Обеспечение безопасности для проекта современной АЭС с реактором ВВЭР-1000 Москва, 2011г.

Опыт успешной эксплуатации АЭС с ВВЭР сегодня превышает 1400 реакторо-лет. Атомные электростанции с реакторами типа ВВЭР, построенные в Чехии, Словакии, Финляндии, Венгрии и других странах Европы, доказали свою безопасность, экономичность и эффективность. Законодательству Болгарии в сфере использования атомной энергии соответствуют именно российские технологии. Российские нормы и подходы к обеспечению безопасности АЭС по некоторым показателям предъявляют более жесткие требования к безопасности и качеству объектов атомной энергетики, чем те, которые заложены в основу европейских и американских проектов АЭС. Базовым для строительства болгарской АЭС Белене является российский проект «АЭС-92», который первым среди других проектов получил сертификат EUR (Европейского клуба эксплуатирующих организаций) в 2007 году. В 2009 году в коммюнике Комиссии по определению требований сооружения новых ядерных блоков в Евросоюзе проект АЭС «Белене» указан как один из трех примеров реакторов третьего поколения вместе с проектами в Олкилуото (Финляндия) и Фламанвиле (Франция) с рекомендациями строить станции в Европе только с реакторами такой степени надежности и защиты. Опыт эксплуатации АЭС с ВВЭР

АЭС « Белене» является практической реализацией проекта АЭС – 92. Он характеризуется высшим уровнем безопасности – частота повреждения активной зоны менее 5,0Е-07 1/год x реактор. Исключительно высоких показателей надежности выполнения функций безопасности удалось достичь за счет: 1.применения комбинированной СБ с пассивными и активными элементами; 2.применения устройства локализации расплава; 3.низкой чувствительности к ошибкам персонала при управлении авариями; 4.увеличения срока службы основного оборудования до 60 лет; 5.учета в проекте полного комплекса проектных и запроектных аварий, включая внешние воздействия техногенного и природного характера. Проект АЭС «Белене» отвечает требованиям НЭК ЕАД, обладает референтностью технологий, основного оборудования и топлива. Соответствует международным нормам и рекомендациям МАГАТЭ, отличается повышенными характеристиками безопасности и технико-экономическими показателями. Для оценки технических и технологических решений, оценки уровня обеспечения безопасности к всестороннему изучению российского проекта были привлечены эксперты США, Великобритании, ЮАР и многих других стран – всесторонняя экспертиза стала отличием нашего проекта от всех других проектов сооружения АЭС, реализуемых в мире. По мнению многих экспертов, проект АЭС «Белене» является одним из лучших в мире и относится к поколению Обеспечение безопасности АЭС «Белене»

Новые разработки проектов энергоблоков атомных станций с реакторами типа ВВЭР включают следующие подходы и решения, повышающие их надежность и безопасность: 1.применение систем безопасности пассивного принципа действия, срабатывающих без подачи внешней энергии и позволяющих в аварийных ситуациях длительно (не менее 24 часов) расхолаживать реакторную установку без вмешательства оператора; 2.проектирование систем нормальной эксплуатации с учетом возможности их использования как активных систем безопасности, в случае необходимости; 3.применение двойных защитных оболочек: внутренней герметичной, выполняющей функцию локализации и наружной, способной противостоять внешним воздействиям (падение большого коммерческого самолета весом 400 т, взрывы); 4.введение в проект систем для управления запроектными авариями (детерминистски полагается возможность такой аварии) и разработка решений, обеспечивающих удержание расплава в корпусе реактора, либо в специальной ловушке, размещаемой под корпусом реактора; 5.оптимизация числа пассивных и активных каналов систем безопасности и их производительности. Подходы и решения Обеспечение безопасности

