Эшелоны безопасности

Как обеспечивается многоуровневая комплексная защита АЭС

План действий и пересмотр норм

После аварии на АЭС «Фукусима» МАГАТЭ, региональные и национальные регуляторы, а также сами компании, проектирующие, строящие и эксплуатирующие АЭС, внесли изменения в нормативные документы — требования по безопасности к проектам, созданию, эксплуатации и выводу из эксплуатации атомных станций.

Так, агентство еще в сентябре 2011 года, спустя несколько месяцев после аварии на «Фукусиме», разработало «План действий МАГАТЭ по ядерной безопасности». Один из пунктов плана предусматривал пересмотр и усиление норм МАГАТЭ по безопасности.

«Нормы безопасности МАГАТЭ» (IAEA Safety Standards) — это серия документов, в которых содержатся требования по различным аспектам безопасности АЭС. Этими требованиями обязано руководствоваться само агентство в своей деятельности. Однако они могут стать обязательными для региона или государства, если те примут их в качестве своих норм. «Организации, занимающиеся проектированием, сооружением и эксплуатацией ядерных установок, также могут руководствоваться в своей работе нормами безопасности МАГАТЭ. Это касается и “постфукусимских” требований», — объясняет первый заместитель генерального директора — директор по технической политике АО «Атомэнергопроект» Андрей Кучумов.

Поправки внесли в пять документов МАГАТЭ, в ноябре 2014 года они были утверждены. «Пересматривались положения, касающиеся регулирующей структуры, аварийной готовности и реагирования, ядерной безопасности. Кроме того, в центре внимания были инженерно-технические вопросы: выбор и оценка площадки, оценка экстремальных опасных природных явлений, включая их комбинированное воздействие, управление тяжелыми авариями, обесточивание станции, прекращение теплоотвода, накопление взрывчатых газов, поведение ядерного топлива и обеспечение безопасности хранения отработавшего топлива», — рассказывает Андрей Кучумов.

Безопасности предписали независимость

В отчете WENRA (Ассоциации западноевропейских органов регулирования ядерной безопасности) «Безопасность проектов новых АЭС», который вышел в 2013 году, постулировано несколько требований. Одно из них — независимость уровней глубокоэшелонированной защиты. Для достижения независимости WENRA предлагает опираться на принципы разнообразия, физического разделения — структурного или пространственного, а также функциональной изоляции. Такая независимость, в частности, подразумевает, что отказ одного уровня защиты не будет влиять на функционирование других уровней. Независимость надо обосновать для каждого уровня глубокоэшелонированной защиты, начиная со второго.

В отчете также отмечается, что события, которые для уже существующих реакторов считались запроектными, должны учитываться при проектировании новых реакторов. К числу таких событий относятся множественные отказы оборудования и аварии с расплавлением активной зоны. А поскольку эффекты, вызванные авариями с расплавлением активной зоны, резко отличаются от таковых во время инцидентов без расплавления, то для первых необходимо рассматривать отдельный уровень глубокоэшелонированной защиты. К числу требований также относится и проектирование отдельных систем для предотвращения расплавления активной зоны и для управления аварией, во время которой активная зона все же расплавилась.

Управлять запроектными авариями требует и Ростехнадзор. Российский регулятор также требует наличия независимых систем управления для разных ситуаций. В «Общих положениях обеспечения безопасности атомных станций» (далее «Общие положения») прописано, что системы управления запроектными авариями должны выполнять функции безопасности при отказе систем нормальной эксплуатации и систем безопасности, отводящих тепло от реактора и хранилищ ядерного топлива к конечному поглотителю, а также при отказе систем электроснабжения нормальной эксплуатации, сопровождающемся отказом систем аварийного электроснабжения.

«Общие положения» допускают совмещение функций безопасности и нормальной эксплуатации, но только в том случае, если не снижается безопасность атомной станции и надежность. Системы безопасности блоков многоблочной АЭС обязаны быть независимыми друг от друга.

