№ части

Обозначение

Наименование Население, демография.

1588–ПЗ–ОИ4

Оценка радиологического воздействия на население Беларуси. Оценка риска воздействия на здоровье населения загрязнений атмосферного воздуха от ТЭС на различных видах топлива, альтернативных АЭС. Оценка воздействия на окружающую среду альтернативных источников энергообеспечения. Предложения по организации системы мониторинга окружающей среды. Мероприятия по обеспечению экологической безопасности.

5.1 1588–ПЗ–ОИ4

5.2 1588–ПЗ–ОИ4

1588–ПЗ–ОИ4

Отчет об ОВОС.

8.1 1588–ПЗ–ОИ4

Описание АЭС.

8.2 1588–ПЗ–ОИ4

Текущее состояние окружающей среды. Оценка воздействия АЭС на окружающую среду. Заявление о возможном воздействии на окружающую среду АЭС. Оценка влияния чрезвычайных ситуаций техногенного характера в зоне наблюдения (30 км вокруг АЭС) на работу атомной электростанции. Ответы на замечания по результатам проведения общественных обсуждений, замечаний граждан, общественных объединений, организаций, сопредельных государств.

8.3 1588–ПЗ–ОИ4 9

Примечание

1588–ПЗ–ОИ4

10 1588–ПЗ–ОИ4

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

11 1588–ПЗ–ОИ4

Лист Изм. Кол.уч. Лист №док.

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

СОДЕРЖАНИЕ

Обозначение

Наименование 1 Основы безопасности АЭС 1.1 Определение понятия «Безопасность АЭС»

1.2 Нормативы безопасности

1.3 Введение в ядерную энергетику 1.4 Существующие типы коммерческих реакторных установок 1.5 Требования (EUR) (европейских производителей электричества)

1.6 Варианты выбора типа установок

1.7 Основы ядерной безопасности

1.8 Фундаментальные функции безопасности

1.9 Принципы безопасности, реализуемые в проекте

1.10 Методы проектирования

1.11 Цели и задачи управления авариями

1.12 Примеры крупнейших аварий

1.13 Подходы к обеспечению безопасности

1.14 Резюме 1.15 Список ссылочных нормативных документов и литературы

1.16 Перечень принятых сокращений

19 22

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

1588-ПЗ-ОИ4

Стр.

Лист Изм. Кол.уч. Лист №док.

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

В работе принимали участие В.В. Бобров

Главный инженер проекта

А.И. Стрелков

Заместитель главного инженера проекта

В.В. Турков

Ведущий инженер ОГИП

В.В. Юшкевич

Начальник ПТО

В.М. Сыропущинский

Начальник КНПОЭЭ

В.Н. Альшевский

Главный специалист ПТО

А.О. Катанаев

Главный технолог КНПОЭЭ

Л.А. Ивкина

Главный технолог КНПОЭЭ

Г.Н. Котельникова

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

Заместитель директора

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

1 ОСНОВЫ БЕЗОПАСНОСТИ АЭС

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

1.1 Определение понятия "Безопасность АС" Жизнь современного человека в цивилизованном обществе сопряжена с многочисленными опасностями. В сфере производства, на транспорте, в окружающей среде всегда происходят события, которые оказывают или могут оказать вредное влияние на здоровье человека или даже могут быть причиной его смерти. Поэтому жизнь "без опасностей" является некорректной идеализацией, а термин "безопасность" следует понимать как систему мер по защите от опасностей, как возможность управления опасностями, умение предупреждать и предотвращать опасные ситуации. Понятие "Безопасность АС" тесно связано с различными видами ущерба, с возможными вредными последствиями аварий на АС. Основной вид ущерба - потеря здоровья персонала и населения из-за радиационного воздействия радиоактивных излучений веществ, распространившихся на площадке АС или за ее пределами при тяжелых авариях. Конечно значимы и другие виды ущерба - экономические потери от разрушения технических систем и сооружений, ущерба от потери трудновосполнимого источника энергоснабжения, потери от загрязнения территорий, водных систем, лесов. Не менее важен и экологический ущерб - необратимые изменения в экосистемах, потери ценных видов живой природы из-за изменений в иммунных системах, потери в видовом разнообразии. Говорят, что безопасность АС есть защищенность персонала, населения и окружающей среды от вредных радиологических последствий функционирования АС, т.е. от опасности вредного радиационного воздействия на здоровье персонала и населения как непосредственно от внешнего излучения, так и за счет радиоактивного загрязнения земли, воздуха или пищевых продуктов. В документах МАГАТЭ, национальных Нормах и Правилах безопасности содержится подробное описание системы технических мер и организационных мероприятий, предпринимаемых для обеспечения безопасности АС на стадиях проектирования, строительства, монтажа, пуска, эксплуатации и вывода из эксплуатации АЭС. Все эти меры необходимы для создания гарантий того, что при всех режимах эксплуатации и проектных авариях дозы облучения персонала и населения, концентрации радиоактивных веществ в окружающей среде будут на разумно низком уровне и не будут превосходить установленные пределы, а при запроектных авариях радиологический ущерб для населения и окружающей среды будет приемлемо низким. В составе ОВОС выполнен анализ последствий: - проектных аварий, перечень которых соответствует требованиям ОПБ88/97, для которых проектом определены исходные события и предусмотрены системы безопасности (в рамках единичного отказа систем безопасности или независимой ошибки персонала), обеспечивающие ограничение ее последствий регламентированными пределами доз; - запроектных аварий, перечень которых соответствует требованиям ОПБ88/97, сопровождаемых дополнительными по сравнению с проектными отказами систем безопасности, радиологические последствия которых ограничены уровнем приемлемого риска для населения (вероятность значимого радиационного воздействия не выше 10-7 в год на блок).

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Взам. инв. № Подпись и дата Инв. № подл.

Технический уровень мер безопасности зависит от инженерной зрелости создателей АС, от опыта, накопленного в промышленности, от всего того, что охватывается термином "культура безопасности". Кроме того, эффективность защитных мероприятий зависит и от текущего состояния оборудования, подготовленности и дисциплинированности персонала. Поэтому следует говорить о безопасности АС, как о степени защищенности персонала, населения и окружающей среды от радиационного и другого вредного воздействия, возникающего при эксплуатации АС, в том числе при авариях. При этом эксплуатирующая организация должна быть готова показывать, что степень защищенности, реализуемая на станции, также как и вероятные риски и возможные ущербы таковы, что общество может признать их приемлемыми. Другими словами, «безопасность АС»- это необходимая и достаточная защищенность персонала, населения и окружающей среды от вредного воздействия АС при ее эксплуатации. В «Общих положениях обеспечения безопасности атомных станций», ОПБ-88/97, определено, что безопасность АС - свойство АС при нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии, исключить радиационное воздействие на персонал, население и окружающую среду выше установленных пределов и ограничить его при запроектных авариях. Можно дать и более расширенное определение понятия безопасности АС. Безопасность АС - это защищенность персонала, населения и окружающей среды от вредных радиационных воздействий при нормальной эксплуатации АС и при авариях на ней, обеспечиваемая эффективными техническими средствами и организационными мероприятиями, необходимая для ограничения доз облучения и концентраций радиоактивных веществ в окружающей среде и достаточная для непревышения пределов этих величин, установленных специальными нормами и правилами. Проектные аварии – ограничение техническими средствами, запроектные – меры по управлению авариями и организационные меры по защите персонала и населения. Регламент по радиационным параметрам относится только к проектным авариям. Итак, безопасность АС - это свойство систем, оборудования и персонала АС, обеспечиваемое защитными мерами и организационно-техническими мероприятиями, принятыми при проектировании, строительстве, подготовке к пуску и эксплуатации, состоящее в защищенности персонала, населения и окружающей среды, которая необходима и достаточна для ограничения радиационного воздействия АЭС при нормальной эксплуатации и авариях на ней значениями, установленными действующими нормами и правилами. Мерой защищенности людей и окружающей среды, обеспечиваемой комплексом мероприятий по безопасности АС, является ожидаемый радиационный ущерб, т.е. оценка вероятных суммарных вредных последствий от радиационного воздействия АС при нормальной эксплуатации и авариях на ней. 1.1.1 Техническая безопасность Под технической безопасностью ядерной установки понимаются достигаемые техническими средствами и организационными мерами ее свойства, определяемые прочностью и герметичностью оборудования, сосудов и трубопроводов, надежностью систем локализации радиоактивности, качеством систем контроля, управления и диагностики состояния, необходимые для того, чтобы при эксплуатации предупреждать возникновение и предотвращать развитие опасных состояний и отказов элементов систем, грозящих нарушением пределов и условий безопасной эксплуатации уста-

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

новки, а также контролировать и поддерживать работоспособность барьеров безопасности. Техническая безопасность АС должна обеспечиваться высоким качеством всех общеинженерных работ, определяющих надежность функционирования и безопасную эксплуатацию оборудования атомных энергетических установок. Сосуды, трубопроводы первого контура и корпус реактора должны быть такими и работать в таких условиях, чтобы вероятность разрыва за счет технологических дефектов, процессов старения была бы ничтожно мала. Защитная оболочка является прочноплотным и герметичным барьером, охватывающим паропроизводительную установку и основные системы, важные для безопасности. Конструкция защитной оболочки должна обеспечивать такую ее герметичность, чтобы утечка газов при максимальном расчетном давлении (0,49 МПа) была бы не выше 0,2 % в сутки (для блока ВВЭР-1200). Защитное ограждение должно обеспечивать нормальные условия для обслуживания эксплуатационным персоналом оборудования и систем установки.

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

1.1.2 Ядерная безопасность В нормативных документах Республики Беларусь дано следующее определение понятию ядерная безопасность: Состояние защищенности граждан и окружающей среды от вредного воздействия ионизирующего излучения ядерной установки и (или) пункта хранения, обеспеченное достижением надлежащих условий их эксплуатации, а также надлежащим обращением с ядерными материалами, отработавшими ядерными материалами и (или) эксплуатационными радиоактивными отходами Ядерная безопасность (ЯБ) - это свойство предотвращать ядерные аварии, связанные с повреждением ядерного топлива или переоблучением персонала. ЯБ достигается за счет исключения возможностей тяжелых ядерных аварий, например исключением разгонов реактора на мгновенных нейтронах. Неразгоняемость реактора на мгновенных нейтронах обеспечивается в частности тем, что значения коэффициентов реактивности по удельному объему теплоносителя, по температуре теплоносителя, по температуре топлива и по мощности реактора не должны быть положительными во всем диапазоне изменений параметров реактора при нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной эксплуатации и проектных авариях. При этом активная зона должна быть такой, чтобы любые изменения реактивности при нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной эксплуатации и проектных авариях не приводили к нарушению соответствующих пределов повреждения твэлов. Пределом безопасной эксплуатации, определяющим допустимый уровень активности теплоносителя первого контура по количеству и величине дефектов твэлов следует считать 0,1 % твэлов с дефектами типа газовой неплотности и 0,01 % твэлов с прямым контактом теплоносителя и ядерного топлива. Максимальный проектный предел повреждения твэлов соответствует непревышению следующих предельных параметров: – температура оболочек твэлов - не более 1200 °С, – локальная глубина окисления оболочек твэлов - не более 18 % от первоначальной толщины стенки, – доля прореагировавшего циркония - не более 1 % его массы в оболочках, – импульсное предельное удельное энерговыделение твэлов, т.е. энергия, выделяющаяся за короткий промежуток времени в единице массы ядерного топлива при быстром вводе реактивности, - не более 200 ккал/кг (для окисного топлива), при котором не происходит существенного разрушения, фрагментации твэла.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Для АС с РУ типа ВВЭР применяют "Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций" (НП-082-07): 1.1. Эксплуатационный предел повреждения твэлов: дефекты типа газовой неплотности - не более 0,2% от числа твэлов в активной зоне; прямой контакт ядерного топлива с теплоносителем - не более 0,02% от числа твэлов в активной зоне. 1.2. Предел безопасной эксплуатации повреждения твэлов: дефекты типа газовой неплотности - не более 1% от числа твэлов в активной зоне; прямой контакт ядерного топлива с теплоносителем - не более 0,1% от числа твэлов в активной зоне. 1.3. Максимальный проектный предел повреждения твэлов соответствует непревышению следующих предельных параметров: температура оболочек твэлов должна быть не более 1200°С; эквивалентная степень окисления оболочек твэлов должна быть не более предельного значения, устанавливаемого в проекте на основе экспериментальных данных; доля прореагировавшего циркония в активной зоне должна быть не более 1% его массы в оболочках твэлов; максимальная температура топлива должна быть не выше температуры плавления.

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

1.4. Значения коэффициентов реактивности по удельному объему теплоносителя и температуре топлива, по мощности реактора, суммарного коэффициента реактивности по температуре теплоносителя и температуре топлива не должны быть положительными во всех критических состояниях, возможных во всем диапазоне изменения параметров реактора при нормальной эксплуатации и при нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии. 1.1.3 Радиационная безопасность Радиационная безопасность есть система мер по защите персонала, населения и окружающей среды от воздействия проникающих излучений, направленная на обеспечение отсутствие неблагоприятных эффектов или вреда здоровью от облучения ионизирующими частицами людей, живых существ и элементов природы. В документе "Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных станций", СП АС-03 установлены следующие дозовые пределы: – среднегодовая допустимая доза для персонала - 20 мЗв/год; – квота на облучение населения от выбросов/сбросов для проектируемых и строящихся АЭС в условиях НЭ – 100 мкЗв/год.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Отметим, что при нормальной эксплуатации АС дозовые квоты населения не должны превышать: – за счет газоаэрозольных выбросов АС – 50 мкЗв/год; – за счет жидких отходов – 50 мкЗв/год. Аварийные выбросы и сбросы радиоактивных веществ должны быть столь малыми, чтобы исключалась необходимость эвакуации больших групп населения при самых тяжелых авариях. В Федеральном законе РФ "О радиационной безопасности населения", вступившем в силу в январе 1996 г., определены допустимые пределы доз. Так, для населения средняя годовая эффективная доза составляет 0,001 зиверта (за период жизни, ~70 лет - 0,07 зиверта), для работников АС - средняя годовая эффективная доза равна 0,02 зиверта (за период трудовой деятельности, ~50 лет - 1 зиверт). Аналогичные допустимые пределы доз определены в законе РБ «О радиационной безопасности населения» от 5.01.1998 г., № 122-З.