Система технических и организационных мер образовывает пять уровней глубоко эшелонированной защиты и включает следующие уровни. Уровень 1 (Условия размещения АЭС и предотвращение нарушений нормальной эксплуатации): 1.оценка и выбор площадки, пригодной для размещения АЭС; 2.установление санитарно-защитной зоны, а также зоны наблюдения вокруг АЭС, на которой осуществляется планирование защитных мероприятий; 3.разработка проекта на основе консервативного подхода с развитым свойством внутренней самозащищенности РУ; 4.обеспечение требуемого качества систем (элементов) АЭС и выполняемых работ; 5.эксплуатация АЭС в соответствии с требованиями нормативных документов, технологических регламентов и инструкций по эксплуатации; 6.поддержание в исправном состоянии систем (элементов), важных для безопасности, путем своевременного определения дефектов, принятия профилактических мер, замены выработавшего ресурс оборудования и организация эффективно действующей системы документирования результатов работ и контроля; 7.подбор и обеспечение необходимого уровня квалификации персонала АЭС для действий при нормальной эксплуатации и нарушениях нормальной эксплуатации, включая предаварийные ситуации и аварии, формирование культуры безопасности. Уровни концепции глубоко эшелонированной защиты Обеспечение безопасности

Уровень 2 (Предотвращение проектных аварий системами нормальной эксплуатации): 1.выявление отклонений от нормальной работы и их устранение; 2.управление при эксплуатации с отклонениями. Уровень 3 (Предотвращение запроектных аварий системами безопасности): 1.предотвращение перерастания исходных событий в проектные аварии, а проектных аварий в запроектные с применением систем безопасности; 2.ослабление последствий аварий, которые не удалось предотвратить, путем локализации выделяющихся радиоактивных веществ. Уровень 4 (Управление запроектными авариями): 1.предотвращение развития запроектных аварий и ослабление их последствий; 2.защита герметичного ограждения от разрушения при запроектных авариях и поддержание его работоспособности; возвращение АЭС в контролируемое состояние, при котором прекращается цепная реакция деления, обеспечивается постоянное охлаждение ядерного топлива и удержание радиоактивных веществ в установленных границах. Уровень 5 (Противоаварийное планирование): 1.подготовка и осуществление при необходимости планов противоаварийных мероприятий на площадке АЭС и за ее пределами. 7 Уровни концепции глубоко эшелонированной защиты Обеспечение безопасности

В соответствии с концепцией глубоко эшелонированной защиты в проекте АЭС предусмотрены системы безопасности, предназначенные для выполнения следующих основных функций безопасности: аварийной остановки реактора и поддержания его в подкритическом состоянии; аварийного отвода тепла от реактора, а также от отработавшего топлива, находящегося в бассейне выдержки; удержания радиоактивных веществ в установленных границах как активными, так и пассивными системами безопасности. 9 Основные функции безопасности Обеспечение безопасности

Системы безопасности проектируются устойчивыми против отказов, включая отказы по общей причине, и способными выполнять функции при потере энергоснабжения. Для чего реализуются следующие требования: каждая система безопасности имеет несколько каналов, каждый из которых способен полностью выполнить возложенную функцию безопасности; количество каналов выбирается исходя из реализации принципа единичного отказа; каждая защитная система безопасности состоит из активной и пассивной части, каждая из которых способна выполнить возложенную функцию безопасности; выполнено пространственное разделение каналов систем безопасности и обеспечивается конструктивная защита каналов; управляющая система безопасности проектируется исходя из условия, чтобы отказ в системе возбуждал действия, направленные на обеспечение безопасности; в целях защиты от ошибок оператора используются автоматические системы для возбуждения защитных действий и блокирования управляющих воздействий оператора, нарушающих выполнение функций безопасности; активные системы безопасности обеспечиваются электроэнергией от независимых источников (дизель - генераторов), выполненных в соответствии с требованиями к обеспечивающим системам безопасности. Принципы построения систем безопасности Обеспечение безопасности

