Атомная электростанция

Процесс деления ядер, сопровождается г-излучением, причем наряду с мгновенным существует и запаздывающее г-излучение сопровождающее распад продуктов деления. При работе реактора источником г-излучения является не только сам реактор, но и первый контур (из-за активации нейтронами теплоносителя и продуктов коррозии). Во время работы реактора с водяным теплоносителем вода первого контура является источником жесткого г-излучения. возникающего в результате распада ядер 16N (Т1/2 = 7,35 с). Ядра 16N образуются в реакторе под действием быстрых нейтронов по реакции 16О(n, p)16N. Меньшее влияние на г-радиоактивность воды оказывают изотопы 17N и 19О, образующиеся в результате следующих реакций: 17O(n, p)17N, 18О(n, г)19О.

Другим источником радиоактивного загрязнения теплоносителя являются продукты деления ядерного топлива, которое попало на поверхность твэлов как технологическое загрязнение при их изготовлении, а также вышедшее из твэлов через микродефекты в оболочках. При этом через микродефекты в оболочках проникают главным образом газообразные продукты делении (изотопы криптона и ксенона) и летучие продукты деления (изотопы иода, цезия и др.). Наибольшим вклад в суммарную радиоактивность продуктов деления вносит 133Хе, обладающий большим выходом при делении. Его период полураспада 5,25 сут. Однако наиболее вредное воздействие на человека оказывает радиоактивный иод, который обладает способностью аккумулироваться в щитовидной железе. По этой причине при оценке аварии с разгерметизацией первого контура его выброс во внешнюю среду служит основным критерием радиационной безопасности.

По концентрации и изотопному составу радиоактивных продуктов деления в теплоносителе судят о герметичности оболочек твэлов. Таким же образом контролируют возникновение и развитие дефектов в оболочках. Например, при нормальной эксплуатации реактора типа ВВЭР суммарная радиоактивность воды, вызнанная присутствием продуктов деления, не превышает 3·109 Бк/л; если же уровень радиоактивности достигает 3·109 Бк/л, то в активной зоне около 1% твэлов имеют дефекты.

Кроме рассмотренного г-излучения, работающий ядерный реактор испускает г-излучение, вызванное неупругим рассеянием нейтронов в материалах реактора и его биологической защите. Хотя ядерный реактор и первый контур являются источниками и в-излучения, но оно обладает малой проникающей способностью в веществе и полностью поглощается материалами биологической защиты. На АЭС предусмотрены различные средства биологической защиты персонала. Основное из них -- создание массивных бетонных стен вокруг реактора и оборудования первого контура. При этом толщина биологической защиты выбирается с. учетом назначения помещения. В необслуживаемых при нормальной работе АЭС помещениях биологическая защита должна снизить мощность дозы до 28 мбэр/ч, в полуобслуживаемых -- до 2,8 мбэр/ч. В постоянно обслуживаемых помещениях мощность дозы не должна превышать 1,4 мбэр/ч.

При работах, в процессе которых возможно попадание радиоактивных веществ в организм, и для предупреждения радиоактивного загрязнения тела используются индивидуальные средства биологической защиты: пневмокостюмы, респираторы, лепестки, резиновые перчатки, пленочная защитная спецодежда.

Все здания и сооружения АЭС делятся на две зоны. Помещения, где возможно воздействие ионизирующих излучений на персонал, относятся к зоне строгого режима. Доступ в эту зону осуществляется через санпропускник с обязательным переодеванием персонала в спецодежду. На разрешение работать в зоне строгого режима служба дозиметрии выдает специальный наряд-допуск.

Помещения, в которых воздействие ионизирующих излучений на персонал исключено, относятся к зоне свободного режима. Санитарными правилами проектирования и эксплуатации АЭС (СП АЭС--79), нормами радиационном безопасности (НРБ--76) и основными санитарными правилами (ОСП-72/80) определены предельно допустимые дозы внешнего и внутреннего облучения. Они дифференцированы для различных органов человека.

Для персонала АЭС строго регламентируются предельно допустимые годовые поступления радиоактивных изотопов при вдыхании. В воздухе помещений АЭС в результате утечек теплоносителя и активации воздуха нейтронами могут находиться радиоактивные газы и аэрозоли. Значительная роль в поддержании допустимых концентраций вредных веществ принадлежит вентиляции. На атомных станциях используется приточно-вытяжная вентиляция. В помещениях строгого режима поддерживается небольшое разрежение, что исключает распространение за их пределы радиоактивных газов и аэрозолей. Перед выбросом в амосферу воздух проходит через специальные фильтры, которые улавливают аэрозоли и радиоактивный иод.

Величина радиоактивных выбросов АЭС и их состав в значительной степени зависят от типа и мощности реактора и особенно от степени герметичности оболочек твэлов. Ниже приведена активность среднесуточного допустимого выброса АЭС мощностью до 6000 МВт [4]:

Опыт эксплуатации атомных электростанций показал, что уровень радиации вокруг АЭС не превышает уровня естественного фона, а доза облучения тела человека и критических органов вследствие радиоактивных выбросов при нормальной работе АЭС составляет 0,1--1 % допустимой дозы. Для сравнения укажем, что риск облучения населения вблизи 'ГЭС на угле значительно выше, чем вблизи АЭС, в связи с тем что вместе с золой при работе ТЭС в окружающую среду выбрасываются радиоактивные элементы: 226Ra, 216Pb, 210Po, 40K.

В случае аварии на АЭС во внешнюю среду может произойти значительный выброс радиоактивных элементов. Одним из способов снижения опасности АЭС для населения при аварийных выбросах радиоактивности является организация санитарно-защитной зоны, в которой проживание населения запрещено.