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

1.1.4 Экологическая безопасность Под экологической безопасностью АС понимают ее свойства не оказывать на окружающую среду таких воздействий за счет выбросов или сбросов радиоактивных веществ, тепла, химических веществ, которые могли бы причинить вред для обитателей окружающей среды, флоре и фауне в природных экосистемах, нарушали бы биологическое равновесии, изменяли бы климатические условия и другие условия, необходимые для сохранения и обогащения природы. Атомные станции не должны оказывать чрезмерных постоянно действующих или аварийных тепловых, химических, радиационных и других воздействий на природные экосистемы, под влиянием которых происходило бы деградирование экосистем во времени, накапливались и закреплялись неблагоприятные изменения состояний динамического равновесия. Важно, чтобы все изменения в экосистемах были бы обратимы, чтобы имелись достаточные запасы устойчивости до предельных, необратимых возмущений. Нормирование антропогенных нагрузок на экосистемы и предназначено для того, чтобы предотвращать все неблагоприятные изменения в них, а в лучшем варианте направлять эти изменения в благоприятную сторону. Чтобы избежать травмирования экосистем должны быть определены и нормативно зафиксированы некоторые предельные поступления вредных веществ в организмы особей, другие пределы воздействий, которые могли бы вызвать неприемлемые последствия на уровне популяций. Экологические емкости экосистем для различных вредных веществ следует определять по интенсивности поступления этих веществ, при которых хотя бы в одном из компонентов биоценоза возникнет критическая ситуация, т.е. когда накопление этих веществ приблизится к опасному пределу, превышение которого грозит деградацией экосистемы. В значениях предельных концентраций химических веществ, в том числе радионуклидов, конечно, должны учитываться и синергетические эффекты. 1.2 Нормативы безопасности 1.2.1 Атомное законодательство В странах с развитой атомной промышленностью, ядерной энергетикой, существует система государственного регулирования общественных отношений при использовании атомной энергии, проблем обеспечения безопасности атомных электростанций, радиационной защиты населения, защиты окружающей среды. Эта система

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

"атомного права" постоянно совершенствуется, дополняется новыми законоположениями и нормативами. Однако смена основополагающих, принципиальных актов происходит медленно и не всегда поспевает за потребностями жизни. Кроме того в законодательстве подчас отсутствуют многие важные или принципиальные документы. Например, Атомный Закон РФ, который должен быть фундаментом атомного права под названием "Закон об использовании атомной энергии" вступил в действие лишь в ноябре 1995 г. Другой важный закон - "О защите окружающей среды" еще не стал реальным инструментом технической политики. Поэтому важно не только иметь хорошие законы, но и обеспечивать их неукоснительное исполнение. На рисунке 3.1 показана структура государственного регулирования и нормативного управления безопасностью атомных электростанций в РФ.

Рисунок 1.1- Иерархия нормативных документов по безопасности АС Атомное право охватывает документы, определяющие права и обязанности организаций-участников использования атомной энергии, меру ответственности и порядок установления компенсации при причинении ущерба отдельному человеку, предприятию или окружающей среде. Основные документы права - Закон об использовании атомной энергии, закон о радиационной защите населения и Закон об обращении с радиоактивными отходами.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

В этих законах решаются принципиальные вопросы: – обеспечения безопасности ядерных установок; – защиты человека и окружающей среды от ионизирующих излучений; – безопасного захоронения радиоактивных отходов; – способов нормативного регулирования радиационного воздействи АС на людей, окружающую среду. В Республике Беларусь к настоящему времени приняты основные документы атомного права: - закон «Об использовании атомной энергии», от 30.07.2008, № 426-З; - закон «О радиационной безопасности населения» от 5.01.1998, № 122-З. Отсутствие документов атомного права обусловило следующий подход в решении данного вопроса. В соответствии с пунктом 1.5 протокола заседания межведомственной комиссии по координации и контролю реализации комплексного плана основных организационных мероприятий по строительству атомной электростанции в Республике Беларусь Государственный комитет по стандартизации подготовил Перечень нормативных документов, необходимых для применения при проектировании, эксплуатации объектов атомной энергетики. Данный перечень утвержден председателем комиссии и рекомендовано в Соглашении между Правительством Российской Федерации и Правительством Республики Беларусь о сотрудничестве в сооружении на территории Республики Беларусь либо в контрактных документах отразить обязательство российской стороны предоставить белорусской стороне данные документы. 1.2.2 Основные правила и нормы безопасности 1.2.2.1 Комплекс НТД в области атомной энергетики

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

Важный иерархический уровень атомного права составляют документы, образующие свод общих технических принципов, положений, норм, правил, определяющих требования и меры обеспечения безопасности атомных станций. Наиболее важными среди них являются документы "Комплекса НТД в области атомной энергетики". Основные разделы Комплекса даны в таблице 1.1. Таблица 1.1 - Комплекс НТД в области атомной энергетики Наименование 1 Общие принципы и критерии обеспечения безопасности 2 Правила и нормы радиационной безопасности 3 Размещение и концентрация мощностей атомных станций 4 Проектирование атомных станций 5 Конструирование, изготовление и эксплуатация оборудования и трубопроводов АЭС 6 Устройство и эксплуатация систем управления технологическими процессами АЭС 7 Устройство и эксплуатация систем надежного электроснабжения АЭС 8 Устройство и эксплуатация систем локализации атомных станций 9 Строительство АЭС 10 Ввод в эксплуатацию и эксплуатация АЭС 11 Организация контроля загрязнений природной среды в районе расположения АЭС 12 Учет ядерных делящихся материалов

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Основные документы этого Перечня по безопасности АС, действующие в настоящее время в Российской Федерации ОПБ-88/97 НП-082-07 НП-006-98

Общие положения обеспечения безопасности АС, ОПБ-88/97 Правила ядерной безопасности реакторных установок АС. Требования к содержанию отчета по обоснованию безопасности атомных станций НП-006-98 НП-061-05 Правила безопасности при хранении, транспортировке ядерного топлива на объектах использования атомной энергии НП-061-05 НРБ-99 Нормы радиационной безопасности, НРБ- 99 СП А С-03 Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных электростанций, СП АС-03 НП-032-01 Требования к размещению АС и др. Среди действующих Норм и Правил по безопасности АС имеются также ведомственные комплексы НТД таких ведомств как Госсаннадзор, Министерство по экологии и охране природы, Госпожарнадзор, Комитет по строительству и других.

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

1.2.2.2 ОПБ-88/97 Основным документом Комплекса НТД являются "Общие положения обеспечения безопасности атомных станций" - ОПБ-88/97, в котором установлены цели, общие принципы, которыми следует руководствоваться при проектировании, эксплуатациии, снятия с эксплуатации атомных станций для достижения их безопасности. Важно, что в этом документе дано определение термина "безопасность АС", а именно - свойство АС при нормальной эксплуатации и в случае аварий ограничивать радиационное воздействие на персонал, население и окружающую среду установленными пределами. Можно отметить, что в этом определении вредное воздействие АС ограничено лишь радиационными факторами и что допустимые пределы воздействий должны быть установлены в других, более специальных документах. Важной особенностью ОПБ-88/97 является установление целевых показателей безопасности в виде таких положений как то, что: - "следует стремиться к тому, чтобы оценочное значение вероятности тяжелого повреждения или расплавления при запроектных авариях активной зоны не превышало 1,0.Е-5 на реактор в год", - "следует стремиться к тому, чтобы оценочное значение вероятности... предельного аварийного выброса (радиоактивных веществ) не превышало 1,0.Е-7 на реактор в год". Другими словами в нормативный документ внесены вероятностные категории, которые служат некоторым мерилом уровня безопасности АС. Отметим, что в ОПБ88/97 вопросы защиты окружающей среды как-либо специально не акцентируются. 1.2.2.3 НП-082-07(ПБЯ-89 утратил силу) Важным нормативным документом являются "Правила безопасности реакторных установок атомных станций", т.н. ПБЯ-89, которые определяют общие требования к конструкции, характеристикам и условиям эксплуатации реакторных установок, направленные на обеспечение их ядерной безопасности.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

1.2.2.4 НРБ-99 Другой важный нормативный документ по обеспечению безопасности АС - "Нормы радиационной безопасности-НРБ-99". В НРБ-99 установлена система регулирования пределов радиационного воздействия на персонал и население. В них определено, что радиационная безопасность основана на санитарно-гигиенических принципах нормирования, обоснования и оптимизации: - непревышение основного дозового предела, - исключение всякого необоснованного облучения, - снижение дозы облучения до возможно низкого уровня, т.е. принципа ALAPA, as low as possible achievable. В законе о радиационной защите населения и международной практике принят другой принцип оптимизации защиты: – снижение дозы облучения до разумно низкого уровня с учетом социальных и экономических факторов, т.е. принцип ALARA, as low as reasonably achievable, economic and social factors being taken into account. Представляется, что проблемы радиационной защиты и охраны окружающей среды тесно связаны с социально-экономическими вопросами, и поэтому для нас более приемлем принцип ALARA. В НРБ-99 установлены: - дозовые пределы суммарного внешнего и внутреннего облучения персонала и ограниченной части населения, - предельно-допустимое годовое поступление радионуклидов в организм через органы дыхания, органы пищеварения, - допустимые концентрации радионуклидов в атмосферном воздухе, воде и другие допустимые уровни радиационного воздействия на человека. В случае одновременного воздействия нескольких радиационных факторов, поступления нескольких радионуклидов в организм в НРБ-99 введено условие, что сумма по всем годовым количествам поступающих в организм радионуклидов и видам радиационного воздействия, отнесенным к соответствующим предельно допустимым величинам, не должна превышать единицу, т.е. считается, что радиационная безопасность обеспечена, если

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

P Н   i 1 Но i Pio

(1.1)

где Н , Н о – доза и предел дозы внешнего облучения; Рi , Pio – поступление и допустимое поступление;

i -ого радионуклида в организм человека. Отметим также рекомендуемое НРБ-99 для оценки радиационной обстановки и принятия оперативных мер введение контрольных уровней радиационных воздействий. Порядок установления числовых значений контрольных уровней, которые разграничивают незначимые и значимые воздействия, определяется таким документом, как «Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности» ОСПО РБ-99 в Российской Федерации и ОСП-2002 в Республике Беларусь.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

1.2.2.5 СП АС-03 «В действующих "Санитарных правилах проектирования и эксплуатации атомных станций", установлены следующие дозовые пределы: "Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных станций", СП АС-03 установлены следующие дозовые пределы: - среднегодовая допустимая доза для персонала - 20 мЗв/год; - квота на облучение населения для проектируемых и строящихся АЭС в условиях НЭ -100 мкЗв/год. Отметим, что при нормальной эксплуатации АС дозовые квоты населения не должны превышать: - за счет газоаэрозольных выбросов АС – 50 мкЗв/год; - за счет жидких отходов – 50 мкЗв/год. Аварийные выбросы и сбросы радиоактивных веществ должны быть столь малыми, чтобы исключалась необходимость эвакуации больших групп населения при самых тяжелых авариях. Эти и некоторые другие нормативные документы, опирающиеся на санитарногигиенический принцип нормирования качества среды обитания людей, в настоящее время образуют основу радиационной защиты окружающей среды. В основе НРБ-99, других нормативных материалов по радиационной безопасности лежит идея о том, что слабейшим звеном биосферы является человек, которого и нужно защищать всеми возможными способами. Причем считается, что если человек будет должным образом защищен от вредных воздействий АС, то и окружающая среда также будет защищена, поскольку радиорезистентность элементов экосистем как правило существенно выше человека. Ясно, что это положение не является абсолютно бесспорным, поскольку биоценозы экосистем не имеют таких возможностей какие есть у людей - достаточно быстро и разумно реагировать на радиационные опасности. Кроме того различны сорбционные характеристики различных элементов биогеоценозов. И поэтому в случаях тяжелых аварий на АС запасы радио-нечувствительности биоценозов могут быть исчерпаны. Отсюда следует, что при оценке уровня безопасности АС необходимо явно учитывать экологические последствия воздействий АС, а при разработке мер противоаварийной защиты АС предусматривать и действия по защите окружающей среды.

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

1.3 Введение в ядерную энергетику Ядерная энергетика – это энерготехнология в основе которой лежит использование тепловой энергии, выделяющейся при делении тяжелых ядер урана и плутония. При поглощении теплового нейтрона делящимся ядром происходит нарушение внутреннего баланса ядерных сил. Возбужденное ядро может разделиться на два более легких ядра подобно тому, как большая капля воды делится на две капли меньших размеров. Результатом реакции деления являются бета и гамма- излучения, образование нейтронов, двух осколков деления и выделение энергии. Сумма масс образующихся продуктов деления немного меньше суммы масс делящегося ядра и поглощенного нейтрона, поэтому энергия, выделяющаяся при делении, эквивалентна убыли массы (называемой дефектом масс). Дефект масс реакции деления проявляется в виде энергии, согласно уравнению Энштейна Е = mc2, (2.1)

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Взам. инв. № Подпись и дата Инв. № подл.

где Е – энергия; m – масса, которая трансформировалась в энергию; с - скорость света (около 300000 км/с). Эта энергия идет в основном на кинетическую энергию движущихся осколков деления. В результате столкновения с другими ядрами эти осколки быстро замедляются и их кинетическая энергия переходит в тепловую практически в том месте, где произошло деление (на расстоянии нескольких микрометров). Бета и гамма- излучения обладают энергией примерно 20 % всей выделяющейся энергии; приблизительно такой же энергией обладают нейтроны деления. Эта энергия в конечном счете тоже переходит в тепловую, хотя в данном случае переход энергии из одной формы в другую происходит дальше от того места, где произошло деление, чем в случае осколков деления. Количество энергии, выделяемой при одном акте деления, составляет около 200 МэВ или 3,2 х 10-11 Дж. При отвлеченном рассмотрении энергия в 200 МэВ очень мала. Однако с учетом масс участвующих частиц такое количество энергии чрезвычайно велико. Например, для получения тепловой энергии в 1 МВт/день (выработать 1 МВт тепловой энергии или 0,33 МВт электрической, в день) требуется затратить всего 1,24 г U-235. Эквивалентное количество угля, считая его теплоту сгорания 30230 кДж/кг, составило бы 2860 кг/день. Отношение количества угля к U-235 для производства одного и того же количества энергии равно 2300000:1. Тепловая энергия, выделяющаяся в активной зоне при реализации управляемой цепной реакции деления тяжелых ядер, теплоносителем переносится в теплообменник, в котором она используется для производства пара, который приводит в действие турбогенератор для производства электричества (по аналогии с тепловыми электростанциями). В результате реакции деления в активной зоне накапливается огромное количество радиоактивных осколков деления с массовыми числами около 140 и 90 и радиоактивных элементов, обладающих наведенной радиоактивностью (в результате взаимодействия конструкционных материалов активной зоны с нейтронами спектра деления). Таким образом, отличительной чертой атомных электростанций является угроза вероятного загрязнения окружающей среды радиоактивными элементами. В настоящее время в мире эксплуатируется несколько типов коммерческих АЭС с различными реакторными установками, однако все они имеют несколько общих компонентов: Топливо: в газонепроницаемые трубки помещается топливо в виде таблеток диоксида урана (UO2) с различным содержанием (обогащением) U-235 и получают тепловыделяющие элементы (твэл). Твэлы компонуют в тепловыделяющие сборки (ТВС). В активной зоне энергетического реактора может быть до 1100 ТВС, обычно от 150 до 260, которые удерживаются в определенной геометрии концевыми пластинами и дистанционирующими решетками. Это позволяет сохранить постоянные геометрические размеры зазоров между твэлами в процессе эксплуатации реакторной установки, обеспечить надежный теплосъем с поверхности твэлов и уберечь их от перегрева и последующей разгерметизации. Во время эксплуатации происходит уменьшение концентрации делящихся ядер за счет их использования для производства тепловой энергии. В процессе деления ядер в твэлах накапливаются продукты деления, которые влияют на ядерно-физические характеристики топлива. Кроме того, твэлы эксплуатируются в жестких условиях: высокие температуры, интенсивные нейтронные и гамма-потоки, резкие перепады температур и т.д. В конечном итоге, во

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Взам. инв. № Подпись и дата Инв. № подл.