Таблица 2.3 Обеспечение безопасности ФункцииСистемы безопасности безопасностиактивная частьпассивная часть 1 Останов реактора и под- держание его в подкритическом состоянии Аварийная защита Система аварийного и планового расхолаживания первого контура и охлаждения бассейна выдержки (1 JNA); Система аварийного впрыска высокого давления (1 JND 10-40); Система аварийного ввода бора (1 JND 50-80) и обеспечивающие системы Система быстрого ввода бора (1 JDJ) 2 Аварийное охлаждение и отвод остаточного тепла 2.1 При неповрежденном первом контуре Система аварийного расхолаживания и продувки парогенераторов (1 JNB10-40) и обеспечивающие системы Система пассивного отвода тепла (СПОТ) (1 JNB50-80) 12

Таблица 2.3 Обеспечение безопасности ФункцииСистемы безопасности безопасностиактивная частьпассивная часть 2.2 При поврежденном первом контуре Система аварийного и планового расхолаживания первого контура и охлаждения бассейна выдержки (1 JNA) Система аварийного впрыска высокого давления (1 JND 10-40); Система аварийного ввода бора (1 JND 50-80) и обеспечивающие системы Система пассивного отвода тепла (СПОТ) (1 JNB50-80), Системы пассивной подачи воды в активную зону (гидроемкости первой (1 JNG10- 40) и второй ступени (1 JNG50- 80) 2.3 Отвод тепла от отработавшего топлива в бассейне выдержки Система аварийного и планового расхолаживания первого контура и охлаждения бассейна выдержки (1 JNA) и обеспечивающие системы Дополнительный запас воды в бассейне выдержки 13

Таблица 2.3 Обеспечение безопасности ФункцииСистемы безопасности безопасностиактивная частьпассивная часть 3. Удержание радиоактивных продуктов и снижение выбросов радиоактивных веществ, ограничение выхода радиоактивного излучения, защита от взрывоопасных концентраций водорода, защита от повышения давления в объеме локализующих систем безопасности Спринклерная система (1 JMN), обеспечивающие системы, изолирующие устройства Локализующая система: внутренняя защитная оболочка с пассивными системами для ее защиты (система удержания и охлаждения расплавленной активной зоны (1 JKM), система контроля концентрации и аварийного удаления водорода под защитной оболочкой (1 JMT-JMU)); Ограничение выброса в окружающую среду: система пассивной фильтрации межоболочечного пространства (1 KLM) 14

Таблица 3 Обеспечение безопасности Parameter/параметрыAES-92A-92 Reactor Type/тип реактора Model/модификация PWR WWER-1000/V392 PWR WWER-1000/V466 Reactor Pressure Vessel Service Life, years Срок жизни реактора 4060 Unit Capacity Factor, % Коэффициент готовности блока, % Net efficiency, % К.П.Д нетто, % FA burnup, MWd/kgU Глубина выгорания 4155 Steady state fresh FA loading, FA number Загрузка свежего топлива, количество ТВС 4842 Probabilistic Safety Targets ВАБ Core Damage Frequency (IIE, F and S), reactor-year * Частота повреждения активной зоны, реакторо-год * 7.6E-085.6E-07 Early Large Release Frequency, reactor-year * Частота большого раннего выброса рад. продукт., реакторо-год * 2.4E-092.2E-07 15

Таблица 3 Обеспечение безопасности Parameter/параметрыAES-92A-92 Containment/Контайнмент Outer wall thickness, mm Толщина внешней стены гермооболочки, мм Internal wall thickness, mm Толщина внутренней стены гермооболочки, мм 1200 Site conditions/Условия площадки Extreme Wind velocity, m/s Макс. скорость ветра, м/с 4349 Extreme Snowfall, kN/m2 Макс. снежная нагрузка, кН/м Maximum air temperature, °C Макс. температура воздуха, С Minimum air temperature, °C Мин. температура воздуха, С SSE with PGA, g0.12 (0.25)0.24 (0.336) DBA with PGA, g