Кратность снижения опасности (R), являющейся обратным значением концентрации радиоактивности, на расстоянии r от места выброса (в метрах) оценивается по формуле

,

где а -- коэффициент, зависящий от метеоусловий. При самых худших погодных условиях б=1,6. Исходя из предельно допустимой дозы облучения населения на границе санитарно-защитной зоны и общей радиоактивности аварийных выбросов, можно рассчитать радиус зоны. Обычно он составляет 1--3 км. Обширные исследования, проведенные под руководством Н. Расмуссена, показали, что риск в результате аварии при эксплуатации 100 реакторов для населения, живущего в радиусе до 10 км вокруг АЭС, не превышает 10-9 человека, т.е. на 2-3 порядка меньше, чем риск от других видов деятельности человека.

Основные технические мероприятия по обеспечению безопасности АЭС. Основное техническое мероприятие по обеспечению безопасности заключается в том, что на пути распространения продуктов деления из топлива но внешнюю среду организуется ряд барьеров безопасности. Образующиеся при работе реактора радиоактивные продукты деления удерживаются первым барьером -- самим ядерным топливом. Вторым барьером является оболочка тепловыделяющего элемента. В современных энергетических реакторах используются в основном стержсньковые твэлы, представляющие собой тонкостенные трубки из стали или циркония, содержащие таблетки ядерного топлива.

Надежная герметичность оболочек твэлов должна сохраняться в течение срока работы реактора и последующего хранения отработавших твэлов до отправки на переработку. В процессе работы оболочка твэла подвергается коррозионному и силовому воздействиям как со стропы теплоносителя, так и со стороны топлива, термоциклированию при изменениях режимов работы, наконец, перегревам в аварийных ситуациях, а также становится хрупкой при облучении потоком быстрых нейтронов. При проектировании активной зоны должны быть заранее установлены и обоснованы по условиям безопасной эксплуатации АЭС допустимые пределы повреждения твэлов и связанные с этим уровни радиоактивности сред на протяжении всего ее расчетного срока службы.

Выполнение указанных требований должно обеспечиваться конструкцией активной зоны, качеством теплоносители, надежностью системы теплоотвода как при работе на номинальной мощности, так и при отводе остаточной теплоты. Это должно выполняться при любых условиях эксплуатации, включая неисправность системы управления, потери энергопитания главных циркуляционных насосов, отключения турбогенераторов и полную потерю внешних источников энергопитания.

В процессе нормальной эксплуатации АЭС возможно нарушение герметичности оболочек твэлов активной зоны в результате образования микродефектов, через которые протекают только газообразные продукты деления, или в результате возникновения макродефектов, когда возможен непосредственный контакт топлива с теплоносителем, что приводит к проникновению в него даже твердых осколков деления. При эксплуатации АЭС осуществляется непрерывный контроль состояния оболочек твэлов, герметичность которых является важнейшим условием обеспечения безопасности. Герметичность оболочек проверяется специальными системами контроля герметичности оболочек (КТО), регистрирующими запаздывающие нейтроны продуктом деления или их г-излучение в теплоносителе.

Условия работы твэлов в значительной мере определяются конструкцией активной зоны, функцией которой является поддержание проектной геометрии размещения топлива и необходимого с точки зрения температурных условий распределения теплоносителя. Для всех условий нормальной эксплуатации плотность энерговыделения в активной зоне должна соответствовать условиям ее охлаждения теплоносителем.

Активная зона оснащается специальными датчиками внутреннего контроля, которые поставляют информацию о распределении мощности по объему, о температурных условиях охлаждения твэлов и расходах через них и т. д.

Проектные аварии, включая разрыв трубопровода первого контура, не должны приводить к таким нарушениям в активной зоне, которые препятствуют охлаждению твэлов.

Третьим барьером па пути продуктов деления являются корпус реактора, оборудование и трубопроводы первого контура. Система теплоносителя первого контура обеспечивает границы, в пределах которых содержится теплоноситель при рабочих температурах и давлении, и служит для удержания радиоактивных продуктов деления. Система теплоносителя первого контура состоит из корпуса реактора, контура первичного теплоносителя в пределах парогенератора или теплообменника для трсхконтурных систем, главных циркуляционных насосов, компенсаторов объема, трубопроводов, задвижек и соединитсльных элементов.

Функцией системы теплоносителя первого контура является отвод теплоты, гснерирумой в активной зоне во время нормальной работы. Кроме того, эта система должна функционировать как часть системы отвода остаточной теплоты во время остановки реактора и как часть аварийной системы охлаждения активной зоны во время аварии с потерей теплоносителя. Корпус реактора должен обеспечивать надежную герметизацию активной зоны в течение всего расчетного периода эксплуатации -- не менее 30 лет. Поэтому к материалу корпуса предъявляются требования высокой коррозионной и радиационной стойкости и долговечности в условиях эксплуатационных воздействий давления, температуры, потока нейтронов, термоциклов и т. д. Согласно требованиям техники безопасности, все оборудование первого контура должно быть рассчитано, сконструировано, изготовлено и эксплуатироваться в строгом соответствии с нормами проектирования, изготовления и эксплуатации оборудования и трубопроводов высокого давления. Контур первичного теплоносителя с учетом предусмотренных средств защиты должен выдерживать без разрывов статические и динамические нагрузки, возникающие в любых его узлах при любых внезапных выделениях энергии в теплоноситель.

Устроиство первого контура должно быть таким, чтобы естественная циркуляция теплоносителя гарантировала отвод остаточной теплоты. Кроме того, необходимо обеспечить достаточную инерцию главных циркуляционных насосов и их надежное энергопитание, чтобы расход теплоносителя в первом контуре исключал возможность перегрева и повреждения оболочек твэлов. Эти требования особенно важны в случае аварий, связанных с потерей расхода теплоносителя и полным отключением электроэнергии.