время эксплуатации существует необходимость периодической замены части топливных элементов. Извлеченное топливо содержит радиоактивные продукты деления, которые в процессе радиоактивного распада продолжают выделять тепло в течение продолжительного периода времени после останова реакторной установки и извлечения топлива из реактора. Поэтому отработавшее топливо после извлечения хранится в бассейнах выдержки, расположенных в непосредственной близости к реакторной установке. Эти бассейны спроектированы таким образом, чтобы обеспечить охлаждение твэлов (снять остаточное тепловыделение), биологическую защиту населения и окружающей среды от ионизирующего излучения. Поглощающие стержни: в части ТВС в активной зоне реакторной установки размещаются поглощающие стержни. В зависимости от проекта в ТВС имеется от 16 до 25 позиций для поглощающих элементов (ПЭЛ). Центральная позиция предусмотрена для установки зонда с датчиками внутриреакторного контроля. Каждый ПЭЛ содержит поглощающий нейтроны материал: карбид бора, кадмий или гафний, заключенный в трубку из нержавеющей стали. С обеих сторон трубка герметизирована с помощью приваренных концевых заглушек. Верхние части ПЭЛ соединены вместе паукообразной деталью, которая, в свою очередь, связана с приводом системы управления и защиты, проходящим через крышку реактора. Большинство поглощающих стрежней используются для регулирования мощности реактора и его быстрой остановки. Их можно назвать стержнями аварийной защиты. Часть стержней может использоваться для улучшения формы аксиального распределения мощности. Теплоноситель: - осуществляет функцию отвода тепла от твэлов и перенос его в другое место, где происходит его преобразование в электрическую (кипящие водные реакторы BWR) или передача через теплообменник теплоносителю второго контура (реакторы с водой под давлением PWR).В настоящее время коммерческими реакторами являются реакторы на тепловых нейтронах, поэтому в качестве теплоносителя в них используется вода, которая одновременно является и замедлителем нейтронов. Выбор замедлителя влияет на конструкцию активной зоны реактора и топливный цикл реакторной установки: кампания, обогащение топлива, размеры (плотность мощности) активной зоны реактора. Корпус реактора или топливный канал: - прочный стальной сосуд рассчитанный на рабочее давление теплоносителя (16 МПа) в котором размещена активная зона реактора. В некоторых конструкциях реакторных установок топливо и теплоноситель располагаются в топливных каналах которые определенным образом устанавливаются в замедлителе (графит РБМК или тяжелая вода CANDU) Первый контур: - многофункциональная система обеспечивающая постоянный отвод тепла от твэлов в место его преобразования в электрическую энергию (турбогенератор) или передачи теплоносителю второго контура (парогенератор). После передачи энергии охлажденный теплоноситель возвращается в активную зону реактора с помощью насосов. К первому контуру присоединены системы, обеспечивающие ядерную безопасность реакторной установки. Первый контур содержит радиоактивный теплоноситель и в него, в случае разгерметизации твэлов, поступают радиоактивные осколки деления. Это обуславливает жесткие требования к элементам и системам первого контура с точки зрения обеспечения ядерной и радиационной безопасности.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Турбогенератор: - турбина (одна или несколько) превращает энергию пара в энергию вращения, которая приводит в движение электрогенератор. При этом в электрическую энергию превращается примерно треть тепловой энергии пара. Избыток тепла сбрасывается в окружающую среду. Из турбины пар поступает в конденсаторы, где охлаждается и конденсируется в воду, которая используется в технологическом цикле АЭС. В теплоносителе первого контура содержатся радиоактивные продукты деления, радиоактивные примеси теплоносителя и продукты коррозии, поэтому проектными решениями АЭС исключена возможность смешивания радиоактивного теплоносителя с охлаждающей водой. Защитная оболочка (контаймент): - герметичная защитная оболочка (как правило двойная) внутри которой размещается реактор и основное оборудование первого контура. Основная функция контаймента – защита объектов окружающей среды от радиоактивных веществ в случае проектных и запроектных аварий, защита ядерного реактора от внешних воздействий (например, падение самолета) и возможных террористических актов. Как правило, контаймент – это бетонная конструкция из предварительно напряженного бетона метровой толщины, облицованная сталью. Выше было приведено краткое описание основных компонентов, входящих в состав АЭС. В настоящее время существует несколько типов коммерческих АЭС, в которых реализованы различные подходы к ядерной энергетике. Каждая из этих АЭС многолетней эксплуатацией доказала свое право на существование, но тем не менее следует сказать следующее: - для коммерческих целей в настоящее время целесообразно использовать реакторы на тепловых нейтронах. В мировой практике сейчас используется только один промышленный реактор на быстрых нейтронах БН-600 и ведется строительство БН-800 (Белоярская АЭС). Данный тип реакторов показал высокую надежность эксплуатации, однако, на данном этапе развития он экономически не конкурентноспособен; - в коммерческих целях используются АЭС с реакторами на тепловых нейтронах мощностью от 400 Мвт (эл) и выше с водяным теплоносителем.

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

1.4 Существующие типы коммерческих реакторных установок Как отмечалось выше, большинство ядерных реакторных установок в мире – это реакторы с водяным теплоносителем ( LWR- light water reactor). В данных реакторах для поддержания цепной реакции и передачи тепла из активной зоны реактора используется вода. Она же используется и в качестве замедлителя нейтронов. Существует два типа таких реакторов: - кипящий водяной реактор ВК (BWR – boiling water reactor); - реактор с водой под давлением ВВЭР (PWR – pressurized water reactor). Кроме этого существует два типа реакторов в которых используется другой замедлитель: - реактор с тяжелой водой под давлением (HWR – pressurized heavy water reactor); - реактор большой мощности канальный РБМК – в качестве замедлителя используется графит. Данный тип реактора рассматривать не будем, так как в настоящее время их строительство не планируется. Реактор с водой под давлением ВВЭР (PWR).

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Взам. инв. №

Это наиболее распространенный в мире тип коммерческого реактора – около 60 %. В качестве топлива используется диоксид урана UO2 с обогащением 3-5 % по U-235, который размещается в трубках из циркония, обычно длиной 3,5-4 м. Вода под давлением выполняет функции замедлителя и как теплоноситель предает в парогенераторе тепло из активной зоны, при этом вода во втором контуре нагревается для производства пара, который используется для привода турбин(ы) (рисунок 1.2). Для увеличения точки кипения и обеспечения более эффективной передачи тепла теплоноситель в первом контуре находится под большим давлением (16 МПа). Проходя через активную зону теплоноситель снимает тепло, выделяемое при делении ядер U-235, и нагревается при этом до температуры 300-330 ºС. В парогенераторе он отдает свое тепло теплоносителю второго контура, находящемуся под давлением (4,5 -7,8 МПа), и насосами подается на вход в активную зону. Теплоноситель второго контура нагревается в парогенераторе до температуры 260-290 ºС и подается в турбогенератор. Тепловой коэффициент полезного действия АЭС ВВЭР – 32-37 %. Реактор и основное оборудование первого контура размещены в контайменте, который спроектирован из расчета сохранения целостности при внутреннем воздействии (разрыв трубопровода первого контура или возможный взрыв гремучей смеси, образующейся в процессе эксплуатации реактора) и внешнем воздействии (землетрясение, падение небольшого самолета или террористический акт).

(1) реактор, (2) активная зона, (3) поглощающие стержни, (4) первый контур, (5) главный циркуляционный насос, (6) компенсатор давления, (7) парогенератор, (8) второй контур, (8а) пар для турбины, (8b) вода для парогенераторов, (9) цилиндр высокого давления, (10) пароперегреватель, (11) цилиндр низкого давления, (12) генератор, (13) конденсатор, (14) контур воды охлаждения конденсатора, (15) конденсат, (16) трансформатор.

Инв. № подл.

Подпись и дата

Рисунок 1.2 – Основные элементы реактора с водой под давлением ВВЭР Водяной кипящий реактор ВК (BWR) Реактор ВК – это одноконтурный реактор без парогенератора (рисунок 1.3), в котором вода циркулирует через активную зону, выполняя функции и замедлителя, и

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

теплоносителя. Снимая тепло, выделяемое в активной зоне, вода нагревается до температуры около 300 °С, закипает и производит пар при давлении примерно 7,0 МПа. Около 10 % воды превращается в пар и передается в паровые турбины. После конденсации вода насосами возвращается в активную зону и завершает цикл циркуляции. Топливо похоже на топливо ВВЭР, но плотность мощности (энергия на единицу объема активной зоны) на половину меньше, с более низкими температурами и давлениями. Это означает, что для эквивалентного производства тепла корпус реактора ВК больше, чем ВВЭР, но отсутствие парогенератора и более низкие давления систем означают, что защитная оболочка может быть меньше. Существенным недостатком такой ядерной установки является вероятность загрязнения всего контура радиоактивными продуктами деления в случае разгерметизации твэлов и необходимость учета радиоактивного загрязнения внутренних поверхностей контура охлаждения радиоактивными продуктами коррозии при проведении планово-предупредительных ремонтных работ и текущего обслуживания оборудования. При более низких давлениях (7,0 МПа) и температурах тепловой коэффициент полезного действия АЭС ВК 30-35 %.

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

(1) реактор, (2) активная зона, (3) поглощающие стержни, (4) первый контур, (4а) пар для турбины, (4b) вода для реактора, (5) цилиндр высокого давления, (6) промежуточный контур, (7) цилиндр низкого давления, (8) генератор, (9) конденсатор, (10) контур охлаждающей воды, (11) конденсат, (12) трансформатор. Рисунок 1.3 - Основные элементы водяного кипящего реактора ВК (BWR) Реактор с тяжелой водой под давлением (CANDU) Реактор CANDU (канадский дейтерий уран), как видно из названия, использует оксид дейтерия (в качестве особой формы воды) в качестве теплоносителя и замедлителя. Это позволяет использовать низкообогащенный или естественный уран (UO2), помещенный в циркониевые трубки в качестве топлива. Конструкция реактора CANDU похожа на реактор ВВЭР, но вместо большого прочного корпуса твэлы помещаются в сотни горизонтальных трубок (каналов) находящихся под рабочим давлением теплоносителя. Трубки охлаждаются тяжелой водой, которая отводит тепло из

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

активной зоны таким же путем, как и в реакторах ВВЭР. Трубки под давлением находятся в большом корпусе или каландре, содержащем отдельный замедлитель из тяжелой воды при низком давлении (рисунок 1.4). Средняя плотность мощности реактора CANDU равна примерно одной десятой плотности мощности ВВЭР, что обуславливает значительно большие размеры защитной оболочки по сравнению с ВВЭР одинаковой мощности. Топливо CANDU отличается от топлива ВВЭР и ВК, так как оно намного короче, с несколькими пучками твэлов (обычно 12, 50 см длиной каждый), расположенными конец к концу в канале топлива. Расположение трубки топлива/пучка твэлов означает, что у реакторов CANDU можно менять топливо в процессе эксплуатации (без остановки реактора), что увеличивает коэффициент использования установленной мощности. Первый контур обычно эксплуатируется при давлении 12 МПа и температуре 285 ºС, что обеспечивает тепловой коэффициент полезного действия примерно 30 %. Усовершенствованный реактор CANDU, ACR, это гибридная технология ВВЭР и CANDU. В данном типе реактора используется слегка обогащенное топливо и легкая вода в качестве теплоносителя. Это позволило увеличить плотность мощности и выгорание топлива, что дало возможность уменьшить размеры реактора и уменьшить количество отработавшего топлива, по сравнению с его природным эквивалентом.

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

(1) реактор, (2) теплообменник, (3) замедлитель, (4) каналы топлива, (5) топливо, (6) управляющие стержни, (7) генератор пара, (8) защитная оболочка, (9) пар, (10) линия пара, (11) насос, (12) турбогенератор, (13) вода для охлаждения конденсатора. Рисунок 1.4 - Основные элементы реактора с тяжелой водой под давлением (CANDU, типа ACR) 1.5 Требования (EUR) (европейских производителей электричества) В отчете МАГАТЭ «Статус разработок усовершенствованного охлаждаемого водой реактора, 1999 г.», (МАГАТЭ-ТЕХДОК, 1999 год) сформулированы основные, связанные с безопасностью, аспекты систем реакторов, соответствующих требованиям EUR ( европейские производители электричества): - применение принципа «настолько низко, насколько это разумно достижимо» (ALARA);

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Взам. инв. № Подпись и дата Инв. № подл.