Таблица 3 Обеспечение безопасности Parameter/параметрыAES-92A-92 Airplane Crash/Падение самолета Weight, t/Вес, т Velocity, m/s/ Скорость, м/с Maximum force in the contact patch, MN Макс. усилие в месте контакта, мн 12Up to 600 Spent Fuel Management/Управление отработавшим топливом SF Pool Capacity, cells Объем бассейна выдержки, ячеек SF Cask Type/Тип чехла отработавшего топливаTK-13CASTOR 1000 SF Cask Capacity, FA Number/Объем чехла отработавшего топлива, количество ТВС 1219 SF Storage Capacity/Объем ХОЯТ *Примечание: 1. Значения приведены в пересчете на двухблочную АЭС. 2. Для АЭС-92 приведены предварительные расчеты, для АЭС «Белене» при расчетах учитывалась модернизация компонентов и конфигурация аварийных систем. 3. Значение частоты повреждения активной зоны значительно ниже установленного критерия 1.0Е-05/год.

При проектировании активных систем безопасности учтены следующие требования: все системы безопасности имеют по 4 элемента, каждый из которых отвечает за выполнение предписанной функции по обеспечению безопасности; количество элементов выбирается на основе выполнения принципа единичного отказа; обеспечено пространственное разделение элементов безопасности и конструктивная защита каналов, обеспечивающих избежание возможности отказа по общей причине (пожар, наводнение); управляющая система безопасности разработана в соответствии с принципом безопасности при отказе; для уменьшения последствий ошибок оператора необходимо использовать автоматические системы возбуждения защитных действий и блокирования управляющих воздействий оператора, нарушающих выполнение функций безопасности; системы безопасности оснащены системой независимого электропитания (дизель-генераторные двигатели), разработанной согласно требованиям к поддержанию систем безопасности. Качественное повышение уровня безопасности достигается за счет максимального использования пассивных средств обеспечения безопасности: двойная защитная оболочка здания реактора; 8 дополнительных гидроемкостей для пассивного залива активной зоны; 12 теплообменников системы пассивного отвода тепла остаточных тепловыделений активной зоны в течение неограниченного периода времени без участия операторов; новая пассивная система быстрого ввода бора для приведения реактора в подкритическое состояние. Выводы Обеспечение безопасности

По уровню возможных негативных последствий и вероятности возникновения перечень проектных режимов разбит на следующие категории, к которым применены различные принципы выполнения анализа и предъявлены различные приемочные критерии: категория 1 – стационарные состояния и режимы нормальной эксплуатации; категория 2 – ожидаемые эксплуатационные режимы с частотой возникновения большей событий в год (в худшем случае эксплуатационные режимы могут приводить к останову реактора, после которого работа станции может быть возобновлена, такого рода режимы не имеют тенденции к развитию, создающему угрозу возникновения более тяжелых режимов, т.е. проектных режимов 3, 4 категории); категория 3 – аварийные режимы с частотой возникновения в диапазоне между и событий в год (в этих режимах возможно повреждение топливных стержней не более 1 % от общего количества твэлов); категория 4 – аварийные режимы с частотой возникновения в диапазоне между и событий в год (эти режимы наиболее тяжелые из проектных, против которых проект должен предусматривать защитные меры. Возможно повреждение топливных стержней не более 10 % от общего количества твэлов). категория 3 – аварийные режимы с частотой возникновения в диапазоне между и событий в год (в этих режимах возможно повреждение топливных стержней не более 1 % от общего количества твэлов); категория 4 – аварийные режимы с частотой возникновения в диапазоне между и событий в год (эти режимы наиболее тяжелые из проектных, против которых проект должен предусматривать защитные меры. Возможно повреждение топливных стержней не более 10 % от общего количества твэлов). Категории проектных режимов Обеспечение безопасности