Теплоотвод должен соответствовать тепловыделению, т.е. необходимо, чтобы температура, расход и распределение тсплоносителя пo элементам реактора, а также изменение расхода во времени всегда оставались в допустимых границах для всех эксплуатационных режимов. Давление и температура теплоносителя в первом контуре, скорость их изменения, скорость теплоносителя и характер течения должны быть всегда в строго определенных пределах для обеспечения длительной работоспособности первого контура и предотвращения недопустимых механических и температурных воздействий на конструкции и оборудование. Необходимо предусматривать, что температура и давление могут значительно изменяться в результате внезапного введения реактивности (например, из-за выброса из активной зоны поглощающего органа максимальной эффективности с максимальной скоростью или заброса холодного теплоносителя в активную зону).

Система первого контура должна иметь специальные устройства и приспособления для проверок, испытании н наблюдений за ее плотностью и целостностью в течение всего срока эксплуатации. Корпус реактора должен содержать устройства для контроля за состоянием материала корпуса и сварных швов. Во время эксплуатации установки необходимо применять такие методы технической диагностики состояния металла корпуса реактора, трубопроводов и оборудования первого контура, как, например, акустоэмиссионные, нейтронно-шумовые, виброакустические. Необходимо использовать средства для обнаружения и измсрсния утечек теплоносителя из первого контура.

Четвертым барьером безопасности является защитная оболочка (например, она есть на АЭС с реактором ВВЭР 1000), играющая очень важную роль в аварийных ситуациях, связанных с разрывом первого контура и потерей теплоносителя.

В общем смысле понятие «защитная оболочка» употребляется для обозначения всех конструкций, систем и устройств, предусмотренных для достижения с высокой степенью надежности локализации радиоактивных веществ, которые в случае аварии па реакторе могут проникнуть из первого контура в помещение реакторной установки. В качестве защитной оболочки могут быть использованы также герметичные строительные конструкции (боксы, шахты и т. д.), рассчитанные на определенное аварийное давление.

Существуют три принципиально различных типа защитных оболочек:

1) под давлением;

2) с понижением давления путем конденсации пара;

3) со сбросом давления путем вентиляции с регулируемым выбросом радиоактивных веществ.

Избыточное давление в защитной оболочке может достигать нескольких атмосфер в зависимости от количества энергии, выделившейся при аварии, и объема внутри оболочки. Оболочки, в которых происходит понижение давления, оснащаются специальными разбрызгивателями охлаждающей воды - сприпклсрными устройствами. Иногда для снижения давления используются ледовые или водяные конденсаторы.

Высокое давление в защитной оболочке или герметичном помещении, возникающее после истечения теплоносителя при разрыве первого контура, является основной причиной выхода радиоактивных веществ за пределы этого последнего защитного барьера. Поэтому снижение давления с помощью систем, обеспечивающих конденсацию пара, выделяющегося в процессе аварии, существенно облегчает удержание радиоактивных веществ внутри защитной оболочки. Локализующие устройства защитной оболочки (клапаны, системы отвода теплоты, системы снижения давления) должны быть достаточно мощными, чтобы выполнять свои функции при несрабатывании или выходе из строя любого активного элемента устройства.

Конструкция защитной оболочки должна позволять периодически в течение всего срока эксплуатации производить проверку ее герметичности и замер утечки воздуха.

Система управления и аварийной защиты реактора. Цепной реакцией деления управляют с помощью средств воздействия на реактивность реактора. Для безопасного ведения процесса эффективность средств управления должна соответствовать возникающим изменениям реактивности во всех нормальных состояниях и эксплуатационных режимах. Скорость воздействия на реактивность должна соответствовать скорости ее изменения. Неконтролируемое изменение реактивности должно быть предотвращено.

Система управления и защиты регулирует мощность реактора, компенсирует изменения реактивности, участвует в аварийном и плановом остановах рсактра. В связи с этим СУЗ должна удовлетворять следующим требованиям:

1) органы регулирования - обладать необходимым быстродействием;

2) органы компенсации избыточной реактивности - обеспечивать компенсацию изменения реактивности, обусловленного выгоранием ядерного топлива, стационарным и нестационарным отравлением, шлакованием, температурным и мощностпым эффектами реактивности;

3) вся система в целом -- обеспечивать необходимую подкритичность в остановленном реакторе при сбросе мощности до нуля;

4) скорость введения отрицательной реактивности при сбрасывании аварийной защиты - обеспечивать минимально возможное время спада мощности для предотвращения повреждения оболочек твэлов. При определении необходимой эффективности компенсирующих органов и стержней аварийной защиты следует учитывать возможность «зависания» отдельных групп исполнительных органов в верхнем положении в момент срабатывания аварийной защиты;

5) эффективность СУЗ должна быть достаточной для обеспечения безопасной глубины подкритичности в холодном разотравленном состоянии при перегрузках ядерного топлива;

6) эффективность органов регулирования и скорость высвобождения реактивности должны исключать возможность возникновения неконтролируемого разгона реактора.

Поскольку одним из возможных источников аварий с нарушением реактивности могут являться исполнительные органы СУЗ, правилами безопасности атомных электростанции (ПБЯ-04-71) к ним предъявляется ряд ограничений. Скорость введения положительной реактивности исполнительными органами СУЗ не должна превышать
0,07вэф в одну секунду. Для исполнительных органов регулирования и компенсации с эффективностью больше 0,7вэф, введение положительной реактивности должно быть шаговым эффективностью шага не более 0,3вэф. Это условие обеспечивается техническими или организационными мерами. Введение отрицательной реактивности по сигналу аварийной защиты должно осуществляться исполнительными органами СУЗ с наиболее высокой скоростью.