- преимущества проектов, характеризующихся простотой и обладающих свойствами пассивной безопасности; - классификация безопасности основана на проектных условиях (ПУ) и расширении проектных условий (РПУ); - резерв и независимость систем безопасности, выполняющих функции проектных условий и расширенных проектных условий для обеспечения предотвращения отказа по общей работе; - достижение безопасного состояния останова при проектных условиях за 24 часа после начала аварии и в любом случае – через 72 часа. Для расширенных проектных условий безопасное состояние останова достигается в течение недели и в любом случае – за 30 дней; удержание продуктов деления и защита от внешних событий при нормальной эксплуатации, при проектных условиях и расширении проектных условий. Защитная оболочка не должна испытывать ранние отказы при расширении проектных условий; - проект защитной оболочки должен исключить детонацию водорода; - если способность реактора к охлаждению не может быть продемонстрирована, должны быть обеспечены способность внереакторных систем к охлаждению и невозможность достижения критического состояния; - интенсивность утечки из защитной оболочки не должна превышать 0,5 – 1,0 % объема/сутки для оболочки из предварительно напряженного бетона без облицовки, 0,1 – 0,5 % объема/сутки – с оболочкой или для металлической оболочки; - должен обеспечиваться непрерывный мониторинг герметичности защитной оболочки во время эксплуатации; - защитная оболочка не должна оставаться при повышенном давлении после аварии. Давление должно быть снижено, по меньшей мере, на 50 % от опасного пикового значения при наихудших проектных условиях; - требования к герметизации вторичной защитной оболочки, например, решение о уплотнении всех проходок; - вторичная байпасная утечка не должна превышать 10 % утечки первичной защитной оболочки; - следующее поколение АЭС должно быть более безопасным посредством улучшения надежности разработки, вследствие лучшей эксплуатации и обслуживания (учитывая, что предотвращающие меры лучше, чем защитные действия); - если возможно, не должна планироваться эвакуация населения для границы площадки АЭС - 800 м; - для предотвращения аварии - желательно упрощение систем безопасности, устранение отказов по общей причине посредством физического разделения и различных резервных систем, меньшая чувствительность к ошибкам персонала, посредством разработки компонентов с большим содержанием воды, оптимизированным человеко-машинным интерфейсом при оснащении системами цифровой контрольной аппаратуры, использовании оценки возможного риска для ограничения остаточных рисков вследствие полного отказа систем безопасности; - частота событий: 1) аварии с тяжелым повреждением активной зоны (защитные мероприятия не нужны за пределами 800 м от поврежденной установки, очень ограниченное воздействие за пределами установки), с неповрежденной защитной оболочкой (< 1х10-5 /реактор в год); 2) критерии для ограниченного воздействия (не требуется мероприятий по обязательной эвакуации населения на расстоянии большем, чем 800 м от реактора; никаких отложенных мероприятий в любое время на расстоянии около 3 км от реактора; никаких долговременных действий на любом расстоянии за пределами 800 м от

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

реактора; ограниченное хозяйственное воздействие за пределами установки) (< 10-6 /реактор в год); 3) последовательности, потенциально включающие ранние отказы первичной защитной оболочки или предельные аварийные выбросы ( <10-7 /реактор в год). 1.6 Варианты выбора типа установок В данном подразделе приведено описание проектов АЭС, рассматриваемых в качестве возможных для Белорусской АЭС. Данные проекты были выбраны в результате всестороннего анализа, проведенного ГНУ «ОИЯИ-Сосны» по заказу Министерства энергетики РБ. Рассмотренные проекты представлены в таблице 1.2. Таблица 1.2- Проекты реакторов, рассматриваемые для Белорусской АЭС Электр. Тип ремощность, актора Модель Поставщик Поколение Веб-сайт МВт 600 PWR AP WestinghouseIII+ www.ap600.westin600 Toshiba ghousenuclear.com 1006 PWR B-428, Атомстройэкспорт III+ www.gidropress.poB-412 dolsk.ru/energlish/ 1200 В-491 raszrad_e.html 1100 PWR AP WestinghouseIII+ www.ap1000.westin1000 Tosiba ghousenuclear.com 1660 PWR EPWR Areva NP III+ www.areva-np.com

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

АР-600. WESTIGHOUSE – TOSHIBA Вестингауз разработал стандартную конструкцию реактора поколения III+ мощностью 600 МВт (АР-600), который был одобрен Комиссией по ядерному надзору США (NRC) в 1999 году. АР -600 разработан с максимальным использованием систем пассивной безопасности, что упрощает проект и уменьшает число активных компонентов (насосов, клапанов, холодильных установок и т.д.), используемых в системах активной безопасности. АР -600 имеет вдвое меньше клапанов, на 80 % меньше труб, на 70 % меньше кабелей управления, на 35 % меньше насосов и на 45 % более сейсмоустойчив, чем существующие реакторы. Пассивные системы безопасности срабатывают за счет запасенной потенциальной энергии (перепад высот, сжатый воздух, разность давлений и т.д.). Они используются для аварийного охлаждения активной зоны и охлаждения контаймента. Для аварийного охлаждения используется три системы охлаждения. Кратковременное охлаждение активной зоны осуществляется из баков подпитки водой активной зоны. Конструктивно система выполнена так, что охлаждение активной зоны борированнной водой происходит под действием сил тяжести, разницы температур и высот. Длительное охлаждение активной зоны осуществляется водой из бака хранения топлива, расположенного внутри контаймента. Вода из этого бака поступает в полость реактора под действием силы тяжести, тепло от твэлов отводится посредством конвекции и кипения. Водяной пар поднимается и конденсируется на поверхности стального корпуса контаймента, затем конденсат вновь дренируется в бак хранения воды под собственной силой тяжести. Охлаждение контаймента обеспечено постоянным конвективным охлаждением воздухом стального корпуса контаймента.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Другой особенностью проекта является использование очень надежных экранированных электронасосов, установленных непосредственно в каналах каждого парогенератора. Конструкция этого насоса не требует уплотнения вала, что упрощает вспомогательные жидкостные системы, сокращает обслуживание и исключает возможные аварии, включающие нарушения герметичности. Установка высасывающего патрубка насоса на дне канала парогенератора упрощает вспомогательные системы парогенератора и трубопроводы. Общий вид атомной электростанции изображен на рисунке 1.5

Рисунок 1.5 - Изображение проекта атомной станции АР-600/АР-1000

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

Рассчитанная частота тяжелого повреждения активной зоны <1,7x 10-7 /реактор в год, а частота предельных аварийных выбросов радиоактивности из установки <1 x10-8 / реактор в год. КПД установки ожидается около 33 %, количество отработавшего топлива около 10 тонн/ в год. АР – 600 лицензирован как соответствующий требованиям EUR, к настоящему времени заказов на данную установку нет. АР- 1000 Второй проект Вестингауз АР-1000. NRC утвердила сертификат на проект унифицированной АЭС с реактором АР – 1000 30 декабря 2005 года. Трудозатраты на разработку и обоснование концептуального проекта АР – 600/1000 составили 1300 человек-лет конструкторских и экспериментальных работ. Проект АР-1000 представляет энергетический реактор поколения III+, электрической мощностью 1117 МВт. В данном проекте сохранены технические решения обеспечения безопасности, реализованные в проекте АР – 600. АР- 1000 построен в виде модулей, которые можно изготовить перед транспортировкой на строительную

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

площадку. Ожидается, что срок строительства АЭС на готовой площадке составит 36 месяцев. Реактор использует топливо UO2 с обогащением 4,95 % по U-235, КПД установки – 32,7 %, эксплуатационный цикл 18 месяцев, количество отработавшего топлива 18,6 тонн в год. Рассчитанная частота тяжелого повреждения активной зоны <2,4x10-7 /реактор в год, а частота предельных аварийных выбросов радиоактивности из установки < 3,7x10-8 / реактор в год. Данный проект был выбран для строительства в Китае (4 блока) и активно обсуждается на предмет строительства в Европе и США. АЭС - 2006

Схема атомной электростанции АСЭ – 2006 (ВВЭР – 1200) приведена на рисунке 1.6

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

Российским аналогом АР-600 является проект ВВЭР-640, который не уступает АР-600 по уровню безопасности и использованию пассивных принципов безопасности. Эксплуатация АЭС с установками ВВЭР составляет: - для АЭС с ВВЭР – 440 более 430 реактор-лет; - для АЭС с ВВЭР -1000 более 130 реактор-лет. На этом опыте разработаны проекты АЭС с унифицированной реакторной установкой ВВЭР – 1000 для применения под индексами В – 392 Б в России, В – 428 в Китае и В – 412 в Индии. В основу проекта АЭС -2006 положены технические решения проектов АЭС с ВВЭР – 1000, АЭС-91/99, ВВЭР -1500 и ВВЭР – 640. Кроме того, в проекте учтен опыт эксплуатации действующих энергоблоков ВВЭР- 1000 (реакторная установка В-320), включая учет рекомендаций МАГАТЭ. На первом этапе предусматривается строительство двух блоков на площадке Ленинградской АЭС на базе реакторной установки В – 428 и Нововоронежской АЭС на базе реакторной установки В – 412, проведя предварительно унификацию проектов по основным компонентам АЭС. На сегодняшний день в этих проектах реализована такая мера для уменьшения выбросов радиоактивных веществ в атмосферу, как удержание расплава активной зоны в специальном устройстве локализации расплава - «ловушке». В дальнейшем планируется разработать серийный унифицированный проект «АЭС – 2006» с основными принципами: - безопасность на уровне реакторов IV поколения или поколения III+; - модульность конструкции; - экономическая эффективность и конкурентность; - современная система контроля и управления АЭС с современными БПУ и РПУ, отвечающими всем требованиям к человеческому интерфейсу.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

1-горизонтальный парогенератор, 2-главный циркуляционный насос, 3 – герметичная оболочка, 4 –полярный кран, 5- сборки управляющих стержней, 6 – корпус реактора.

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

Рисунок 1.6 - Схема атомной электростанции ВВЭР-1200 (АЭС-2006) Блоки В – 428 введены в эксплуатацию в Китае, планируются на второй очереди Ленинградской АЭС, Блоки В – 412 стоятся в Индии, Болгарии, планируются на второй очереди Нововоронежской АЭС. Топливо обогащено по U-235 до 4,3 %, среднее выгорание топлива – 47 ГВт.сут/т, в результате чего образуется около 21 т отработавшего топлива в год. Рассчитанная частота тяжелого повреждения активной зоны < 1 x 10-6 /реактор в год, а частота предельных аварийных выбросов радиоактивности из установки < 1x10-7 / реактор в год. Areva NP Европейский реактор с водой под давлением (EPWR) – это эволюционный PWR поколения III+, мощностью до 1600 МВт (эл), изготовленный компанией Areva/Frameatome ANP. Данный реактор был изготовлен на базе энергоблоков Framatom № 4 и АЭС Siemens/KWU Konvoi которые в настоящее время эксплуатируются во Франции и Германии. Данный проект, в отличие от других проектов III+, ориентирован на технически простые активные системы безопасности.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

EPWR использует четырехконтурную технологию PWR (ВВЭР) с одним большим турбогенератором, и вмещает четыре последовательные системы безопасности для защиты от отказов установки. Защитная оболочка реакторного здания имеет две стены, первая – внутренняя оболочка из предварительно напряженного бетона с металлической облицовкой, окруженная второй стеной, сделанной из армированного бетона. У здания защитной оболочки есть специально разработанная зона распространения расплавленных материалов активной зоны. В случае расплавления активной зоны, здесь собирается, остается и охлаждается весь расплав активной зоны. Дизельное здание содержит четыре аварийных дизельных генератора и их поддерживающие системы для обеспечения подачи электропитания к цепям обеспечения защиты в случае исчезновения электроэнергии. Рассчитанные частоты тяжелого повреждения активной зоны < 3,9 х 10-7 / ректор в год, а частота предельных аварийных выбросов радиоактивности из установки < 6 х 10-8 /реактор в год. Проект EPWR изображен на рисунке 1.7

Коэффициент полезного действия установки от 36 % до 37 %, в зависимости от условий площадки. Продолжительность топливного цикла от 12 до 24 месяцев. Топливо UO2 c 5 % обогащением по U-235. Топливный цикл реактора обеспечивает выгорание 65 ГВт.сут/т, в результате чего образуется 27,7 т отработавшего топлива/в год для топливного цикла 24 месяца. ERWR аттестован как соответствующий требованиям EUR в декабре 1999 года. Предполагаемое время строительства 45 месяцев. Первый EPWR строится в Olkiluoto, Финляндия.

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

Рисунок 1.7 - Схема основных зданий EPWR

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

1.7 Основы ядерной безопасности

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

1.7.1 Введение Анализ опыта эксплуатации АЭС, последствий аварии на Чернобыльской АЭС показали необходимость совершенствования подходов к вопросам безопасности АЭС. Мировое сообщество в лице МАГАТЭ сделало соответствующие выводы и в 1995 году Совет управляющих МАГАТЭ принял решение о пересмотре всей системы стандартов безопасности – как ее структуры, так и содержания документов, входящих в систему. Для реализации этой цели по решению Совета были созданы комитеты по стандартам безопасности для ядерных установок (NUSSC), по радиационной безопасности (RASSC), безопасности при обращении с радиоактивными отходами (WASSC) и при транспортировке радиоактивных материалов (TRANSSC), а также вышестоящая комиссия (CSS), координирующая их работу. Уже в 2000 году начали выявляться недостатки вновь создаваемой системы стандартов. В результате длительной работы МАГАТЭ была найдена и принята новая структура системы стандартов. Все комплекты стандартов были разделены на две группы: - тематические, в которых рассматриваются общие вопросы, относящиеся к различным установкам и видам деятельности; - комплекты, связанные с конкретным типом установки или видом деятельности. В первую группу - тематические стандарты - входят 10 тем, общих всех или многих типов установок и/или видов деятельности, по которым могут быть созданы единые стандарты; примеры их – регулирование безопасности, оценка безопасности, аварийная готовность, управление качеством, радиационная защита, обращение с радиоактивными отходами и т.п. Каждая тема покрывается несколькими стандартами (Требования + несколько Руководств). Во вторую группу включены стандарты для 6 типов установок и видов деятельности, требующих специфических норм и правил: АЭС, исследовательские реакторы, предприятии ядерного топливного цикла, радиационные установки и т.д. Важной особенностью новой структуры является создание единого документа «Фундаментальные основы безопасности» распространяющегося на безопасность всех типов установок и видов деятельности. Этот стандарт наивысшего уровня выпущен в 2007 году и заменил три ранее существовавших стандарта «Основы безопасности» (для ядерных установок, обращения с радиоактивными отходами и радиационной безопасности). Статус документов МАГАТЭ – рекомендации для стран, использующих атомную энергию. Они не имеют обязательного характера. Для регулирования деятельности в области использования ядерной энергии в Республике Беларусь был принят ряд законов: - Об использовании атомной энергии. Закон Республики Беларусь от 30 июля 2008 года, № 426-З; - О радиационной безопасности населения. Закон Республики Беларусь от 5 января 1998 года, № 122-З; - О защите населения и территорий от чрезвычайных ситуаций природного и техногенного характера. Закон Республики Беларусь от 5 мая 1998 года. № 141-З; - Указ Президента Республики Беларусь « О подписании Объединенной Конвенции о безопасности обращения с радиоактивными отходами» от 31 июля 1999 года, № 508; - Указ Президента Республики Беларусь « Об утверждении Конвенции о доступе к информации, участии общественности в процессе принятия решений и доступе к

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

правосудию по вопросам, касающимся окружающей среды» от 14 декабря 1999 года, № 726; - Указ Президента Республики Беларусь «О принятии Республикой Беларусь Конвенции об оценке воздействия на окружающую среду в трансграничном контексте» от 20 октября 2005 года; Для регулирования деятельности в области использования ядерной энергии в Республике Беларусь были введены следующие нормативные документы: - Нормы радиационной безопасности (НРБ-2000), утверждены постановлением Главного государственного санитарного врача Республики Беларусь от 22 января, № 5; - Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСП-2002), утверждены постановлением Главного государственного санитарного врача Республики Беларусь от 22 февраля 2002 года, № 6. Республика Беларусь подписала и ратифицировала ряд международных договоров и конвенций МАГАТЭ: - Договор – Правительство республики Беларусь, Правительство Республики Польша от 26 октября 1994 г. «Договор между Правительством Республики Беларусь и Правительством Республики Польша об оперативном оповещении о ядерных авариях и сотрудничестве в области радиационной безопасности»; - Конвенция о физической защите ядерного материала. Вступила в силу для Республики Беларусь 14 июня 1993 года; - Конвенция об оперативном оповещении о ядерной аварии. Вступила в силу для Республики Беларусь 26 февраля 1987 года; - Соглашение между правительством Республики Беларусь и Кабинетом министров Украины об оперативном оповещении о ядерной аварии и сотрудничестве в области радиационной безопасности, Вступило в силу 16 октября 2001 года.