 Многослойная защита

В конструкциях российских АЭС предусмотрена многоступенчатая (глубокоэшелонированная) система защиты, куда входят как активные системы безопасности, требующие активных действий персонала, так и пассивные, действующие за счет естественных физических процессов.

К пассивным, в частности, относятся так называемые четыре барьера безопасности (см. справку), которые уже стали «золотым стандартом» глубокоэшелонированной защиты.

 

Четыре барьера безопасности

1 барьер — керамические топливные таблетки. Керамика обладает более высокой термической устойчивостью и модулем упругости, чем металлы и сплавы. Керамические таблетки меньше подвержены деформации и расплавлению и, как следствие, лучше защищены от выхода образующихся нуклидов.

2 барьер — оболочка твэлов, выполненная из циркония ядерной чистоты. Она препятствует выходу продуктов деления за пределы трубок.

3 барьер — первый контур. В него входят реактор, трубопроводы разных видов, главный циркуляционный насос, парогенератор, система компенсации давления теплоносителя и оборудование систем нормальной эксплуатации и безопасности. Основное оборудование сделано из стали толщиной 20 см, которая удерживает продукты деления внутри первого контура.

4 барьер — контейнмент, или гермооболочка — двухслойная оболочка, где размещается основное оборудование реакторной установки. Внутренняя — из предварительно напряженного железобетона. Для прочности и герметичности ее внутренняя поверхность покрыта сварной облицовкой из углеродистой стали. Внешняя оболочка выполнена из монолитного железобетона толщиной около метра. Обе они обеспечивают полную герметичность, защищая внешний мир от внутренней аварии, а внутренние системы — от опасных внешних воздействий. В том числе от землетрясения силой 8 баллов, падения самолета, смерча, урагана и даже взрыва.

 

К пассивным системам относится и ловушка расплава. Впервые ее использовали на Тяньваньской АЭС (подключена к сети в 2016 году). Российские инженеры предложили уникальное решение — конусообразную конструкцию, расположенную под реактором. Ловушка частично заполняется так называемым жертвенным материалом. Он состоит из блоков из оксидов алюминия и железа. Также функции жертвенного материала выполняет внутренняя стальная оболочка ловушки — корзина. Задача жертвенного материала — обеспечить подкритичность и снизить температуру кориума — расплава, содержащего ядерное топливо и компоненты внутрикорпусных устройств, чтобы он не вышел за пределы ловушки в случае аварии. Корзина и наполнитель растворяются в кориуме. Вода, поступающая по специальным трубопроводам в корпусе ловушки, заливает всю массу. В результате снижается энерговыделение расплава и увеличивается поверхность теплообмена.

Еще одна пассивная защита — подвешивание стержней-поглотителей на электромагниты. Если блок будет обесточен, то они отключатся, и стержни упадут в активную зону под действием силы тяжести. Падение поглотителей прекращает цепную реакцию, так как количество нейтронов будет недостаточным для ее продолжения. Такая «природная» защита есть не везде: в блоках американского дизайна стержни вводятся снизу вверх.

Система аварийного и планового расхолаживания первого контура предназначена для расхолаживания реакторной установки во всех режимах работы блока. Она отводит остаточные тепловыделения от топлива, находящегося в реакторе и в бассейне выдержки, а также частично восполняет запас теплоносителя в реакторе при авариях с потерей герметичности первого контура.

Система аварийного охлаждения активной зоны (САОЗ) отводит теплоту из активной зоны при потере теплоносителя из циркуляционного контура. САОЗ состоит из активной и пассивной части, первая подает водный раствор бора в систему теплоносителя, вторая — в реактор.

Система пассивного залива активной зоны (СПЗАЗ) представляет собой восемь емкостей объемом по 120 м3 из двухслойной стали с водным раствором борной кислоты, подогретым примерно до 60 ℃. Каждая емкость соединена трубопроводом с корпусом реактора. В случае разрыва первого контура и падении давления крышки клапанов, ранее прижатые этим давлением, открываются под действием силы тяжести, кислота самотеком поступает в реактор и гасит ядерную реакцию, поглощая нейтроны. Расчеты показали, что кислоты будет достаточно для охлаждения активной зоны до подключения системы аварийного расхолаживания.