Оператор обязан иметь достоверную информацию о положении органов СУЗ, причем эта информация должна поступать и в аварийных ситуациях, включая полное обесточиванне. Поэтому необходимо, чтобы исполнительные органы СУЗ имели указатели положения и конечные выключатели, а источники электропитания

СУЗ - резерв, обеспечивающий работу СУЗ в аварийных режимах. Для предотвращения ошибочных, потенциально опасных действии, которые могут принести к аварии с возникновением положительной реактивности, схема СУЗ должна исключать введение положи тельной реактивности исполнительными органами регулирования и компенсации при невзведенных исполнительных органах аварийной защиты. СУЗ должна справляться с таким единичным нарушением работы, как, например, незапланированное извлечение в пределах проектных скоростей одного самого эффективного органа, и не допускать увеличения мощности реактора, которое могло бы привести к превышению допустимых пределов повреждения твэлов.

Система компенсации реактивности проектируется таким образом, чтобы даже при повреждениях, вызывающих поперечный разрыв трубопровода первого контура, благодаря органам компенсации, а также внутренним физическим явлениям, происходящим в активной зоне, можно было предотвратить любое продолжение цепной реакции и удовлетворить требования целостности «барьеров» безопасности даже при отсутствии единого наиболее эффективного органа СУЗ.

В качестве исполнительных органов СУЗ в ядерных реакторах применяются дистанционно управляемые устройства, такие, как поглощающие стержни, растворы поглощающих веществ, подвижные кассеты с твэлами и т. д. К поглощающим нейтроны материалам обычно относят материалы, имеющие микроскопическое сечение поглощения тепловых нейтронов выше 100 б. Хотя в природе таких материалов существует около двух десятков, однако в качестве исполнительных органов СУЗ используются только те, которые обладают хорошей механическом прочностью, коррозионной стойкостью, слабо активируются, совместимы с теплоносителем и т.п. Большинство поглощающих материалов представляет собой сложные образования - сплавы, химические соединения, керамические композиции и т.д. Однако поглощающими элементами во всех этих материалах являются бор, кадмий, гафний, европий, гадолиний и самарий. Наибольшее применение нашли борсодержащие материалы: бористая сталь, карбид бора, борная кислота. Поглотителем в них является изотоп 10В, имеющий сечение поглощения тепловых нейтронов 4000 б. Благодаря тому, что вероятность поглощения 10В обратно пропорциональна скорости нейтронов и достаточно велика, он широко используется в качестве поглотителя и в реакторах на быстрых нейтронах. Однако борсодержащие поглотители имеют и недостатки: под действием нейтронов протекает реакция 10B(n, б)7Li, в результате которой образуется гелий, что приводит к распуханию стержней СУЗ.

Кадмий в исполнительных органах СУЗ используется в виде сплавов с индием и серебром, так как обладает невысокой температурой плавления и слабой коррозионной стойкостью в воде.

Хорошим поглощающим материалом является гафний. Он слабо выгорает вследствие того, что под действием нейтронов по реакции (n, г) образует цепочку поглощающих изотопов. Гафний не коррелирует в воде, хорошо подвергается обработке.

Редкоземельные элементы - европий, гадолиний и самарий - обладают хорошей прочностью и коррозионной стойкостью, если используются в виде окислов. Особенно хорошим поглотителем нейтронов является природный европий, состоящий из двух изотопов, имеющих высокое сечение поглощения тепловых нейтронов. При захвате нейтронов этими изотопами образуются новые изотопы европия, также с большим сечением поглощения нейтронов.

Система воздействия на реактивность зачастую основана на различных принципах: ввод борной кислоты в первый контур и перемещение поглощающих стержней, как, например, в реакторах типа ВВЭР. Все это повышает безопасность реактора при отказе одной из систем воздействия на реактивность.

К эффективности органов СУЗ предъявляются следующие требования:

1) по крайней мере две из предусмотренных независимых систем (групп органов) воздействия на реактивность должны быть способны независимо одна от другой перевести реактор из любою рабочего состояния в подкритическое и поддерживать его в этом состоянии при рабочей температуре теплоносителя и замедлителя;

2) необходимо, чтобы по крайней мере одна из предусмотренных систем воздействия на реактивность была способна перевести реактор в подкритическое состояние и поддерживать его в этом состоянии при любых нормальных и аварийных условиях и при условии несрабатывания одного наиболее эффективного органа воздействия на реактивность (ПБЯ-04-74).

При пуске реактора его подкритичность после ввода органов аварийной защиты (A3) с погруженными остальными органами системы управления защиты (СУЗ) должна быть не менее 0,01 (это относится к активной зоне с максимальным эффективным коэффициентом размножения).

В СУЗ реактора предусматривается быстродействующая A3, обеспечивающая автоматический останов реактора при возникновении аварийной ситуации. Сигналы и «уставки» срабатывания A3 должны быть обоснованы с учетом критериев целостности «барьеров» безопасности. Аварийная защита отделяется от систем компенсации реактивности и регулирования для того, чтобы повреждение любого элемента этих устройств не влияло на способность A3 выполнять защитные функции. Любое единичное повреждение в системе A3 не должно нарушать ее защитных функций. Необходимо, чтобы при аварийном сигнале исполнительные органы A3 срабатывали из любого промежуточного положения. Начавшееся защитное действие A3 должно доводиться до конца.

Аварийная защита реактора должна обеспечивать автоматическое быстрое и надежное глушение цепной реакции в следующих случаях:

· при достижении аварийной «уставки» по мощности;

· при достижении аварийной «уставки» по скорости нарастания мощности (или реактивности);

· при исчезновении напряжения па шипах электропитания СУЗ;

· при неисправности или нерабочем состоянии любых двух из трех каналов защиты по уровню пли скорости нарастания мощности;

· при появлении аварийных технологических сигналов, требующих останова реактора; при нажатии кнопки аварийной защиты.

Система A3 должна иметь не менее двух независимых групп исполнительных органов. Количество, расположение, эффективность и скорость введения исполнительных органов A3 должны быть такими, чтобы при любых аварийных режимах исполнительные органы A3 без одного наиболее эффективного органа могли обеспечить:

· скорость аварийного снижения мощности реактора, достаточную для предотвращения повреждения твэлов сверх допустимых пределов;

· приведение реактора в подкритическое состояние и поддержание его в этом состоянии с учетом возможного увеличения реактивности в течение времени, достаточного для введения других более медленных органов СУЗ;

· предотвращение образования локальных критмасс.

