Рис.2.14. Схема устройства локализации расплава

2.4 Состояние защищенности АЭС с реакторами нового поколения ВВЭР-1000, ВВЭР-1200 в случае возникновения чрезвычайных ситуаций

Проектные решения по безопасности для энергоблоков АЭС с ВВЭР нового поколения направлены на создание АЭС с повышенным уровнем безопасности. Основная цель такого шагасделать общий риск от эксплуатации АЭС настолько малым, насколько это разумно достижимо(принцип ALARA). При этом должны, безусловно, выполняться требования действующих нормативных документов по безопасности, а также рекомендации МАГАТЭ, EUR и других международных организаций.

Концепция безопасности.

Концепция безопасности в проектах АЭС с реакторами ВВЭР нового поколения основывается на применении детерминистических(инженерных) принципов современной концепции глубокоэшелонированной защиты применении вероятностных анализов безопасности(ВАБ) для количественной оценки достигаемого уровня безопасности. При формировании концепции

безопасности учитывались недостатки проектов действующих АЭС					с ВВЭР-
1000 (В-320), определенные	по	результатам	ВАБ	для	действую
энергоблоков, в частности, Балаковской АЭС.

Концепция безопасности в проектах АЭС с реакторами ВВЭР нового поколения основывается на нижеперечисленных основных принципах.

• Выбор площадки размещения АЭС должен проводиться на основе минимизации влияния максимальных расчетных уровней воздействия

102

характерных для района её размещения внешних воздействий природног (землетрясения, цунами, наводнения, смерч, ураган, торнадо, высокие, низкие температуры окружающей среды, осадки в виде дождя, снега и т..)п и техногенного (аварии на воздушном, водном, наземном транспорте, разрушение плотин, гидротехнических сооружений, ударная волна и т.п.) происхождения.

На рис.2.15 схематично представлены вероятные внешние воздействия, учтенные при проектировании АЭС с реакторами ВВЭР нового поколения.

Рис.2.15. Вероятные внешние воздействия, учтенные при проектировании

АЭС с реакторами ВВЭР нового поколения

В проектах предусматриваются достаточные запасы прочности для предотвращения повреждения важных для безопасности зданий, строительных конструкций, сооружений, оборудования при возникновении различных внешних воздействий и их сочетаний. Например, выбором площадки для Нововоронежской АЭС-2 исключено затопление ее от экстремального наводнения, поскольку площадка расположена на 20 м выше уровня воды в водохранилище. Принципиально не существует каких-либо сочетаний событий, которые могли бы привести к затоплению площадки АЭС.

• Применение систем, выполняющих каждую отдельную функцию

безопасности, но	с	учетом	функционального	и/или	конструктив
разнообразия. Системы должны взаимно резервировать одна другую. Например,
системы безопасности «активного»			и «пассивного» принципов действия, что

обеспечивает защиту от отказов по общей причине и позволяет на несколько

порядков повысить показатели надежности выполнения функций безопасности.
• Использование	каналов «активных» систем	безопасности	для

103

выполнения функций нормальной эксплуатации, что позволяет повысить уровень готовности систем безопасности и обеспечить дополнительную защиту от отказов по общей причине и исключить скрытые отказы.

• Расширенное применение пассивных систем безопасности, для функционирования которых не требуется подача электропитания, каких-либо сред и управляющих сигналов, а также каких-либо действий оперативного

персонала.
• Обеспечение		защиты от ошибочных действий персонала за сч
повышения	уровня	автоматического		управления	системами(исключение
действий	персонала)	при возникновении проектных аварий; применение
пассивных систем безопасности.
• Применение		двойной	защитной	оболочки		полного	давления
пассивными системами (рекомбинаторами) удаления водорода, а также ловушки
расплавленного		ядерного	топлива, обеспечивающей			непревышение

установленных значений предельного выброса при запроектных авариях

тяжелым повреждением активной зоны.
• Обеспечение	достаточных	запасов	времени	для	управ

запроектными (тяжелыми) авариями для предотвращения тяжелых повреждений ядерного топлива.

Реализация концепции безопасности представлена на рис.2.16.

Рис. 2.16. Системы безопасности АЭС с реакторами ВВЭР

104

Принятые в	проектах АЭС нового поколения с				реакторами ВВЭР-1000,
ВВЭР-1200 (реактор		АЭС-2006)	решения	по	обеспечению	безопасности
позволяют	достичь	уровня«практической»			безопасности,	который
характеризуется	вероятностью		превышения	установленных		для проектных

аварий показателей радиационного воздействия на население и окружающую среду величиной 3·10-8 за один год эксплуатации одного энергоблока, что эквивалентно значениям вероятности природных катаклизмов.

Безопасность атомных станций сегодня оценивается по вероятностному методу. Приемлемым уровень безопасности считается тогда, когда происходит одно события с тяжелыми последствиями на100 тысяч лет. Для действующих энергоблоков эта вероятность даже ниже.

До аварии на АЭС Фукусима-1 все события с вероятностью более чем10-5 считались невозможными и практически не рассматривались. После событий на

АЭС	Фукусима-1	специалисты	посчитали	необходимым	перейти
вероятностных к		детерминистским	оценкам. Вероятностная оценка		устарела.