 

Система удаления водорода

Потенциальную опасность представляет водород, накапливаемый в реакторе во время аварий: три реактора на «Фукусиме» были повреждены взорвавшимся газом. Чтобы предотвратить такое развитие событий, на АЭС устанавливается система удаления водорода из защитной оболочки. Система состоит из двух независимых подсистем: удаления водорода и контроля его концентрации под защитной оболочкой. Для удаления водорода в верхней части контейнмента установлены пассивные автокаталитические рекомбинаторы. Принцип действия такой: воздух с водородом попадает в блок катализатора. При контакте с катализатором водород окисляется, образуется вода, выделяется тепло. Далее нагретый во время реакции воздух с водяным паром отводится вверх и выбрасывается в атмосферу. Система поддерживает концентрацию водорода ниже пределов распространения пламени под защитной оболочкой во время проектных аварий, а при запроектных исключает детонацию и распространение горения.

 

Система пассивного отвода тепла через парогенераторы (СПОТ ПГ) дублирует аналогичную активную систему, если та не включится. Тепло отводится от активной зоны реактора благодаря конденсации генерируемого пара в трубчатке теплообменников СПОТ. Тепло уходит в атмосферу, а конденсат возвращается в парогенераторы за счет естественной циркуляции теплоносителя во втором контуре. Теплообменники СПОТ располагаются на высоте около 60 м, они надежно защищены строительными конструкциями.

СПОТ ЗО — это система пассивного тепла от защитной оболочки. Она представляет собой систему теплообменников внутри защитной оболочки, связанную с баками аварийного отвода тепла (БАОТ) за ее пределами. Пар внутри оболочки конденсируется на теплообменниках и поступает в баки, установленные внутри БАОТ. Тепло от горячей воды отводится в атмосферу, а охлажденная вода поступает в основной бак и по трубам возвращается под оболочку и продолжает снимать тепло.

К активным системам относятся системы подачи теплоносителя. На российских АЭС действуют три независимых системы подачи воды. Основная — вода из первого контура. Если трубопровод первого контура будет разорван, вода будет поступать из резервных емкостей. Если их не хватит — из дополнительных резервуаров. Насос для каждой линии подачи воды расположен в отдельном здании, к каждому подсоединен автономный дизель-генератор.

Еще одна система — спринклерное разбрызгивание по контейнменту раствора бора. Спринклерная система, установленная под куполом контейнмента, решает несколько задач: снижает давление и температуру в контейнменте и связывает радиоактивные частицы с каплями жидкости.

Проверки на надежность

Сразу после аварии на «Фукусиме» Концерн «Росэнергоатом» инициировал системные исследования для уточнения сведений о надежности АЭС российского дизайна. Сотрудники ОКБ «ГИДРОПРЕСС» провели уточненный анализ сейсмостойкости, в рамках которого они сделали расчетный анализ сейсмостойкости оборудования, трубопроводов реакторной установки. Их коллеги из инжинирингового дивизиона провели аналогичные исследования зданий и сооружений, важных для безопасности, провели дополнительные исследования и проанализировали материалы сейсмического микрорайонирования АЭС, вычислили реальные коэффициенты запаса сейсмической опасности для энергоблоков и сделали уточненный расчетный анализ сейсмических воздействий на реакторные установки, бассейны выдержки, станционные хранилища ОЯТ, оборудование, важное для безопасности зданий и сооружений.

Все эти работы были начаты в 2012 году и были использованы для обоснования продления эксплуатации блока № 4 Нововоронежской АЭС и блоков № 1–4 на Кольской АЭС. ОКБ «ГИДРОПРЕСС» предложило раскрепить, то есть укрепить с помощью распорок, оборудование первого контура, чтобы нивелировать возможное сейсмическое воздействие. Предложение было принято, проект создан, на Кольской АЭС раскрепление уже сделали, на НВАЭС начнется в ближайшем будущем.