Эффективность исполнительных органов A3 без одного наиболее эффективного органа должна быть не менее вэф.

Когда параметры реактора и других систем нормальной эксплуатации, а также систем безопасности достигают предельных значений, система защиты должна обеспечить соответствующее защитное действие. Для этого необходим непрерывный контроль определяющих физических и технологических параметров с выводом сигналов в систему A3. В первую очередь это относится к мощности и скорости ее изменения. Но и превышение таких параметров, как расход теплоносители, температура его на выходе из реактора, давление в первом контуре, с точки зрения безопасности эквивалентно превышению заданного уровня мощности.

В ядерных реакторах в основном используются два типа систем аварийной защиты. Простейшей является система, в которой для глушения ценного процесса используется ввод поглотителей в активную зону под действием собственной массы.

В реакторах, когда по конструкционным и технологическим особенностям время, определяемое свободным падением стержня, не удовлетворяет требованиям правил безопасности, используются аварийные выключающие устройства с силовым приводом, например с реактивным синхронным двигателем, гидроприводом и т.д. Во всех системах аварийной защиты реактора должен использоваться принцип аккумулирования энергии для экстренного ввода стержней в реактор в случае неполадок и для управления при исчезновении питания.

На энергетических реакторах предусматриваются дополнительные средства надежного и экстренного выключения реактора в случае механической поломки поглощающих стержней, отказа механизмов введения стержней и т. п. Это обычно активное или пассивное впрыскивание жидкого поглотителя в активную зону.

15.2 Основные принципы обеспечения безопасности АЭС

Обеспечение безопасности энергоустановки. Проблемы, связанные с обеспечением безопасности ядерною реактора и АЭС, весьма разнообразны и представляют собой комплекс научных, технических и организационных мер. С развитием ядерной энергетики, расширением области ее внедрения постоянно совершенствуются меры по оптимальному удовлетворению требований безопасности с точки зрения экологии и экономики.

Согласно общим положениям обеспечения безопасности атомных станций (ОПБ--82), безопасность атомной станции обеспечивается в основном при выполнении следующих требований: выбор благоприятной площадки расположения АС и надлежащее удаление ее от крупных населенных пунктов; установление необходимой санитарно-защитной зоны вокруг АС; оснащение АС системами безопасности; высокое качество проектов систем (элементов), важных для безопасности реактора и всей АС в целом; высокое качество изготовления, монтажа, ремонта и реконструкции оборудовании и трубопроводов; высокое качество строительно-монтажных работ в соответствии с проектной документацией; поддержание надежном состоянии важных для безопасности систем путем проведения профилактических мер (периодический контроль состояния оборудования, проверка его работоспособности, ремонта) и замена износившегося оборудования; эксплуатация АС в соответствии с действующей нормативно-технической документацией и инструкциями; соответствующая квалификация персонала.

Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР. Специфика энергоустановок с реакторами ВВЭР заключается в наличии: главного циркуляционною контура, включающего сосуды и трубопроводы большого диаметра, содержащего радиоактивную воду с высоким давлением и температурой; активной зоны из шестигранных кассет с цилиндрическими твэлами из двуокиси урана с покрытием из циркония, легированного ниобием; системы управления и защиты реактора, включающей механические поглотители и борную систему, под поддерживающую требуемую концентрацию борной кислоты в первом контуре. Надежная работа этих систем и оборудования является решающим фактором при обеспечении безопасности АЭС с ВВЭР. Надежность главного циркуляционною контура зависит от материалов, которые должны отвечать специфическим условиям работы, тщательного контроля качества изготовления и монтажа оборудования, а также состояния оборудования в процессе всего периода эксплуатации.

Основные требования безопасности при разработке активных зон ВВЭР - высокая степень герметичности оболочек твэлов в течение всеи кампании топлива как при нормальных условиях эксплуатации, так и при возникновении аварии, а также надежный отвод теплоты при всех условиях эксплуатации.

Вследствие низкой теплопроводности и достаточно высокой теплоемкости двуокиси урана тепловая мощность реактора изменяется со значительным запаздыванием по отношению к изменениям нейтронного потока, и быстрое введение в активную зону поглотителей при уменьшении расхода воды через реактор недостаточно эффсктивная мера для обеспечения надежного тсплоотвода при авариях с отключением главных циркуляционных насосов. Поэтому в ВВЭР предусматриваются технические устройства, которые в аварийных случаях сохраняют достаточный расход воды через активную зону в течение времени, необходимого для ликвидации нарушения или безопасного перехода на естественную циркуляцию. Па всех действующих в настоящее время АЭС с ВВЭР, где используются малоинерционные бессальниковые насосы, элсктроснабжение осуществляется от трех независимых источников питания, чем исключается возможность мгновенного отключения более чем двух главных циркуляционных насосов.

В случае полного обесточивания АЭС активная зона к течение не менее 100 с после останова реактора охлаждается при работе циркуляционных насосов на энергии «выбега» основных генераторов и специальных генераторов собственного расхода, находящихся на одном валу с турбинами. В ВВЭР-1000, а также в новых проектах АЭС с ВВЭР-440 для надежного теплоотвода разработаны насосы с вынесенным электродвигателем, которые снабжены специальным маховиком, обеспечивающим медленный спад расхода при отключении насоса. Повышенная инерционность этих насосов допускает перерывы в электроснабжении длительностью 2--3 с без срабатывания аварийной защиты и обеспечивает надежное охлаждение активной зоны в случае останова реактора при более длительном обесточивании насосов.

В аварийных режимах обесточивания АЭС электропитание электропотрсбителей, не допускающих длительного перерыва в электроснабжении (СУЗ, система контроля технологических параметров, дозиметрии, механизмы, обеспечивающие аварийное расхолаживание реактора, и т. п.), обеспечивается от аккумуляторных батарей и дизель-генераторных установок с автоматизированным запуском.