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

1.7.2 Принципы безопасности МАГАТЭ Фундаментальные принципы безопасности МАГАТЭ в области ядерной безопасности приведены в публикации «Фундаментальные принципы безопасности: Основы безопасности». Эти принципы и другие требования и руководства МАГАТЭ будут использованы при выборе, обосновании и утверждении проекта белорусской АЭС. Особенностью объектов атомной энергетики, основную часть которых составляют атомные станции, является образование и накопление значительных количеств радиоактивных веществ в процессе их эксплуатации, Большую их часть составляют продукты деления урана с суммарной активностью порядка 10 20 Беккерелей (Бк). Именно по этой причине с АЭС связан специфический риск – потенциальная радиологическая опасность для населения и окружающей среды в случае выхода продуктов деления за пределы АЭС. Многолетний опыт эксплуатации АЭС показывает, что при работе в нормальных режимах они оказывают незначительное влияние на окружающую среду (радиационное воздействие от них составляет величины, не превышающие 0,1 – 0,01 от фоновых значений природной радиации). Тем не менее, при эксплуатации АЭС не исключается вероятность возникновения инцидентов и аварий, включая тяжелые аварии, связанные с повреждением твэл и выходом из них радиоактивных веществ. Тяжелые аварии происходят очень редко, но величины их последствий при этом очень велики. Таким образом, вероятность возникновения аварии находится в обратной зависимости от величины ее последствий, что хорошо иллюстрирует кривая Фармера (рисунок 1.8)

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

*Остаточный риск – это риск, который продолжает существовать несмотря на все предпринятые меры ( например, риск падения метеорита на защитную оболочку АС); ** Вероятность 10-7 означает, что событие может произойти 1 раз в 10 000 000 лет. Рисунок 1.8 - Кривая Фармера (зависимость величины последствий аварии от вероятности ее возникновения) Основной целью обеспечения безопасности на всех этапах жизненного цикла АЭС является принятие эффективных мер, направленных на предотвращение тяжелых аварий и защиту персонала и населения за счет предотвращения выхода радиоактивных продуктов в окружающую среду при любых обстоятельствах.

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

АЭС является безопасной, если: – радиационное воздействие от нее на персонал, население и окружающую среду при нормальной эксплуатации и при проектных авариях не приводит к превышению установленных величин; – радиационное воздействие ограничивается до приемлемых значений при тяжелых (запроектных) авариях. Деятельность по обеспечению безопасности охватывает все этапы жизненного цикла АЭС (рисунок 1.9)

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

Рисунок 1.9 - Схема деятельности по обеспечению безопасности для всех этапов жизненного цикла АЭС Основы безопасной эксплуатации АЭС закладываются на этапе проектирования, поэтому главные задачи этого этапа – наиболее полный учет в проекте требований и принципов безопасности, использование систем безопасности и таких проектных решений, при которых реакторная установка обладает свойствами самозащищенности. На этапах изготовления оборудования и строительства АС задачами безопасности являются применение апробированных технологий, соблюдение проектных требований специальной нормативно-технической документации и выполнение работ на высоком уровне качества. На этапе ввода в эксплуатацию задачами обеспечения безопасности являются всеобъемлющие и качественные наладка и функциональные испытания смонтированного оборудования и систем с целью подтверждения их соответствия требованиям проекта. На этапе эксплуатации главной задачей обеспечения безопасности является ведение технологических режимов в соответствии с технологическим регламентом, инструкциями по эксплуатации и другими регламентирующими документами при наличии необходимого уровня подготовки персонала и организации работ. Конкретные задачи зависят от режимов эксплуатации. Задача нормальной эксплуатации – сведение к минимуму радиоактивных выбросов, присущих режиму нормальной эксплуатации, за счет: - обеспечения правильного функционирования систем и оборудования;

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

- предупреждение отказов и аварий. При возникновении отказов и инцидентов – предотвращение их перерастания в проектные аварии за счет: - следования соответствующим инструкциям; - контроля за важными для безопасности параметрами. При возникновении проектных аварий – предотвращение их перерастания в запроектные за счет: - следования инструкциям и процедурам по управлению и ликвидации аварий; - контроля правильности функционирования систем безопасности. При возникновении запроектных аварий – сведение к минимуму воздействия радиации на персонал, население и окружающую среду за счет: - ввода в действие планов мероприятий по защите персонала и населения; - следования инструкциям и руководствам по управлению запроектными авариями. На этапе снятия с эксплуатации задачей безопасности является выполнение мероприятий по долговременному захоронению радиоактивных отходов и надзору за безопасностью при выполнении демонтажа оборудования. В настоящее время мировым сообществом выработаны общие принципы обеспечения безопасности АС. Они универсальны для всех типов реакторов, хотя и существует необходимость их адаптации к проектным или эксплуатационным особенностям конкретных реакторных установок. Эти принципы уточняются и дополняются по результатам опыта эксплуатации и анализа аварий (рисунок 1.10).

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

Рисунок 1.10 - Базовая основа принципов безопасности АС В «Фундаментальных основах безопасности», распространяющихся на безопасность всех типов установок и видов деятельности сформулированы следующие принципы безопасности. Принцип 1: первичная ответственность за безопасность должна лежать на человеке или организации, ответственной за АС и за действия, которые вызывают риски излучения. Таким образом, лицензиат (организация, эксплуатирующая АС) ответственна за: - установление и подержание необходимой квалификации персонала;

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

- обеспечение адекватного обучения и информации; - установление процедур и мер для поддержания безопасности при любых условиях; - проверку соответственной разработки и адекватного качества АС и действий связанного с ними оборудования; - обеспечение безопасного контроля всех выработанных материалов (радиоактивных отходов). Принцип 2: должна быть образована и поддерживаться эффективная правовая и государственная структура для безопасности, включая независимый регулирующий орган. В книге 1 описана государственная структура и организации, задействованные в управлении и поддержке безопасности Белорусской АЭС. Вместе с регулирующим органом и другими государственными учреждениями, управляющими и поддерживающими безопасность приведена соответствующая нормативная база Республики Беларусь. Принцип 3: должно быть установлено и поддерживаться в соответственных организациях и для АС, и для действий, которые вызывают радиационные риски эффективное руководство и управление для обеспечения безопасности. Как часть развития проекта Белорусской АЭС, регулирующие органы будут проверять организацию, персонал, обучение и опыт разработчика и эксплуатирующей организации, в особенности для того, чтобы обеспечить соответствующую культуру безопасности на всех уровнях организации с прямой или косвенной ответственностью за ядерную безопасность. Принцип 4: АС и действия, которые вызывают радиационные риски, должны производить общий доход. Это частично рассматривается в данном отчете влияния на окружающую среду и также будет показано в последующих материалах при обращении за лицензией и разрешением на проект. В Законе об использовании атомной энергии в Беларуси указано, что разработка и строительство Белорусской АЭС осуществляется в национальных интересах Беларуси.

Взам. инв. №

Отчет(ы) по анализу безопасности, предоставленные в качестве подтверждения для обращения за лицензией и разрешением, обеспечат необходимое обоснование.

Инв. № подл.

Подпись и дата

Принцип 5: защита должна быть оптимизирована для обеспечения наивысшего уровня безопасности, который может быть реально достигнут.

Принцип 6:меры контроля радиационных рисков должны быть такими, чтобы никто не подвергался недопустимому риску или вреду.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Принцип 7:население и окружающая среда, в настоящем и будущем, должны быть защищены от радиационных потерь. Отчет(ы) по анализу безопасности, предоставленные в качестве подтверждения для обращения за лицензией и разрешением, обеспечат необходимое обоснование. Принцип 8: все практические усилия должны быть приложены для предотвращения и уменьшения последствий ядерных или радиационных аварий.

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

Для обеспечения малой вероятности вредных последствий аварии должны быть приняты соответствующие меры: - для предотвращения возникновения неисправностей или ненормальных условий (включая нарушение безопасности), которые могут повлечь такую потерю контроля; - для предотвращения распространения таких неисправностей или ненормальных условий, которые создаются; - для предотвращения потери, или потери контроля над радиоактивным источником или другими источниками радиации. Основные меры предотвращения и смягчения последствий аварий – «защита в глубину». На наивысшем уровне, «защита в глубину» обеспечена соответствующей комбинацией: - эффективное управление системой с большим обязательством безопасности и сильной культуре безопасности; - выбор подходящей площадки и включение хорошей разработки и технических свойств, обеспечивающих пределы безопасности, разнообразие и резерв, в основном вследствие использования: - разработки технологических материалов высокого качества и надежности; - контроля, ограничивающих и защитных систем и свойств наблюдения; - соответствующим сочетанием неотъемлемых и технических свойств безопасности. - понятные эксплуатационные процедуры и практика, а также процедуры управления авариями. Процедуры управления авариями должны быть разработаны заранее для обеспечения мер восстановления контроля над активной зоной реактора, ядерной цепной реакцией или другим источником излучения в случае потери контроля и для смягчения любых вредных последствий. Принцип 9: должны быть приняты меры для аварийной готовности и реагирования на ядерные или радиационные аварии. Основные цели готовности и реагирования на ядерные или радиационные аварии: - обеспечить, что существуют меры для эффективного ответа на месте и как подходящие на местном, региональном, национальном и международном уровнях для ядерной или радиоактивной аварии; - обеспечить, чтобы у инцидентов, которые возможно реально предусмотреть, радиационные риски были незначительными; - для любых инцидентов, которые происходят, принять практические меры для смягчения последствий для жизни человека, здоровья и окружающей среды.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Принцип 10: Защитные действия для уменьшения существующего или нерегулируемого риска излучения должны быть обоснованы и оптимизированы. Отчет(ы) анализа безопасности, предоставленные в качестве подтверждения для обращения за лицензией и разрешением, обеспечат необходимое обоснование. Среди основных принципов безопасности АС особое место занимает принцип «защиты в глубину» (глубоко эшелонированной защиты), предполагающий создание ряда последовательных уровней защиты от вероятных отказов технических средств и ошибок персонала, включая: - установление последовательных физических барьеров на пути распространения радиоактивных продуктов в окружающую среду; - предусмотрение технических и административных мероприятий по сохранению целостности и эффективности этих барьеров; - предусмотрение мероприятий по защите населения и окружающей среды в случае разрушения барьеров. 1.7.3 Принцип глубоко эшелонированной защиты

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

Принцип глубоко эшелонированной защиты обеспечивает ограничение в рамках каждого уровня (эшелона) последствий вероятных отказов технических средств и ошибок персонала и гарантирует, что единичный отказ технических средств или ошибка персонала не приведут к опасным последствиям. В случае множественных ошибок персонала и/или отказов технических средств, применение этого принципа снижает вероятность отрицательного воздействия радиации на персонал, население и окружающую среду. Функциональное развитие концепции защиты в глубину приведено на рисунке 1.11.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

Рисунок 1.11 – Схема функционального развития концепции защиты в глубину Первым уровнем защиты АС являются качественно выполненный проект АС, в котором все проектные решения обоснованы и обладают определенной степенью консерватизма с точки зрения безопасности, и качество подготовки и квалификации эксплуатационного персонала. При ведении технологического процесса первый уровень защиты физических барьеров обеспечивается за счет поддержания рабочих параметров АС в заданных проектных пределах, при которых барьеры не подвергаются угрозе повреждения. На эффективность первого уровня защиты существенное влияние оказывает развитость свойств внутренней самозащищенности реакторной установки, то есть свойств, определяющих устойчивость к опасным отклонениям параметров технологического процесса и способность к восстановлению параметров в пределах допустимых значений.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

Вторым уровнем защиты АС является обеспечение готовности оборудования и систем, важных для безопасности станции, путем выявления и устранения отказов. Важное значение на данном уровне защиты имеет правильное управление АС при возникновении отклонений от режимов нормальной эксплуатации и принятие персоналом своевременных мер по их устранению. Технически второй уровень обеспечивается надежным резервированием оборудования и систем и наличием в проекте диагностических систем для контроля состояния элементов и оборудования. Третий уровень защиты АС обеспечивается инженерными системами безопасности, предусматриваемыми в проекте станции. Он направлен на предотвращение перерастания отклонений от режимов нормальной работы в проектные аварии, а проектных аварий – в тяжелые запроектные аварии. Основными задачами на этом уровне защиты являются: аварийный останов реактора, обеспечение отвода тепла от активной зоны реактора с помощью специальных систем, а также локализация радиоактивных веществ в заданных проектом границах помещений или сооружений АС. Четвертым уровнем глубоко эшелонированной защиты АС является управление авариями. Этот уровень защиты станции обеспечивается заранее запланированными и отработанными мероприятиями по управлению ходом развития запроектных аварий. Эти мероприятия включают в себя поддержание работоспособного состояния систем локализации радиоактивных веществ (в частности, защитной оболочки). В процессе управления запроектной аварией эксплуатационный персонал использует любые имеющиеся в исправном состоянии системы и технические средства, включая проектные системы безопасности и дополнительные технические средства и системы, специально предназначенные для целей управления тяжелыми авариями. Последним, пятым уровнем защиты являются противоаварийные меры вне площадок АС. Основная задача этого уровня состоит в ослаблении последствий аварий с точки зрения уменьшения радиологического воздействия на население и окружающую среду. Этот уровень защиты обеспечивается за счет противоаварийных действий на площадке АС и реализации планов противоаварийных мероприятий на местности вокруг АС. Таким образом, реализация принципа глубоко эшелонированной защиты позволяет достигать главной цели безопасности при эксплуатации – предотвращения отказов и аварий, а в случае их возникновения предусматривает средства по их преодолению и ограничению последствий аварий. Анализ последствий крупных аварий показал, что путь их протекания и их последствия находились в прямой зависимости от правильности применения мероприятий, предусмотренных принципом глубоко эшелонированной защиты. Для того, чтобы этот принцип был реализован и действовал в полной мере, необходимо обеспечить эффективность всех пяти уровней защиты в глубину. 1.8 Фундаментальные функции безопасности Для достижения основной цели безопасности – предотвращения выхода радиоактивных продуктов за пределы физических барьеров – выполняются три следующие фундаментальные функции безопасности (рисунок 1.12): - контроль и управление реактивностью; - обеспечение охлаждения активной зоны реактора; - локализация и надежное удержание радиоактивных продуктов.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Взам. инв. №

Рисунок 1.12 - Фундаментальные функции безопасности Эти функции безопасности в соответствии с принципом защиты в глубину реализуются в проектах АС. Основной задачей эксплуатации является выполнение этих фундаментальных функций одновременно и постоянно, то есть во всех режимах, включая режимы останова энергоблока для перегрузки топлива.