Также ОКБ «ГИДРОПРЕСС» в 2012 году проанализировало, есть ли смысл в наружном охлаждении корпуса реактора при запроектных авариях с потерей теплоносителя. Анализ показал, что удержать расплав внутри корпуса реактора можно, если одновременно омывать водой корпус снаружи и подавать ее внутрь. Важный вывод: если исключить выход расплава при тяжелых запроектных авариях за пределы корпуса реактора, можно будет рассмотреть возможность не включать устройство локализации расплава в проекты АЭС поколения III+ (АЭС-2006, ВВЭР-ТОИ, ВВЭР-С), уменьшив высоту и металлоемкость здания реактора.

В марте 2013 года ОКБ «ГИДРОПРЕСС» завершило расчетные анализы по режиму потери теплоотвода от бассейна выдержки и по режимам полного обесточивания станции, включая отказ резервной дизельной электростанции, как при работе на мощности, так и при остановке для перегрузки для энергоблоков с реакторами ВВЭР. Эксперты предложили компенсировать отказы за счет доставки дополнительного количества воды и использования мобильной противоаварийной техники на дизельном топливе.

В 2015 году ОКБ «ГИДРОПРЕСС» уточнило технические требования к аварийным контрольно-измерительным приборам для проекта В-320. Это самая распространенная серия блоков с реакторами ВВЭР-1000, только в России по нему были созданы четыре блока Балаковской, один блок Калининской, два — Ростовской АЭС, за рубежом — еще 15 блоков. В 2021 году разработаны аналогичные требования для проекта В-491 (в России это блоки на ЛАЭС-2, за рубежом — новые блоки на АЭС «Тяньвань» и др.).

В рамках системных исследований на АЭС российского дизайна практически сразу прошли стресс-тесты. Эксперты проверяли в различных аспектах, насколько устойчивы станции к катастрофическим внешним воздействиям и достаточно ли технических средств и разработанных организационных мероприятий для управления запроектными авариями, чтобы они не стали тяжелыми.

Стресс-тесты подтвердили защищенность АЭС российского дизайна от внутренних и внешних воздействий. В частности, блоки с реакторами ВВЭР-1000 продемонстрировали запас прочности в один балл при сейсмических воздействиях, заложенных в проекте.

АЭС поколения III+ (НВАЭС-2, Курская АЭС-2) также показали устойчивость к событиям, которые вызвали аварию на «Фукусиме». Однако для повышения уровня безопасности были рассмотрены запроектные аварии, где отказ оборудования сопровождался бы большой течью из реакторной установки.

В целом по результатам стресс-тестов специалисты порекомендовали обеспечить дополнительные источники водо- и электроснабжения и предложили технические решения для защиты контейнмента от опасного роста давления. Для улучшения управления авариями даже в таких экстремальных условиях, какие сложились на АЭС «Фукусима-1», на АЭС добавили дополнительные передвижные дизель-генераторы с воздушным охлаждением, воздушную градирню или мотопомпу — в зависимости от конкретной площадки. Еще одно предложение — использовать комплексы мобильной противоаварийной техники для энергоснабжения.

Кроме того, стало очевидно, что необходимо быть готовым к реагированию на аварии, которые могут протекать одновременно на нескольких блоках. «С тех пор минимум раз в год противоаварийные тренировки или комплексные противоаварийные учения на АЭС проходят одновременно на нескольких блоках, учитывая сценарий, аналогичный «Фукусиме», где авария развивалась на четырех», — сообщил начальник отдела радиационной безопасности и аварийного реагирования ВНИИАЭС Алексей Косов.

Системная работа

Росатом продолжает совершенствовать системы безопасности как конструктивные, так и нормативные и организационные.