Несмотря на тщательность изготовления твэлов и контроль за соблюдением нормальных условий теплообмена, не удается обеспечить абсолютную герметичность их оболочек в процессе эксплуатации. Суммарная удельная радиоактивность продуктов деления в воде главного контура, соответствующая максимально допустимой неплотности твэлов, составляет 0,05--0,1 Ки/л. При эксплуатации АЭС оказалось, что удельная радиоактивность воды в 10--100 раз ниже предельно допустимых значсний.

Активные зоны ВВЭР обладают отрицательными температурными и мощностными коэффициентами реактивности, что способствует удобному управлению реактором, существенно ограничивает неблагоприятные отклонения параметров при возможных авариях с увеличением реактивности.

Энергоустановки с ВВЭР-440, ВВЭР-1000 работают при наличии борной кислоты в воде главного контура. Механические поглотители при работе на номинальной мощности практически полностью выведены из активной зоны. Эффективность поглотителей без борной кислоты недостаточна для обеспечения подкритичности реактора в некоторых состояниях. Полому принимаются специальные меры, исключающие непредусмотренное попадание чистой воды в главный контур.

Па ВВЭР предусмотрены технические меры для обеспечения безопасности при любом возможном нарушении устройств нормальной эксплуатации. Первым защитным действием при отклонении параметров реакторной установки за допустимые пределы является срабатывание аварийной защиты реактора, сопровождающееся введением в активную зону поглотителей. Для надежности и исключения ложных сигналов поглотители вводятся при прохождении аварийного сигнала по двум из трех предусмотренных независимых каналов аварийной защиты.

Предусматриваются также меры, исключающие самопроизвольное извлечение поглотителей из активной зоны. Для предотвращения выброса отдельных поглотителей из активной зоны в случае разгерметизации чехловых труб приводов на крышке реактора имеются устройства, удерживающие штангу привода при возникновении перепада давления. Конструкция реактора обеспечивает ввод поглотителей в активную зону при любых аварийных ситуациях.

Потенциально наихудшие последствия аварий на АЭС с ВВЭР могут быть связаны с потерей теплоносителя. Разрывы главного циркуляционного контура уже сами по себе являются нарушением одного из защитных барьеров, отделяющих внешнюю среду от радиоактивных веществ, накопленных внутри твэлов. Одновременно сопровождающие большую утечку теплоносителя процессы, вызнанные резким ухудшением условий охлаждения активной зоны, несут потенциальную опасность нарушении таких оставшихся защитных барьеров, как оболочки твэлов и стены герметичных помещений. Поэтому необходимо предусмотреть устройства безопасности для ограничения последствий аварий с потерей теплоносителя. На ВВЭР имеются системы аварийной подпитки и охлаждения активной зоны, содержащие гидроемкости и три насоса низкого давления, подключенные через обратные клапаны попарно к входному и выходному объемам реактора, а также три насоса высокого давления для аварийного впрыска борной кислоты в главный контур. Эти системы предотвращают плавление двуокиси урана и повышении температуры оболочек твэлов выше 1200°С при авариях вплоть до мгновенного разрыва главного циркуляционного трубопровода. Локализация продуктов деления, выходящих за пределы главного циркуляционного контура на АЭС с реакторами ВВЭР-440, осуществляется с помощью системы герметичных помещений, а конденсация пара - с помощью спринклерных устройств.

На АЭС с ВВЭР-1000 имеется защитная цилиндрическая оболочка, охватывающая вее оборудование главного циркуляционного контурa и реакторный зал и рассчитанная на полное давление, возникающее при истечении всего теплоносителя с последующим снижением давления спринклерной системой.

Опыт эксплуатации АЭС с ВВЭР подтверждает правильность принятых концепций обеспечения их безопасности. Выход радиоактивных элементов за пределы АЭС и дозы облучения в ее помещениях существенно ниже допустимых значений. Не отмечено заметного влияния АЭС с ВВЭР на уровень радиоактивности окружающей внешней среды.

15.3 Воздействие ядерных энергоустановок на окружающую среду

Воздействие радиации на биосферу. АЭС оказывает определенное воздействие на окружающую среду, связанное с отчуждением и расходом природных ресурсов, а также с различного рода загрязнениями: химическим, тепловым и радиоактивным. Однако эти виды воздействия характерны не только для ядерной энергетики, но и для традиционной, основанной на использовании органического топлива.

Одной из самых важных особенностей ядерной энергетики является то, что в процессе работы АЭС в реакторе образуется большое количество радиоактивных изотопов, получающихся в результате деления ядер топлива (238U, 235U, 233U, 239Pu) и реакций поглощения нейтронов ядрами конструкционных материалов и замедлителя. Активность образующихся в реакторе радиоактивных продуктов чрезвычайно велика (~1010 Ки). Попадание в окружающую среду даже малой части радиоактивных продуктов может привести к опасным последствиям. Наибольшую опасность для биосферы представляют радиоактивные изотопы с большими периодами полураспада (Т1/2). Например, для 90Sr, 137Cs T1/2 <лет, а для некоторых трансурановых нуклидов T1/2>1000 лет. Значит, полностью безвредными 90Sr и 137Cs станут спустя 600 лет, а для трансурановых элементов потребуется период, в сотни раз больший. В связи с этим существует серьезная проблема удаления и безопасного для биосферы храпения радиоактивных отходов.

Влияние радиоактивного излучения на человека достаточно хорошо изучено, и в настоящее время разработана система мер и норм радиационного воздействия на население и персонал, работающий с источниками ионизирующего излучения.

Для характеристики воздействия ионизирующего излучения на вещество используется понятие поглощенной дозы D, определяющей среднее количество энергии излучении, поглощаемой в единице массы вещества:

,

где ДЕ-энергия излучения, поглощенная веществом массой Дm.