Инв. № подл.

Подпись и дата

1.8.1 Контроль и управление реактивностью Цепная реакция деления ядерного материала, происходящая в активной зоне реактора, должна носить управляемый характер, т.е. эффективный коэффициент размножения нейтронов Кэфф., характеризующийся отношением количества образовавшихся нейтронов к количеству поглощенных, должен поддерживаться в районе значения Кэфф = 1.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

То есть, при Кэфф. > 1, р > 0 нейтронная мощность реактора растет, а при Кэфф. = 1, р = 0 нейтронная мощность реактора остается постоянной. При Кэфф. < 1, р < 0 и нейтронная мощность реактора уменьшается, так как реактивность и эффективный коэффициент размножения подчиняются следующей зависимости: Кэфф. – 1 Р= __________ , (1.3) Кэфф.

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

Зависимость влияния запаздывающих и мгновенных нейтронов на изменение реактивности приведена на рисунке 1.13.

Рисунок 1.13 - Влияние запаздывающих и мгновенных нейтронов на реактивность

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Управление реактивностью подразумевает управление количеством нейтронов в активной зоне реактора, т.е. цепной реакцией деления. Управление цепной реакцией деления обеспечивается с помощью системы управления и защиты (СУЗ) реакторной установки, имеющей поглощающие стрежни (регулирующие и стержни аварийной защиты). Кроме того, на реакторах типа ВВЭР (PWR) для этой цели используется система борного регулирования, позволяющая изменять концентрацию раствора 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. 1.8.2 Охлаждение активной зоны реактора

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

Основная задача этой функции – предотвратить разрушение ТВЭЛ вследствие 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 конечному поглотителю с помощью градирен, бассейнов-охладителей, брызгательных 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 (рисунок 1.14).

Рисунок 1.14 - Отвод тепла от активной зоны реактора ВВЭР

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

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 АС. 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, т. е 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 активной зоны. 1.8.3 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 твэл (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 АС. Установлены следующие эксплуатационные пределы по твэлам для ВВЭР : а) «газовая неплотность» - 0,2 % нормальная эксплуатация, - 1,0 % предел безопасной эксплуатации. - 0,02 % эксплуатационный предел; - 0,1 % предел безопасной эксплуатации.

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 (рисунок 1.15).

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

б) «прямой контакт»

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Взам. инв. №

Рисунок 1.15 - Принципиальная схема физических барьеров для предотвращения выхода радиоактивных продуктов 1.9 Принципы безопасности, реализуемые в проекте АС

Инв. № подл.

Подпись и дата

1.9.1 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, требующем ее срабатывания, и при независимом от исходного события отказе любого элемента этой системы (рисунок 1.16).

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

Рисунок 1.16 - Система безопасности должна выполнять свои функции даже в случае отказа любого из ее компонентов Согласно требованиям ОПБ 87/99 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. Практическое применение принципа единичного отказа обеспечивает: - работу систем безопасности и систем, важных для безопасности, в случае возникновения единичного отказа оборудования или ошибки персонала; - 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; - разнотипность применяемых систем и оборудования. 1.9.2 Резервирование Данный принцип предполагает применение двух или более аналогичных систем или независимых каналов одной системы, идентичных по своей структуре, При пол-

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

ной независимости этих систем или каналов их общая надежность пропорциональна их количеству. Наиболее наглядным примером резервирования является система аварийного охлаждения активной зоны реактора АС с ВВЭР – 1000. Система имеет трехкратное резервирование и каждая из входящих в нее подсистем может самостоятельно выполнять проектную функцию в полном объеме. 1.9.3 Физическое разделение Обеспечивает устойчивость резервированных систем или 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. 1.9.4 Разнотипность оборудования

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

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 иметь ручной, электрический и пневматический привод. Таким образом, в случае возникновения, например, события с полным обесточиванием энергоблока имеется возможность использования оборудование, для работы которого не требуется наличия 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 (рисунок 1.17)

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

Рисунок 1.17 - Принципы проектирования систем безопасности

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

1.10 Методы проектирования Основными методами или подходами, используемыми при проектировании, являются: - консерватизм при принятии проектных решений, важных с точки зрения безопасности; - применение проверенных и апробированных технологий; - применение вероятностных и детерминистических методов безопасности. Консервативный подход при проектировании АС заключается в перестраховке в пользу безопасности, а именно, в применении консервативных правил и критериев, дающих запасы в пользу надежности и безопасности. Практика проектирования требует наличия баланса между технологическими новшествами и устоявшейся технологией. Тем не менее, надо всегда оценивать необходимость и положительные аспекты тех новшеств, которые выходят за рамки установившейся практики. Эти новшества достигают уровня устоявшейся и подтвержденной практики и закладываются в проект только после прохождения соответствующего этапа тщательных исследований и испытаний прототипов на уровне элементов, систем или энергоблока в целом. Улучшения и совершенствования в проектные решения вносятся с осторожностью, чтобы в стремлении к лучшему не потерять уже достигнутые и хорошо зарекомендовавшие себя в эксплуатации положительные качества. При этом необходимо оценить: - степень риска от применения нового оборудования и технологий; - совместимость старого и вновь устанавливаемого оборудования; - сложность эксплуатации этого оборудования, условия его технического обслуживания и ремонта. Физические и математические модели, расчетные программы, применяемые при проектировании, проходят экспериментальную поверку и аттестацию в органах госнадзора за безопасностью АС. Моделирование проводится максимально приближенным к реальным условиям эксплуатации. При отсутствии возможности точного моделирования, используются консервативные модели, позволяющие учесть маловероятные и наихудшие последствия. В состав проектной документации входят тома технического обоснования безопасности реакторной установки (ТОБ РУ) и станции в целом (ТОБ АС), включающие в себя анализ безопасности на основании перечней исходных событий, принятых для каждого типа реакторной установки, Перечень исходных событий, учтенных в проекте, составляется с использованием детерминистического и вероятностного методов анализа и дополняется на основе опыта эксплуатации АС. При использовании детерминистического метода учитываемые в проекте события выбираются таким образом, чтобы охватить диапазон наиболее вероятных исходных событий аварий, приводящих к нарушению безопасности. Этот метод используется для подтверждения того, что поведение энергоблока и систем безопасности в процессе аварии удовлетворяет соответствующим проектным требованиям безопасности. Детерминистический метод основывается на инженерном анализе хода развития аварий и их потенциальных последствий. Вероятностный метод анализа используется для определения вероятности какой-либо конкретной аварийной цепочки событий ее последствий. Этот метод позволяет оценить эффективность мероприятий по ликвидации аварии и ограничению ее последствий. Вероятностный анализ безопасности (ВАБ) позволяет выявить в проекте слабые места с точки зрения безопасности и установить их. Вероятностный анализ применяется также как средство для подбора событий, требующих проведение детерминистического анализа.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Системы безопасности. Как уже отмечалось выше, при нормальной эксплуатации атомные станции не представляют опасности ни для персонала, ни для населения и окружающей среды. На безопасность АС могут влиять лишь аварийные ситуации и аварии По этой причине одной из основных задач обеспечения безопасности при проектировании является предусмотрение технических мер, направленных на предотвращение или ограничение последствий аварий, которые могут привести к серьезному повреждению твэлов активной зоны реактора, Для этих целей используются инженерно-технические системы безопасности (СБ), включающиеся в работу при нарушении нормальной эксплуатации АС. Системы безопасности предназначаются, в первую очередь, для обеспечения фундаментальных функций безопасности в аварийных ситуациях, а именно для: - аварийного останова реактора и поддержания его в подкритичном состоянии (система управления и защиты – СУЗ); - аварийного отвода тепла от активной зоны реактора (система аварийного охлаждения активной зоны – САОЗ); - удержания радиоактивных продуктов в установленных границах АС (защитная оболочка). В соответствии с принципом глубоко эшелонированной защиты системы безопасности являются третьим уровнем защиты, предназначенным для предотвращения перерастания инцидентов в проектные аварии, а проектных аварий – в тяжелые (запроектные). 1.10.1 Характеристика систем безопасности

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

Системы безопасности по характеру выполняемых ими функций подразделяются на: – защитные СБ, которые служат для предотвращения или ограничения повреждения топливных матриц, оболочек твэлов и границ теплоносителя первого контура ( т.е корпуса реактора, трубопроводов и первого оборудования первого контура). Защитные СБ защищают первые три физических барьера безопасности; – локализующие СБ (рисунок 1.18), которые предназначены для предотвращения или ограничения распространения радиоактивных веществ при авариях на АС. Примером комплексной и наиболее эффективной локализующей СБ на современных АС является защитная оболочка (контайнмент).

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

1- герметичные помещения; 2 – главный циркуляционный насос; 3 – парогенератор; 4 – компенсатор давления; 5 – гидроемкость; 6 – трубопроводы спринклерной системы; 7 – активная зона реактора; 8 – приводы системы управления и защиты; 9 – газгольдер локализации; 10 воздушные ловушки; 11 – обратные клапаны; 12 – шахта локализации; 13 – конденсационное устройство локализационного типа; 14 – дырчатый лист; 15 – технологический коридор; 16 – бак аварийного запаса борного раствора; 17 – теплообменник системы аварийного охлаждения зоны и спринклерной системы. Рисунок 1.18 - Локализующая система безопасности АС с ВВЭР-440 Управляющие СБ, которые осуществляют приведение в действие других систем безопасности и обеспечивают контроль и управление ими в процессе выполнения заданных функций. Обеспечивающие СБ, которые предназначены для снабжения систем безопасности энергией и рабочей средой. Эти системы создают необходимые условия для надежного функционирования систем безопасности. Параметры надежности для рассматриваемых проектов атомных станций, приведены в таблице 1.3.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Таблица 1.3 - Надежность атомных станций Тяжелые повреждения Частота предельных аварийных Тип АС активной выбросов радиоактивности зоны, из установки, 1/реактор в год 1/реактор в год АР - 600 < 1,0 x 10-7 << 1,0 x 10-8 -7 AP - 1000 < 2,4 x 10 <3,7 x 10-8 АЭС - 2006 < 5,8 x 10-7 <1,0 x 10-8 EPWR < 3,9 x 10-7 < 6,0 x 10-8 1.10.2 Внешние и внутренние события, учитываемые в проекте Атомные станции должны быть безопасны не только при нормальной эксплуатации, но и при возникновении таких природных явлений как землетрясения, ураганы и другие аномальные воздействия, которые могут возникнуть на АС в результате пожаров, взрывов и других причин. При разработке современных проектов АС учитываются: 1.10.2.1 Внешние события Внешние события: - землетрясения; - ветровые нагрузки, ( в том числе от ураганов и смерчей); - наводнения; - падение самолетов; - взрывы промышленных объектов, расположенных вблизи площадок АС. Внутренние события: - затопление помещений; - разрывы трубопроводов и сосудов высокого давления; - резкие перепады давления и летящие предметы внутреннего происхождения; - пожары. Вышеуказанные внешние и внутренние воздействия анализируются на стадии проектирования, и в результате принимаются проектные решения, обеспечивающие безопасность АС.

При проектировании используются два базовых уровня землетрясений: 1) Максимальное расчетное землетрясение (МРЗ) данного района, имеющее вероятный период повторения 10 000 лет; 2) Проектное землетрясение (ПЗ), имеющее вероятный период повторения не более одного раза в 100 лет. Уровень землетрясения, учитываемого в проекте в качестве максимального расчетного, равен величине проектного землетрясения плюс один балл по шкале MSK-64 (таблица 1.4).

