Безопасность атомной энергетики

Экология энергетики
Признаки классификации атомных реакторов
Блочный щит управления энергоблока
Разгрузочно-загрузочная машина
ТОПЛИВНО-ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЕ РЕСУРСЫ
Реакторы на быстрых нейтронах
БН-350
Реактор БН-800
Физические  основы атомной энергетики
Особенности ядерных реакторов
Безопасность современных атомных реакторов
АЭС с реакторами ВВЭР нового поколения
Основные требования к безопасности АЭС с реакторами ВВЭР нового поколения
РЕАКТОР БРЕСТ – 300
Анализ безопасности реактора БРЕСТ–300
Энергетика - острейшая проблема цивилизации
Ядерный реактор
РБМК - Реактор Большой Мощности Канальный
Реактор с гелиевым теплоносителем
Реакторы с натриевым теплоносителем
Реакторы со свинцово-висмутовым теплоносителем
ОБЩЕЕ УСТРОЙСТВО ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ
УСТРОЙСТВО РАЗЛИЧНЫХ ТИПОВ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
ВВЭР и РБМК: сравнительные характеристики
ФАКТОРЫ ОПАСНОСТИ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
СПИСОК НАИБОЛЕЕ ЗНАЧИТЕЛЬНЫХ ЯДЕРНЫХ АВАРИЙ ХХ СТОЛЕТИЯ
Уиндскейл, Великобритания 10 октября 1957 года
ЧЕРНОБЫЛЬСКАЯ КАТАСТРОФА

Основные требования к безопасности АЭС с реакторами ВВЭР нового поколения

Безопасность остается приоритетным направлением при эксплуатации АЭС и разработке новых проектов АЭС. 

Под безопасностью АЭС обычно понимают такие свойства АЭС, которые позволяют предотвратить отрицательное воздействие радиоактивных веществ и ионизирующего излучения на персонал, население и окружающую среду. 

При этом различают проблемы безопасности при нормальной эксплуатации (минимизация выбросов и сбросов, облучения персонала, объема радиоактивных отходов и т.д.) и при авариях на АЭС (а в настоящее время, особенно при тяжелых "запроектных" авариях, несмотря на то, что они имеют очень малую вероятность).

Проекты действующих отечественных АЭС с ВВЭР имеют солидный запас, позволяющий реализовать непрерывный процесс усовершенствований, обеспечивающий соответствие постоянно повышающимся требованиям безопасности и экономичности, а также продление сроков их эксплуатации с сохранением конкурентоспособности.

Тем не менее, тенденции на укрепление позиций ядерной энергетики, приводят к необходимости разработки АЭС с ВВЭР, обеспечивающих существенное повышение уровня безопасности, за счет качественного улучшения свойств "внутренней самозащищенности" и развитого применения "пассивных" элементов в системах безопасности при одновременном упрощении и удешевлении проектных решений и повышении единичной мощности энергоблоков.

Эти тенденции предопределили необходимость создания АЭС третьего поколения. Достигнутый уровень науки и техники позволяет уверенно прогнозировать скорое практическое воплощение таких технологий АЭС, для которых невозможна ситуация с тяжелым повреждением реактора, то есть невозможны недопустимые выбросы радиоактивных веществ в окружающую среду. Эта технология получила название "Атомная энергетика, свободная от катастроф" или "АЭС четвертого поколения". Атомная электростанция, оснащенная такими технологиями в сочетании с конкурентоспособными экономическими характеристиками, является безупречным энергоисточником для развитого общества.

Рис.1 Проект АЭС нового поколения с блоками ВВЭР мощностью 1500 МВт

Работы по проекту АЭС с реакторной установкой ВВЭР-1500 основы­ваются на 45-летнем опыте создания АЭС с реакторами ВВЭР и эксплуата­ции продолжительностью более 1000 реакторо-лет АЭС с реакторами ВВЭР-440 и ВВЭР-1000. При этом выполняются следующие основные кон­цептуальные положения:

Эволюционный подход при решении технических вопросов.

Ориентация на промышленную базу России.

Использование результатов НИОКР по ВВЭР-1000.

Выполнение требований современных норм и правил Ростехнадзора России по обеспечению безопасности, учет рекомендаций Меж­дународного агентства по атомной энергии и требований EUR.