Единицсй поглощенной дозы является грей (1 Гр=1 Дж/кг). Широко распространена также внесистемная единица рад: 1 рад = 10-2 Гр.

Степень воздействия излучения на биологическую ткань зависит не только от количества поглощенной энергии, но и от ее пространственного распределения. Для количественного определения пространственного распределения поглощенной энергии вводится характеристика, называемая линейной передачей энергии (ЛПЭ). Она определяет энергию, переданную заряженной частицей веществу, отнесенную к единице ее пути. Чем выше линейная передача энергии, тем больше степень биологического повреждения ткани.

ЛПЭ зависит от типа движущейся частицы и ее скорости. Для учета этого вводится эквивалентная доза Н: H=DK, где К-коэффициент качества излучения. Этот коэффициент зависит от типа излучения, его энергии и устанавливается на основе радиобиологических данных. Для г-излучения К=1, для тепловых нейтронов К=3, для нейтронов с энергией в интервале 1-5 МэВ К=10, для нейтронов с энергией меньше 1 МэВ К=7, а для б-излучения К=20.

Для характеристики эквивалентной дозы существует специальная единица бэр. Эквивалентная доза в 1 бэр соответствует поглощенной дозе в 1 рад при коэффициенте качества, равном единице.

В СИ единицей эквивалентной дозы является зиверт (Зв). Если вещество подвергается воздействию нескольких видов излучений, эквивалентная доза равна сумме доз каждого вида:

Из определения эквивалентной дозы следует, что при одной и той же поглощенной дозе биологическое воздействие на ткань больше у излучения с более высоким коэффициентом качества. При облучении вещества доза со временем накапливается. Доза, отнесенная к единице времени, называется мощностью дозы P:

P = dD(t)/dt.

Единицей мощности дозы является Вт/кг (Гр/с). В нормах радиационной безопасности в качестве единицы времени, как правило, используется год и вводится понятие годовой дозы.

В настоящее время, основываясь на опыте, накопленном при изучении действия радиации на биологические объекты, можно утверждать, что длительное облучение при дозах до 5 бэр у персонала, работающего с источниками радиационного излучения, при дозах до нескольких сот миллибэр в год у населения в целом не вызывает никаких неблагоприятных изменений. Нарушения генетического кода и раковые заболевания регистрировались лишь при воздействии больших доз (более 100 бэр).

Существует радиационный фон от естественных радиоизотопов, который образуется при использовании материалов, применяемых в жилищном строительстве, а также минеральных удобрений, часто содержащих радиоизотопы урана и тория. Определенный вклад в увеличение уровня ионизирующего облучения вносят радиоактивные элементы 228Ra, 228Ra, 232Th, 210Po, 210Pb, 40K, которые выбрасываются в атмосферу при сжигании угля в тепловых электростанциях.

От строительных материалов человек получает основную дозу облучения. Причем больше всего подвергаются облучению легкие. Облучение происходит при вдыхании 222Rn, 228Th и продуктов их распада 210РЬ, 210Ро.

Определенный вклад в формирование дозы вносит и диагностическое облучение в медицинских целях.

В табл. приведены средние индивидуальные дозы облучения населения.

Как видно из табл. , эффективная средняя доза облучения населения составляет примерно 400 мбэр/год. Обращает на себя внимание тот факт, что вклад АЭС в дозу облучения крайне низок и, следовательно, практически не вызывает неблагоприятных изменений в организме человека.

Инженерное обеспечение радиационной защиты при авариях на АЭС. В атомной энергетике наибольшую экологическую опасность представляет ядерный реактор. Если сравнить потенциальные последствия крупной аварии на АЭС и ТЭЦ с одинаковой электрической мощностью, то последствия аварии на АЭС, связанной с оплавлением активной зоны и выбросом газообразных радионуклидов за пределы станции, значительно превышают воздействие на биосферу аварийной ТЭЦ. Для избежания аварий на АЭС разработаны и постоянно совершенствуются системы, обеспечивающие безопасность станций как при нормальной работе, так и при различного рода авариях. Это системы: управления и защиты реакторов, локализации аварии, контроля герметичности оболочек твэлов (КГО), контроля герметичности первого контура, вентиляции, дренажа, водоочистки, вентиляции и фильтрации воздуха радиационно опасной зоны, внутриреакторной технологической дозиметрии и т.д. Особое значение для уменьшения радиационного воздействия имеет система аварийного охлаждения активной зоны реактора и удержания летучих продуктов деления. Наибольшую опасность представляет авария, связанная с оплавлением топлива. Причиной такой аварии может быть снижение скорости теплосъема или увеличение энерговыделения. И табл. 6.6 показан выход различных радионуклидов при плавлении топлива [5].

Как видно из табл. 6.6, при плавлении топлива значительно увеличивается выход радиоактивных элементов за пределы твэлa.

Однако, как правило, такого рода разрушения носят локальный характер и не затрагивают всю активную зону атомного рсактора. Негерметичныс твэлы извлекаются из реактора, а теплоноситель первого контура очищается с помощью специальных фильтров до необходимого уровня.

Серьезной аварией является разрыв первого контура и потеря всего или значительной части теплоносителя. Это приводит к обезвоживанию реактора и оплавлению активной зоны за счет остаточного тепловыделения даже при прекращении цепной реакции. Оно вызвано радиоактивным распадом продуктов деления, накопленных в твэле в процессе работы реактора. В момент прекращения цепной реакции мощность этого источника теплоты составляет около 4% полной тепловой мощности работающего реактора. Затем в течение нескольких часов она уменьшается до 1%, а за 100 дней - до 0,1%. Для избежания оплавления активной зоны на каждом реакторе АЭС существует система аварийного охлаждения активной зоны, обеспечивающая отвод остаточной теплоты при отказе основной системы охлаждения.