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

Учет сейсмических событий

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

Таблица 1.4 - Шкала интенсивности землетрясений MSK-64 Максимальное Уровень по ускорение на шкале Характеристика воздействия уровне земли, (см/сек) 0,1 - 0,25 1 Толчок ощущается только чувствительными приборами 0,25 - 0,5 2 Толчок слабо ощущается только на верхних этажах зданий 0,5 - 1,0 3 Толчок ощущается умеренно и только в зданиях 1,0 - 2,0 4 Толчок ощущается сильно 2,0 - 4,0 5 Толчок ощущается сильно как внутри, так и вне здания 4,0 - 8,0 6 Возникновение чувства страха 8.0 - 16.0 7 Проявление трещин на зданиях 16,0 - 32,0 8 Частичное разрушение зданий 32,0 - 64,0 9 Полное разрушение непрочных зданий 64,0 - 128.0 10 Полное разрушение всех зданий 128,0 – 256,0 11 Катастрофа 256,0 – 512,0 12 Изменение рельефа местности Сейсмостойкой считается АС, на которой обеспечена безопасность при сейсмических воздействиях до МРЗ включительно, а нормальное функционирование станции с выдачей электрической или тепловой энергии обеспечивается вплоть до проектного расчетного землетрясения. Строительство АС допускается только в районах, благоприятных в сейсмическом отношении и, в частности, на площадках с интенсивностью максимального расчетного землетрясения не более 8 баллов по шкале MSK – 64. Если сейсмичность площадки более 4 баллов по шкале MSK – 64, то проектирование зданий, сооружений, конструкций и крупного оборудования АС ведется в соответствии с вышеуказанными нормативами с учетом конкретных сейсмических воздействий, характеризующих данную площадку. На сейсмические воздействия проверяются образцы технологического оборудования, средств автоматизации и связи, а для повышения сейсмостойкости применяются следующие конкретные меры: - гибкая конфигурация трубопроводов; - самое тяжелое и менее сейсмостойкое оборудование располагается на низших отметках; - фундамент изготавливается из нормированного бетона; - все подземные коммуникации взаимозависимых сооружений прокладываются под общим для них фундаментом; - жесткость трубопроводов подбирается так, чтобы их собственная частота колебаний максимально отличалась от собственной частоты колебаний зданий, где они размещены; - установка гидро – и пневмоамортизаторов для увеличения жесткости трубопроводов с возможностью теплового расширения; - специальные опоры основного оборудования (ПГ, ГЦН, ГЗЗ) для уменьшения их смещения при сейсмических явлениях.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Некоторые из перечисленных выше мер иллюстрируются рисунком 1.19

Рисунок 1.19 - Предусматриваемые в проекте специальные технические меры Учет ветровых нагрузок Учет дополнительных ветровых нагрузок, возникающих от воздействий на здания и сооружения, выполняется в обязательном порядке для всех АС в соответствии с требованиями нормативных документов. В зависимости от местных условий при проектировании АС принимаются ветровые нагрузки от 30 до 100 кг/м2. В последнее время при разработке новых проектов АС проектировщики стали рассматривать и учитывать такие крайне редкие для Европы явления, как ураганы и смерчи.

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

Наводнения При выборе мест размещения АС детально изучаются условия площадки. Если на площадке возможны наводнения, то она исключается как неблагоприятная для строительства АС. К неблагоприятным для строительства АС относятся зоны береговой эрозии, береговые приморские зоны с интенсивностью медленных вертикальных опусканий берега более 10 мм в год, а также вероятного затопления волнами цунами. Падение самолета

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Современные проекты АС рассчитываются на воздействие падающих самолетов. В большинстве проектов АС масса падающего самолета принималась величиной 5,7 тонн, скорость его в момент падения на сооружения станции принималась равной 100 м/с, а импульс воздействия в точке падения – 1200 тс. Взрывы промышленных объектов вблизи АС При проектировании зданий и сооружений АС учитываются внешние воздействия от ударной волны, создающей давление 30 кПа.

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

1.10.2.2 Внутренние события В проектах АС рассматриваются и учитываются возможные механические, тепловые, химические и другие воздействия, возникающие в результате проектных аварий, вплоть до максимальной проектной аварии. В том числе: - возможность затопления помещений, в которых расположено оборудование и контрольно-измерительные приборы; - последствия разрывов трубопроводов высокого давления ( за исключением корпуса реактора); - резкие перепады давления в помещениях и летящие предметы внутреннего происхождения; - пожары на АС. Пожары представляют для АС одну из потенциальных опасностей и являются, как правило, источником отказов оборудования и систем по общей причине. Поэтому в проектах АС предусматриваются инженерно-технические решения, которые включают в себя такие элементы как: - разделение зданий и помещений на противопожарные отсеки; -замена горючих материалов огнестойкими; - применение автоматических средств пожаротушения; - другие общепромышленные мероприятия. Планирование противопожарной защиты является необходимой составной частью этапа проектирования станции. На этом этапе предусматриваются как активные, так и пассивные меры по предотвращению и тушению пожаров. В процессе проектирования при рассмотрении пожарной безопасности используются два принципа: принцип локализации пожара и принцип воздействия на пожар: Принцип локализации пожара заключается в том, что в случае пожара могут сгореть все горючие материалы, находящиеся в пожарной зоне. Однако это не должно отразиться на функционировании АС в целом. Реализация этого принципа осуществляется путем создания противопожарных барьеров с достаточно высокой огнестойкостью. Оснащение помещений АС достаточным количеством средств активной противопожарной защиты, которые в сочетании с огнестойкостью противопожарных барьеров способны предотвратить распространение огня и ликвидировать загорание, отражает принцип воздействия на пожар. Исходя из этого принципа допускают, что лишь часть горючих материалов может сгореть во время предполагаемого пожара, однако все оборудование, находящееся в этой пожарной зоне, должно нормально функционировать. Для определения эффективности противопожарной защиты АС все здания и помещения АС разбиваются на пожарные зоны, и устанавливаются соответствующие огнестойкие барьеры. Огнестойкость барьеров пожарных зон, потребность в системах

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

пожаротушения и в противопожарных перегородках оцениваются путем анализа пожарной опасности. Данный анализ проводится в следующих направлениях: - определение узлов, важных для пожарной безопасности; - определение опасности возникновения пожара и его последствий для каждой пожарной зоны; - определение способа обеспечения противопожарной защиты в данной зоне; - определение огнестойкости границ каждой пожарной зоны. Перечень горючих материалов и противопожарного оборудования АС приведен на рисунке 1.20.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Рисунок 1.20 - Горючие материалы и противопожарное оборудование АС 1.10.3 Культура безопасности

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

Культура безопасности это квалификационная и психологическая подготовленность всех лиц, при которой обеспечение безопасности АС является приоритетной целью и внутренней потребностью, приводящей к самосознанию отвественности и к самоконтролю при выполнении всех работ, влияющих на безопасность. По определению Международной Консультативной Группы по ядерной безопасности при Генеральном директоре МАГАТЭ культура безопасности это такой набор характеристик и особенностей деятельности организаций и поведения отдельных лиц, который устанавливает, что проблемам безопасности АС, как обладающим высшим приоритетом, уделяется внимание, определяемое их значимостью (рисунок 1.21).

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Рисунок 1.21 - Культура безопасности Наличие навыков культуры безопасности характеризуется, в первую очередь, созданием такой атмосферы в коллективе, когда обеспечение безопасности станции становится главной целью и внутренней потребностью каждого и приводит к самоконтролю, вниманию и ответственности при выполнении любых работ, влияющих на безопасность. Развитие навыков культуры безопасности подразумевает осмысленное выполнение любых эксплуатационных операций и процедур. Основными признаками культуры безопасности являются: - персональное осознание приоритета и важности безопасности; - знание своего дела и компетентность; - мотивированность поступков и действий; - надзор и контроль за выполнением работ, влияющих на безопасность; - ответственность за полученное дело; - открытость в эксплуатационной деятельности; - укрепление доверия общественности к безопасности эксплуатации АС.

Несмотря на все предусмотренные меры, направленные на предотвращение аварий, во время эксплуатации АС не исключена вероятность их возникновения. По этой причине проектом АС предусмотрены специальные средства и системы, позволяющие прекратить развитие аварий или уменьшить их последствия. Технические средства управления и ликвидации аварий дополняются соответствующими административными и организационными мероприятиями. Различают следующие виды аварий на АС: Радиационная авария – авария, связанная с повреждением твэлов, превышающим установленные пределы безопасной эксплуатации, или облучением персонала, превышающим допустимое для нормальной эксплуатации. В качестве предела безопасной эксплуатации для оценки уровня повреждения твэлов для российских АС приняты: - газовая неплотность не более 1 % твэлов; - макропоры с контактом топлива с теплоносителем – не более 0,1 % твэлов. Проектная авария – авария, для которой проектом определены исходные события и конечные состояния и предусмотрены системы безопасности и другие технические средства, обеспечивающие ограничение ее последствий в рамках установленных для таких аварий пределов, называемых проектными пределами аварий. Так, например, проектным пределом аварии является непревышение температуры стенки твэла 1200 ºС. Запроектная авария – авария, вызванная исходными событиями, неучитываемыми для проектных аварий, или сопровождающаяся дополнительными по сравнению с проектными авариями отказами систем безопасности или ошибками персонала, которые могут привести к тяжелым повреждениям или к расплавлению активной зоны (рисунок 1.22).

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

1.11 Цели и задачи управления авариями

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

Рисунок 1.22 - Четыре фазы развития аварии с потерей теплоносителя первого контура Основными задачами эксплуатационного персонала АС в аварийных ситуациях являются: 1) при возникновении отказов и аварийных ситуаций – предотвращение их перерастания в проектные аварии за счет: - следования соответствующим инструкциям; - контроля за важными для безопасности параметрами (функциями безопасности). 2) при возникновении проектных аварий – предотвращение их перерастания в запроектные за счет: - следования инструкциям и процедурам по управлению и ликвидации проектных аварий; - контроля правильности функционирования систем безопасности и состояния физических барьеров безопасности.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

3) при возникновении запроектных аварий – сведение к минимуму воздействия радиации на персонал, население и окружающую среду за счет: - ввода в действие планов мероприятий по защите персонала и населения; - следования инструкциям и руководствам по управлению запроектными авариями. Управление авариями и ограничение их последствий обеспечивается: - предусмотренными проектом системами безопасности; - готовностью персонала к управлению авариями; - наличием инструкций и процедур по действиям персонала в аварийных ситуациях и при авариях на АС; - специальными техническими средствами и группами поддержки оперативного персонала на случай аварий; - планами мероприятий по защите персонала и населения в случае запроектных аварий.

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

1.11.1 Стратегия управления тяжелыми авариями Современный подход к проблемам безопасности по отношению к АЭС основывается на принципе «защита в глубину». Этот принцип предполагает наличие физических барьеров (тепловыделяющий элемент, топливная таблетка, граница главного циркуляционного контура и защитная оболочка) на пути распространения радиоактивных веществ. Этот принцип входит в состав многоуровневой защиты, предотвращающей разрушение физических барьеров и обеспечивающей защиту населения и окружающей среды от радиоактивного выброса в случае разрушения барьеров. Управление тяжёлыми авариями является одним из последних защитных барьеров. Это включает мероприятия, предотвращающие развитие аварии любого вида в тяжёлую аварию, если она ещё не произошла и ослабление последствий аварии. Управление тяжёлыми авариями ставит перед собой следующие цели: – предотвращение разрушения активной зоны; – удержание расплава активной зоны в корпусе реактора; – в случае выхода расплава из корпуса, обеспечение целостности контаймента и ограничение выхода радиоактивности в окружающую среду. Мероприятия по управлению тяжёлыми авариями могут быть разделены на предупредительные и ослабляющие последствия. Предупредительные мероприятия включают проектные решения и действия персонала, направленные на предупреждение разрушения активной зоны. Наиболее вероятные тяжёлые аварии характеризуются медленным развитием во времени. То принципиально даёт возможность персоналу корректно определить состояние АЭС и восстановить соответствующие функции безопасности. Мероприятия, ослабляющие последствия аварии, предполагают действия персонала, направленные на ослабление последствий аварии, включая мероприятия по удержанию радиоактивных материалов в соответствующих границах и ограничение их выхода из контаймента. Для этого персонал должен использовать соответствующие диагностики для определения реального состояния АЭС и выбирать наиболее адекватные мероприятия по управлению тяжёлыми авариями.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

1.11.2 Мероприятия по управлению тяжёлыми авариями Следующие уровни защиты были рассмотрены при планировании мероприятий по управлению тяжелыми авариями: – предотвращение повреждения активной зоны; – предотвращение плавления корпуса; – предотвращение отказа контаймента; – удержание радиоактивных выбросов. Для каждого уровня определены связанные с безопасностью целевые показатели и функции, которые должны быть обеспечены для достижения проектных целей. Также, действия персонала должны быть спланированы для выполнения требуемых функций и должны быть разработаны критерии успешного выполнения указанных функций. Целевым показателем безопасности, касающимся предотвращения повреждения активной зоны, является обеспечение адекватного отвода тепла от зоны. Соответствующей функцией безопасности является либо передача остаточного тепла ко второму контуру, либо подача достаточного количества воды в активную зону с расходом равным или превышающим скорость генерации пара. Температура теплоносителя на выходе из АЗ не должна превышать температуру насыщения, что является критерием успешного выполнения действий персонала. В случае, если действия персонала окажутся безуспешными, что будет выражаться в увеличении температуры на выходе из АЗ, оператор должен предпринять дополнительные меры по удержанию давления первого контура за счет открытия всех имеющихся линий сброса теплоносителя из первого контура. Функцией безопасности, связанной с предотвращением плавления корпуса реактора является подача теплоносителя до тех пор, пока расплавленный кориум не попадет на дно корпуса реактора. Следующие функции безопасности предусмотрены для предупреждения отказа контаймента: – снижение давления за счет работы спринклерной системы; – предотвращение образования взрывоопасных концентраций водорода; – меры по обеспечению охлаждения расплава, находящегося в ловушке ; – меры по обеспечению подкритичности расплава. 1.12 Примеры крупнейших аварий

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

1.12.1 Авария на исследовательском реакторе «Виндскейл» (Великобритания) В 1957 году на уран-графитовом исследовательском реакторе малой мощности с воздушным охлаждением в лаборатории Виндскейл (в настоящее время – Сэллафилд) произошла авария с серьезным повреждением (разгерметизацией) топливных элементов. Причиной аварии явилось нарушение теплоотвода от активной зоны реактора, вызванное высвобождением значительного количества тепла, запасенного графитом за счет радиационных изменений его структуры ( энергии Вигнера). Это явление тогда было недостаточно изучено и персонал не мог его предотвратить. В результате аварии произошел выброс в окружающую среду радиоактивных продуктов деления, в том числе йода – 131 (до десятков тысяч Кюри), существенно превысивший действующие нормативы. Потребовалось принимать срочные меры по защите населения и окружающей среды на значительной территории. По оценкам специалистов в результате этой аварии на реакторе и выброса радиоактивности

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

население в близлежащих пунктах могло получить дозу облучения в несколько мЗв (1 мЗв = 0,1 бэр). 1.12.2 Авария на АС «Три Майл Айленд» (США) Авария на энергоблоке № 2 АС «Три Майл Айленд» - серийном блоке с реактором PWR электрической мощностью 900 МВт – произошла в марте 1979 года. В результате нарушения охлаждения активной зоны произошел перегрев твэлов с расплавлением оболочек и выходом значительной части радиоактивных продуктов деления (до 10 % накопившейся активности в топливе) в первый контур и в объем защитной оболочки. В то время это была самая крупная радиационная авария на АС. Причиной аварии явились отказ оборудования (незакрытие клапана на компенсаторе давления) и необеспечение персоналом 2-й критической функции безопасности (теплоотвода от активной зоны) вследствие ряда ошибок: - неверная диагностика состояния первого контура; - снижение расхода САОЗ в ходе аварии с потерей теплоносителя первого контура; - невключение ГЦН, что увеличило потерю теплоносителя через открытый ПК КД; - отключение гидроемкостей САОЗ и ряд других ошибок. В результате аварии были значительно разрушены первые два физических барьера (матрица и оболочки твэлов). Герметичность третьего барьера – первого контура – была нарушена из-за открытия ПК КД. Наличие защитной оболочки (четвертого барьера) позволило локализовать радиоактивные продукты деления и ограничить их выброс в окружающую среду. На основании анализа причин данной аварии: - проведены расширенные исследования в области влияния человеческого фактора на общие показатели надежности; - разработаны и установлены на АС системы контроля важных для безопасности параметров и средства поддержки операторов; - в процесс проектирования включен анализ комплексных исходных событий аварий, разработаны и применяются принципиально новые инструкции по ликвидации аварий.