Это лишь один из инструментов, который позволяет оценить безопасность атомной станции. Сейчас весь мир работает над , темчтобы требования, предъявляемые к атомным станциям, позволяли получить конкретный ответ– безопасна станция или нет. Ошибка, приведшая к аварии на АЭС Фукусима-1, связана не с вероятностным критерием безопасности, с теми исходными данными, которые были заложены в основу расчетов. При поднятии нулевого уровня станции на 10-20 метров аварии бы не случилось.

Российские специалисты и сегодня считают, что вероятность 10-5 достаточна для того, чтобы считать реактор безопасным. Но в сложившейся ситуации, для внутренней убежденности в безопасности атомных реакторов и для предотвращения сценария событий, произошедших на АЭС Фукусима-1, в настоящее время в России, в Украине и в других странах разрабатываются краткосрочные, среднесрочные и долгосрочные меры. Эти меры в Украине уже начали активно реализовываться в рамках Комплексной программы повышения безопасности АЭС.

Под краткосрочными мерами подразумеваются , текоторые японские специалисты вынуждены были принимать в первые дни после аварии. Все блоки должны быть обеспечены аварийными дизель-генераторами, необходимым количеством сборных трубопроводов, шлангов, необходимым запасом воды, дизель-насосными установками. При наличии таких средств на АЭС Фукусима- 1 разрушения топливных сборок удалось бы избежать. Полностью реализовать эти меры планируется в течение ближайшего времени. Многие из них уже выполнены на украинских АЭС, например, по оснащению аварийными дизель-

генераторами и другими аварийными источниками электроснабжения охлаждения.

Среднесрочные меры предполагают более глубокие изменения в проектах. В настоящее время проектировщики разрабатывают технические задания н изменения проектов. Изменения будут реализованы в течение одного-двух лет.

В качестве долгосрочной меры рассматривается постепенный вывод из эксплуатации устаревших энергоблоков с заменой их современными. В перспективе, необходим переход на принципиально новую атомную энергетику,

105

прообразом которой считаются реакторы на быстрых нейтронах с замыканием топливного цикла.

Список литературы, которая была использована при составлении второго раздела

1.НП 306.2.141-2008. Общие положения безопасности атомных станций (ОПБ – 2008). – К.: ГКЯР Украины, 2008.

2.Описание систем, важных для безопасности АЭС с реактором ВВЭР-1000: Уч. Пособие для студентов технических вузов Украины/ В.В.Бегун,

В.А.Кондратюк, А.В.Лысенко и др.- К.: ТЭФ НТУУ «КПИ», 2009.-297 с.

3.Технологические системы реакторного отделения ВВЭР-1000 с РУ В-320. Часть 1. Системы безопасности. Балаковская АЭС. Служба подготовки персонала.- 2008.[Электронный ресурс]. – Режим доступа:www.bib.convdocs.org/ v10948/?download=2.

4.Технологические системы реакторного отделения ВВЭР-1000 с РУ В-320. Часть 2. Вспомогательные системы. Балаковская АЭС. Служба подготовки персонала.- 2008.[Электронный ресурс]. – Режим доступа:www.bib.convdocs.org/ v10948/?download=3.

5.АЭС с реактором типа ВВЭР-1000. От физических основ эксплуатации до эволюции проекта/ С.А.Андрушечко, А.М.Афров, Б.Ю.Васильев, В.Н.Генералов, К.Б.Косоуров, Ю.М.Семченков, В.Ф.Украинцев.- М.:Логос, 2010. – 604 с.

6.Хмельницкая АЭС. Технико-экономическое обоснование сооружения энергоблоков №3.4. Т.5. Конфигурация энергоблоков №3,4 и АЭС в целом с учетом расширения энергоблоками №3. - 43-814.203.004.ОЭ.05.- К.:ПАО КИЭП, 2012.- 78 с.

7.Хмельницкая АЭС. Технико-экономическое обоснование сооружения энергоблоков №3.4. Т.7. Основные технологические решения. Часть 1.

Технологическая часть. - 43-814.203.004.ОЭ.07.01.- К.:ПАО КИЭП, 2012.- 101 с.

8.Хмельницкая АЭС. Технико-экономическое обоснование сооружения энергоблоков №3.4. Т.7. Основные технологические решения. Часть 3. АСУ ТП.

-43-814.203.004.ОЭ.07.03.- К.:ПАО КИЭП, 2012.- 88 с.

9.Хмельницкая АЭС. Технико-экономическое обоснование сооружения энергоблоков №3.4. Т.13.Оценка воздействий на окружающую среду. Часть 3. Общая характеристика энергоблоков. - 43-814.203.004.ОЭ.13.03.- К.:ПАО КИЭП, 2011.- 127 с.

10. Хмельницкая АЭС. Локализующие системы безопасности блока №2. Инструкция по эксплуатации. - №2.РЦ.3395.ИЭ-07.- ХАЭС, 2007.- 134 с.

11. АЭС с реакторами ВВЭР. Гарантированная безопасность. [Электронный ресурс]. – Режим доступа: www.rustrade.hu/00_news/Energetika/Atomstroyexport_RU.pdf.

12. Гермооболочка. [Электронный ресурс]. – Режим доступа: www.ru.wikipedia.org/wiki/Гермооболочка.

13. Системы безопасности атомных электростанций (АЭС). [Электронный

106