Вышедшие с теплоносителем из контура охлаждения радиоактивные вещества локализуются в здании реактора благодаря защитной оболочке, обладающей большой прочностью. Специальные приспособления, входящие в систему послеаварнйной защиты, снижают температуру под оболочкой и удаляют часть радиоактивных веществ.

Для обеспечения безопасной работы АЭС большое значение имеет тщательный контроль за качеством изготовления конструкций и узлов первого контура, корпуса реактора, сварных соединений, системы главного циркуляционного насоса т.д.. Для этой цели используют новейшие достижения радиографии, магнитометрии, цветной и ультразвуковой дефектоскопии. В последние годы широко используется также высокоэффективный метод неразрушающего контроля, основанный на регистрации акустической эмиссии, с помощью которого можно обнаружить скрытые микродефскты и определить степень их развития. Своевременная же замена поврежденного узла помогает избежать аварии.

При организации безаварийной работы АЭС, большое значение имеет предупреждение возможных ошибок операторов. Для этой цели обслуживающий персонал постоянно совершенствует навыки управления АЭС и отдельными блоками на специальных тренажерах. В результате частота ошибок оператора может быть снижена до одной-двух за год, что близко к предельно достижимому уровню. Комплексное применение этих мер позволяет уменьшить остановы АЭС по вине персонала до 10--20% (от общего числа остановов). Основные причины вынужденных перерывов в работе АЭС связаны в основном с се паросиловым циклом вне радиационно опасной зоны.

Теоретические расчеты показывают, что реакторы современных АЭС обладают большой надежностью и степень риска для населения от аварии на АЭС гораздо меньше по сравнению со степенью риска, связанного с другими видами деятельности человека.

Источником радиационной опасности являются и радиохимические заводы по переработке топлива АЭС. На радиохимическом заводе из отработанного топлива выделяются уран и плутоний и возвращаются в топливный цикл для изготовления нового топлива. Продукты деления и трансплутониевые элементы представляют собой радиоактивные отходы производства; 99% этих отходов находятся в жидком и твердом состоянии, они обладают высокой радиоактивностью и должны быть изолированы от биосферы.

Газообразные отходы подвергаются очистке путем фильтрации, после чего выбрасываются в атмосферу.

В отличие от выбросов АЭС газообразные выбросы радиохимического завода содержат более долгоживущие изотопы. Наибольшую долю в этих выбросах составляют 85Кг и Т.

До недавнего времени считалось, что проблема загрязнения биосферы радиоактивными веществами -- это специфическая проблема ядерной энергетики. Однако оказалось, что радиоактивные вещества входят и в состав отходов электростанций, использующих органическое топливо. Естественные радиоактивные вещества, такие как 226Ra, 228Ra, 232Th, 2I6Pb, 210Po, 40K, содержащиеся в угле, вместе с золой рассеиваются в окружающей среде и вызывают дополнительное облучение людей, живущих вблизи тепловых станций, работающих на угле.

Исследования показали, что эффективная эквивалентная доза облучения населения за счет выбросов угольной ТЭС существенно превышает дозу от выбросов АЭС аналогичной мощности. Так, если даже принять очистку дымовых выбросом ТЭС равной 98.5 %, то и в этом случае доза за счет естественных радионуклидов превысит аналогичную дозу вблизи АЭС с реакторами PБMK примерно в 5 раз, а с реакторами ВВЭР в 40 раз. Тепловые электростанции загрязняют окружающую среду не только радиоактивными веществами, но и сернистым газом (SO2).

Наибольшую опасность SO2 представляет для человека. Присутствие даже нескольких частей SO2 в миллионе частей воздуха опасно для жизни. В то же время пока не существует экономически рентабельных методов улавливания сернистого газа, и его выбросы во всем мире непрерывно возрастают в связи с увеличивающимся использованием угля и сернистого мазута в качестве топлива. Существует также проблема «теплового» загрязнения биосферы. В настоящее время тепловые электростанции сбрасывают в охладительную систему несколько мсньше тепла, чем АЭС такой же мощности. Это связано с тем, что КПД тепловой электростанции составляет 38%, в то время как КПД болипнчогна АЭС 32--33%. Однако это преимущество тепловых электростанции временное. Коэффициент полезного использования ядерной энергии будет неуклонно повышаться за счет строительства АЭС с реакторами на быстрых нейтронах, атомных станций теплоснабжения и атомных теплоэлектроцентралей, т. е. за счет более полного использования теплоты ядерного реактора. Кроме того, со временем в эксплуатацию вступят АЭС с высокотемпературными газоохлаждаемыми реакторами на тепловых и быстрых нейтронах, коэффициент полезного действия которых будет выше, чем КПД тепловых станций, работающих на органическом топливе.

Таким образом, на основании изложенного можно достаточно определенно говорить об АЭС как о менее опасных для здоровья человека источниках энергии по сравнению с тепловыми станциями. Более того, внедрение ядерной энергетики открывает широкие возможности для оздоровления окружающей среды и предупреждения вредных воздействий на человека. Вывод об экономических и экологических преимуществах ядерной энергетики по сравнению с традиционной можно сделать на основании сравнения отдельных звеньев ядерного топливного цикла и топливного цикла электростанций, работающих на органическом топливе. При переходе от тепловой к ядерной энергетике в десятки и сотни раз на единицу выработанной энергии уменьшаются площади земель, структура которых оказывается нарушенной в результате добычи топлива. Широкое внедрение АЭС позволит снизить объем перевозок органического топлива и тем самым значительно уменьшить загрязнение биосферы утечка 1 т нсфти способна исключить из питьевого баланса 1 млн т воды ).

Таким образом, благодаря многолетним усилиям ученых и специалистов ядерная энергетика достигла такой стадии развития, что даже на сегодняшнем уровне она является наиболее чистым источником энергии среди всех, которые человечество когда-либо использовало.

Размещено на Allbest.ru