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

1.12.3 Авария на Чернобыльской АС (Украина) Авария произошла 26 апреля 1986 года во время выполнения экспериментов по проверке одной из систем станции. Энергоблок работал на сниженном до 20 % уровне тепловой мощности, когда произошел неконтролируемый рост мощности, значительно превысивший номинальное значение. В результате этого ( а именно – в результате необеспечения первой критической функции безопасности) была серьезно повреждена значительная часть твэлов в активной зоне реактора ( первых двух барьеров безопасности) и из-за отсутствия на блоке интегральной локализующей системы (защитной оболочки) произошел выброс в окружающую среду значительной части накопленной в топливе активности, оцениваемый величиной до 3 % от суммарной активности радиоактивных продуктов ( в количествах, радиологически эквивалентных нескольким десяткам тысяч Кюри по йоду – 131). Чернобыльская авария произошла из-за совокупности следующих основных причин: - приведения реакторной установки в нерегламентное состояние; - неудовлетворительных физических характеристик реактора (большой положительный паровой коэффициент реактивности);

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

- неудовлетворительной конструкции поглощающих стержней и в целом аварийной защиты реактора. Из вышеперечисленных крупных аварий сделаны выводы и пересмотрены подходы, критерии и принципы безопасности АС. Выполнение современных «Основных принципов безопасности» и требований нормативных документов позволяет предотвратить возникновение таких тяжелых аварий. Вышеупомянутые аварии подтвердили важность роли человеческого фактора.

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

1.13 Подходы к обеспечению безопасности Подходы к обеспечению безопасности при эксплуатации АС не остаются неизменными и за последние 30 лет претерпели ряд изменений, в частности: а) 70-е годы: основные усилия по обеспечению безопасности предусматриваются в процессе проектирования (предусмотрение систем безопасности, внедрение систем аварийного охлаждения активной зоны реактора, применение категоризации исходных событий аварии); б) 80-е годы: основные усилия направлены на человеческий фактор, на подготовку, на эргономику, начаты рассмотрение и учет тяжелых аварий с плавлением активной зоны (после аварии на АС «Три Майл Айленд»); в) 90-е годы: введение понятия «Культура безопасности», международной шкалы ядерных событий (INES) и развитие отношений с общественностью по вопросам безопасности. Современные методы управления авариями основаны на применении следующих подходов: - детерминистический подход; - вероятностный подход. Каждый из этих методов имеет свои преимущества и недостатки. Например, преимуществом вероятностного подхода является то, что он позволяет определить и выбрать в процессе проектирования события на основе точного значения вероятности их возникновения, а также позволяет более точно оценивать комплексные события (наложения отказов и ошибок персонала). При проектировании реакторной установки и АС невозможно рассмотреть и проанализировать все вероятные пути протекания аварий. Поэтому для анализа при разработке проекта станции выбирается ограниченный перечень основных и наиболее характерных для конкретного типа энергоблока исходных событий. Предусматриваемые меры охватывают наиболее вероятные пути протекания аварий, преследуя основную цель – приведение АС в устойчивое и безопасное состояние. Недопущение перерастания проектных аварий в запроектные – главная задача управления авариями (УА). Для того, чтобы УА ( в том числе запроектными) было надежным и эффективным, предусматривается два типа мер, а именно: - предотвращающие меры, включающие действия оперативного персонала в ходе развития аварии после нарушения пределов и условий безопасной эксплуатации, но до фактического превышения проектных пределов повреждения твэлов, Их цель – изменение хода аварии или прекращение ее развития для исключения повреждения твэлов; - ослабляющие меры, включающие действия оперативного персонала по предотвращению дальнейшего повреждения твэлов и ослаблению последствий аварии, включая действия по сохранению барьеров ( в первую очередь, защитной оболочки) и снижению выбросов радиоактивности в окружающую среду (рисунок 1.23).

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

Рисунок 1.23 - Уровни защиты в глубину при ликвидации аварий на АС Общий подход при разработке мер по управлению авариями заключается в исходных предпосылках о тои, что: - системы и элементы АС имеют значительные консервативные запасы и сохраняют (хотя бы частично) свою работоспособность в услових запроектных аварий; - большая часть возможных запроектных аварий, соголасно результатам отечественных и зарубежных исследований, развивается относительно медленно, что позволяет персоналу располагать достаточным временем для вмешательства в развитие событий. В процессе разработки мероприятий по управлению запроектными авариями: - выполняются оценки функционирования АС в условиях запроектных аварий исходя из реальных условий, а не консервативно ( как в случае проектных аварий); - учитываются индивидуальные особенности функционирования каждого энергоблока АС;

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

- устанавливаются критерии (признаки), с помощью которых можно определить момент перехода проектной аварии в запроектную и отслеживать развитие последней по уровням тяжести.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

1.14 Резюме Условием безопасного использования любой технологии вообще и сложной технологии в особенности является знание и понимание в полном объеме потенциальных опасностей, связанных с использованием данной технологии. Основная причина использования человечеством ядерной энергии - выделение в 108 раз больше энергии в единичном акте, - делении одного ядра урана (200 Мэв), чем в единичном акте выделения энергии, - окислении одного атома углерода (2 эв), в традиционной тепловой энергетике. В свою очередь, увеличение выделения энергии в единичном акте означает соответствующее уменьшение потребления объема топлива в единицу времени на энергетической установке одинаковой мощности. А с уменьшением потребления объема топлива связано как уменьшение транспортных расходов, с одной стороны, так и соответствующее уменьшение количества твердых и газообразных отходов, с другой стороны. Однако же, именно выделение в 100 миллионов раз большей энергии в единичном акте содержит в себе потенциальную опасность не контролируемого выделения такого количества энергии, которое будет опасным как для целостности самой энергетической установки, так для жизни окружающих людей. Поскольку исторически ядерная энергия первоначально была использована в военных целях именно в виде не контролируемого ее выделения (ядерная бомба) и в этом качестве проявила всю свою разрушительную мощь, то развитие ядерной энергетики происходило под знаком борьбы с этой потенциальной опасностью. Математически условие не контролируемого разгона реактора выражается очень простой формулой + Δρа.з. ≥ β, где + Δρа.з. - положительная реактивность, вводимая в активную зону реактора; β - доля запаздывающих нейтронов в активной зоне реактора. Отсюда следует основное условие безопасности, которое должно всегда соблюдаться как при проектировании, так и при эксплуатации ядерных реакторов: при любом состоянии реактора должно быть + Δρа.з. значительно меньше β. Это условие должно достигаться как соответствующими физическими свойствами активной зоны реактора в любом его состоянии и конструкцией системы управления и защиты реактора, так и соответствующими методами управления реактором, которые использует в своей работе оператор реактора. Но следует заметить, что в известных аварийных ситуациях с не контролируемыми разгонами реактора: в январе 1961 г. на опытной АЭС "SL-1" в США (3.1.18.2) и в апреле 1986 г. на ЧАЭС в СССР (3.1.18.3) - происходили только паровые взрывы, хотя и с выделением в активной зоне реактора энергии, многократно превышающей номинальное значение. Ядерных взрывов активной зоны реакторов при этом не происходило. В данном разделе ОВОС приведено краткое описание основных типов коммерческих АЭС, используемых в настоящее время. Наиболее распространенным типом реакторных установок являются реакторы с водой под давлением типа ВВЭР (PWR), на долю которых приходится примерно 60 % эксплуатируемых ядерных установок. В процессе развития атомной энергетики произошла эволюция подходов к обеспечению безопасности при эксплуатации АС, причиной которой явились крупнейшие аварии на АС, краткая информация о которых приведена в данном разделе. В итоге, мировое сообщество смогло сформулировать основные принципы безопасности МАГАТЭ и требования европейских производителей электричества (EUR), предъявляемые к современным реакторным установкам. Выше названные требования и принципы описаны в соответствующих главах данного раздела. Показано, что в результате использования соответствующих проектных пределов, применяемые в настоящее время реакторные установки поколения III+ обладают высокими показателями надежности:

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

- расчетная частота тяжелого повреждения активной зоны < 1x10-6 /реактор в год;

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

- частота тяжелых аварийных выбросов радиоактивности из установки <1x10-7 /реактор в год. Достигнутые в проектах показатели надежности соответствуют общепринятым значения риска 1х10 -6. Показано, что данные значения безопасности АЭС достигнуты за счет внедрения в проектных решениях принципов безопасности МАГАТЭ и фундаментальных функций безопасности. Для их реализации в проектах АЭС используется сочетание активных и пассивных систем безопасности, которые позволяют свести к минимуму «человеческий фактор» и обеспечивают надежную эксплуатацию установок.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

1.15 Список ссылочных нормативных документов и литературы 1 Об использовании атомной энергии. Закон Республики Беларусь от 30 июля 2008 года, № 426-З; 2 О радиационной безопасности населения. Закон Республики Беларусь от 5 января 1998 года, № 122-З; 3 О защите населения и территорий от чрезвычайных ситуаций природного и техногенного характера. Закон Республики Беларусь от 5 мая 1998 года. № 141-З; 4 Указ Президента Республики Беларусь « О подписании Объединенной Конвенции о безопасности обращения с радиоактивными отходами» от 31 июля 1999 года, № 508; 5 Указ Президента Республики Беларусь « Об утверждении Конвенции о доступе к информации, участии общественности в процессе принятия решений и доступе к правосудию по вопросам, касающимся окружающей среды» от 14 декабря 1999 года, № 726; 6 Указ Президента Республики Беларусь «О принятии Республикой Беларусь Конвенции об оценке воздействия на окружающую среду в трансграничном контексте» от 20 октября 2005 года; 7 Нормы радиационной безопасности (НРБ-2000), утверждены постановлением Главного государственного санитарного врача Республики Беларусь от 22 января, № 5; 8 Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСП-2002), утверждены постановлением Главного государственного санитарного врача Республики Беларусь от 22 февраля 2002 года, № 6. 9 Договор – Правительство республики Беларусь, Правительство Республики Польша от 26 октября 1994 г. «Договор между Правительством Республики Беларусь и Правительством Республики Польша об оперативном оповещении о ядерных авариях и сотрудничестве в области радиационной безопасности»; 10 Конвеция о физической защите ядерного материала. Вступила в силу для Республики Беларусь 14 июня 1993 года; 11 Конвенция об оперативном оповещении о ядерной аварии. Вступила в силу для Республики Беларусь 26 февраля 1987 года; 12 Соглашение между правительством Республики Беларусь и Кабинетом министров Украины об оперативном оповещении о ядерной аварии и сотрудничестве в области радиационной безопасности, Вступило в силу 16 октября 2001 года. 13 Фундаментальные принципы безопасности: Основы безопасности. Серии стандартов безопасности МАГАТЭ, № SF-1, Вена: МАГАТЭ, 2006 год. 14 ОПБ-88/97 Общие положения обеспечения безопасности атомных станций Госатомнадзор России 14.11.1997 № 9. 15 НП-011-99 Требования к программе обеспечения качества для атомных станций, Госатомнадзор РФ, 1999 г. 16 Общая программа обеспечения качества для атомной станции ПОКАС(О) ПР.ОУП/01. Утверждена директором ГУ «ДСАЭ» 16.11.2008. 17 Воронин Л.М, Засорин Р.Е, Кайоль А., Щапю К, и др. Безопасность атомных станций EDF-FPN-DSN-Paris-September 1994 г. 18 Ф.Ран, А.Адаментиадес, Дж.Кентон, Ч.Браун Справочник по ядерной энерготехнологии. Под редакцией В.А.Легасова М.Энергоиздат, 1989 г. 19 В.И.Басов, В.А.Хрусталев. Управление риском АЭС с реакторами ВВЭР.М.:Энергоиздат, 2006 год. 20 Отчет по оценке влияния на окружающую среду. Новая атомная электростанция в Литве. 27 августа 2008 г.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

21 Безопасность атомных станций: проектирование. Требования № NS-R-1 МАГАТЭ, Вена, 2003 г. 22 Внешние события техногенного происхождения в оценке площадки для атомных станций. Руководства № NS-G-3.1 МАГАТЭ, Вена, 2004 г. 23 Основные технико-экономические характеристики перспективных проектов атомных электростанций (АЭС-92, НП-1100,ВВЭР-440 с РУ в-213М) Москва, 1996 г. 24 Аварии и инциденты на атомных электростанциях. Учебное пособие по курсам "Атомные электростанции", "Надежность и безопасность АЭС". Обнинский институт атомной энергетики. Обнинск. 1992 г.

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4

1.16 Перечень принятых сокращений АС

– атомная станция

АЭС – атомная электрическая станция БН

– реактор на быстрых нейтронах

ВАБ – вероятный анализ безопасности ВВЭР (PWR) – реактор с водой под давлением ВК (PWR) – кипящий водяной реактор ГНУ

– государственное научное учреждение

ГЦН

– главный циркуляционный насос

EUR – европейские производители электричества КПД – коэффициент полезного действия МАГАТЭ – международное агентство по атомной энергии МРЗ – максимальное расчетное заземление ПЭЛ – поглощающий элемент РУ

– реакторная установка

САОЗ – система аварийного охлаждения активной зоны СБ

– система безопасности

СУЗ

– система управления защитой

ТВС

– тепловыделяющая сборка

ТВЭЛ – тепловыделяющий элемент ТОБ АС – техническое обоснование безопасности атомной станции ТОБ РУ – техническое обоснование безопасности реакторной установки – проектное заземление

ПГ

– парогенератор.

ЯБ

- ядерная безопасность

Инв. № подл.

Подпись и дата

Взам. инв. №

ПЗ

Лист Изм. Кол.уч. Лист

№док .

Подп.

Дата

1588-ПЗ-ОИ4