Региональный кризисный центр (РКЦ) Московского центра ВАО АЭС, куда входят представители атомных станций российского дизайна, раз в год собирает участников для обмена опытом. Ближайшая встреча предварительно запланирована на июнь 2021 года, главная тема — план совместных противоаварийных тренировок. В них участвуют не только представители станций, но и научные институты, отвечающие за различные аспекты безопасности. Например, ВНИИАЭС отвечает за радиационную безопасность персонала и населения и управление реакторной установкой, а НПО «Тайфун» — за гидрометеорологическую поддержку. Его задача — оценить перспективы трансграничного переноса: когда выброс может выйти за границы, какие страны могут быть затронуты и т. д. НИЦ «Курчатовский институт» и ОКБ «ГИДРОПРЕСС» — за перевод реакторной установки в контролируемое, безопасное состояние.

 

ВАО АЭС

WANO, World Association of Nuclear Operators — Всемирная ассоциация организаций, эксплуатирующих атомные электростанции (ВАО АЭС), объединяет всех операторов АЭС мира («оператор» означает организацию, эксплуатирующую атомную электростанцию).

Официальное образование ВАО АЭС было провозглашено на учредительной ассамблее 15 мая 1989 года в Москве. Предпосылкой создания ассоциации стала авария на Чернобыльской АЭС, которая повлияла на всю мировую атомную индустрию. Для операторов стала очевидной необходимость новых подходов к безопасности АЭС и международного сотрудничества. Ядерная авария в любом регионе может иметь последствия и для других стран, поэтому все операторы атомных станций несут коллективную ответственность за обеспечение надежности и безопасности их эксплуатации.

Члены ассоциации могут участвовать в различных программах и мероприятиях, проводимых ВАО АЭС. Благодаря мероприятиям ВАО АЭС идет накопление информации, которая становится доступной всем членам. Задачи программ — помогать членам обмениваться информацией и сравнивать опыт и практику эксплуатации. Члены ассоциации могут работать совместно в атмосфере открытости и сотрудничества, которая позволяет каждому оператору извлечь уроки и пользу из опыта, проблем и положительной практики своих коллег для достижения наивысшего уровня безопасности и надежности атомных станций.

 

Во время учений вырабатывают рекомендации по организации мероприятий по защите персонала АЭС и населения. В зависимости от уровня выбросов и их распространения в окружающей среде по воздуху и водным объектам предлагаются: укрытие, защита щитовидной железы принятием препаратов стабильного йода, эвакуация, ограничение потребления продуктов местного производства и воды, организация дозиметрического контроля или проведение медицинского скрининга.

Иногда возникают новые сценарии: например, отработка аварии не только на реакторной установке, но и в бассейне выдержки. «С одной стороны, энерговыделение этого топлива ниже, но в нем также могут быть накоплены значительные активности летучих продуктов деления. В случае если теряется охлаждение, есть риск выброса высокого уровня радиоактивности. Следовательно, противоаварийные мероприятия тоже надо отрабатывать», — объясняет начальник отдела радиационной безопасности и аварийного реагирования ВНИИАЭС Алексей Косов.

В настоящее время разрабатываются улучшенные системы безопасности и управления авариями для будущих АЭС. «Работы по совершенствованию реализации и обоснованию эффективности глубокоэшелонированной защиты продолжаются по отношению как к действующим АЭС, так и к новым проектам в рамках программы «Совершенствование технологии ВВЭР и повышение ее потребительской привлекательности в условиях двухкомпонентной ядерно-энергетической системы», — подчеркивает генеральный конструктор ОКБ «ГИДРОПРЕСС» Владимир Пиминов. В Росатоме изучают возможности демпфирующих и энергопоглощающих устройств в качестве систем защиты от сейсмических и ударных нагрузок, экранирования здания реактора другими зданиями, заглубления гермооболочки на 8–10 метров и демпфирования ударов.

Есть и другие направления, в которых развивается парадигма безопасности ядерной энергетики. Одно из этих направлений — проект «Прорыв», целью которого является создание промышленных энергокомплексов замкнутого ядерного топливного цикла на базе реакторов на быстрых нейтронах. В проекте заявлены естественные, то есть обусловленные физическими законами, системы безопасности. Еще одно направление — разработка новых видов топлива, устойчивого к аварийным ситуациям.

Противоаварийное топливо

После анализа причин аварии на «Фукусиме», где тяжесть аварии усугубилась пароциркониевой реакцией при температуре свыше 1200 оС, во всем мире задумались о разработке так называемого толерантного, то есть устойчивого к авариям, топлива, то есть устойчивого к авариям. Вариантов два: уменьшить количество циркония, вступающего в реакцию, и увеличить теплоотдачу. Разработки нового топлива направлены на поиск оптимальной комбинации оболочек и «начинки» твэлов.

Новое топливо должно дать дополнительное время на реагирование до того, как возникнет аварийная ситуация, а также технологические и экономические выгоды при штатной эксплуатации.

За рубежом толерантное топливо разрабатывают Westinghouse, Framatome, Global Nuclear Fuel (GNF), а также производители из Китая и Кореи. Топливная компания Росатома «ТВЭЛ», как и другие мировые производители, занимается подбором оптимальной комбинации и исследованием параметров всех вариантов.

В России в исследовательском реакторе МИР АО «ГНЦ НИИАР» завершился уже второй цикл облучения тепловыделяющих сборок с толерантными твэлами для реакторов ВВЭР и PWR. Облучали две топливные кассеты по 24 твэла в каждой. Исследовали по два вида оболочек и таблеток в разных комбинациях. Для оболочек взяли циркониевый сплав Э-110 с хромсодержащими покрытиями и хромоникелевый сплав 42ХНМ. Для топливной композиции — традиционный диоксид урана и уранмолибденовый сплав с повышенной плотностью и теплопроводностью.

После реакторных испытаний ученые оценивали распухание, газовыделение и плотность уранмолибденового топлива, исследовали слой взаимодействия топлива и оболочки. Изучали и сами оболочки: смотрели на изменения геометрических размеров, механических свойств, оценивали состояние покрытия, параметры оксидной пленки на внутренней и наружной поверхностях, содержание водорода в металле оболочки. Реальные результаты сравнивали с расчетными и корректировали программы. Первый и самый главный вывод: все твэлы после очередного цикла облучения остались герметичны.

Всего топливо должно пройти пять циклов облучения, каждый длится около года. Цель — достичь выгорания топлива 60 МВт∙сут/кгU. На каждом цикле достигается все больший уровень выгорания. В ТВЭЛ подтвердили, что уже начался третий цикл облучения, который закончится в четвертом квартале 2021 года.

Дополнительно по заказу АО «ТВЭЛ» ученые ВНИИНМ им. академика А. А. Бочвара начали НИОКР по технологии изготовления таблеток из дисилицида урана (соединение урана и кремния — U3Si2). Уже изготовлен экспериментальный слиток из U3Si2. Затем из него изготовят порошок и таблетки. Столь сложная технология объясняется хрупкостью топливной керамики: нельзя, например, сделать слиток и потом нарезать его на отдельные блочки.

«Новое исследование по толерантному топливу обусловлено тем, что дисилицид урана обладает рядом преимуществ. Во-первых, это высокая плотность и ураноемкость, которая может позволить перейти к более длинным топливным циклам без увеличения обогащения по урану-235. Во-вторых, высокая теплопроводность и низкая теплоемкость, что означает меньше запасенного тепла в активной зоне реактора и более низкую температуру оболочек твэлов. В-третьих, пониженная рабочая температура может привести к улучшению эксплуатационных характеристик топлива», — отмечает вице-президент по научно-технической деятельности и качеству ТВЭЛ Александр Угрюмов.

Пока ограничений на совместное использование конструкционного материала оболочки с дисилицидом урана не выявлено. Ученые рассматривают классический цирконий, хромоникелевый сплав 42ХНМ и карбид кремния. У карбида кремния также есть свои достоинства, подтвердили в ТВЭЛ. ВНИИНМ уже проводит НИОКР по технологии изготовления изделий из карбида кремния для возможного применения в качестве конструкционного материала активных зон.