Обеспечение конкурентоспособности на рынке возможных по­требителей в России и за рубежом. Показатели энергоблока АЭС с ВВЭР-1500 по безопасности, эксплуатационной надежности и экономичности должны превосходить показатели ВВЭР-1000 и быть не ниже показателей европейских реакторов N4 и EPR.

Важной особенностью отечественных проектов АЭС нового поколения, в отличие от действующих АЭС с ВВЭР, является применение усовершенствованной системы безопасности, построенной на основе комбинированных каналов с пассивными и активными механизмами независимо друг от друга выполняющими основные функции безопасности (рис.2).

Пассивные системы могут самостоятельно выполнять все функции безопасности без активных систем и без вмешательства оператора. Эти системы способны функционировать даже в случае полной потери электроснабжения собственных нужд АЭС, включая аварийные источники переменного тока. В свою очередь активные системы могут обеспечивать безопасность при наличии энергоснабжения и управляющих воздействий.

В проекте АЭС с ВВЭР-1500 реализован принцип совмещения функций нормальной эксплуатации и безопасности в одних и тех же механизмах. При этом в случае возникновения аварийных режимов не требуется никаких специальных переключений. Это существенно повышает надежность выполнения функций безопасности, так как исключается "длительно не обнаруживаемый отказ" и кроме того дает существенный экономический эффект в связи с сокращением количества оборудования.

В проекте АЭС с ВВЭР-1500 для целей локализации продуктов аварии применены две защитные оболочки с вентилируемым пространством между ними. Внутренняя защитная оболочка обеспечивает герметичность объема, в котором размещена реакторная установка и воспринимает внутренние аварийные нагрузки. Внешняя оболочка способна противостоять всем природным, техногенным и антропогенным воздействиям на АЭС, характерным для конкретного места размещения АЭС. Удаление и очистка всех протечек из внутренней оболочки в вентилируемое пространство обеспечивается двумя типами независимых вентиляционных систем: активной и пассивной. 

Аварийная остановка реактора обеспечивается как традиционными механическими органами защиты, число которых увеличено до 121, так и быстрым вводом в первый контур борной кислоты. Механическая система защиты позволяет обеспечить (с учетом застревания одного из органов регулирования) останов и расхолаживание реактора до температуры менее 100°С без ввода борной кислоты. Это увеличивает безопасность АЭС при авариях, приводящих к глубокому расхолаживанию первого контура или связанных с несанкционированным попаданием в реактор чистой воды.

Системы пассивного отвода тепла (СПОТ) от парогенераторов обеспечивают неограниченно длительный отвод тепла от реакторной установки к окружающему воздуху через специальные теплообменники, при авариях сопровождающихся полной и длительной потерей источников переменного тока на АЭС. Пассивная аварийная подпитка первого контура борным раствором при авариях с потерей теплоносителя первого контура, осуществляемая на гравитационном принципе с помощью системы гидроемкостей, позволяет обеспечить аварийное заполнение активной зоны без ввода в действие активных систем аварийной подпитки.

В проектах АЭС нового поколения предусмотрены системы для управления запроектными авариями, связанными с плавлением ядерного топлива. Для обеспечения безопасности в этом случае предусмотрены технические средства удержания расплава в корпусе реактора, а если это по каким-либо причинам не получится, то – в специальном устройстве, размещенном под корпусом реактора.

АЭС с ВВЭР-1500 – это проект АЭС третьего поколения, обладающий высоким уровнем безопасности и экономичности.

Он является:

эволюционным проектом, для воплощения которого не требуется значительных затрат средств и времени на НИОКР для обоснования нового оборудования;

технологической "промежуточной стадией" перед решающим рывком к технологиям АЭС, "свободным от катастроф".

Прогнозируемое дальнейшее развитие концепции легководных реакторов должно с очевидностью про­демонстрировать важный элемент ядерно–энерге­тической стратегии XXI века – технологическую пре­емственность, опирающуюся на аккумулировавший огромные средства научный и технический потен­циал и развитую промышленную базу, которые дол­жны давать максимальную отдачу и решать эко­номические задачи как ближайшего будущего, так и отдаленной перспективы.

Эти факторы значительно сокращают срок службы катализатора, снижают степень очистки от NOX.

Смешение аммиака с потоком очищаемого газа оказывает значительное влияние на эффективность процесса очистки. Обращает на себя внимание использование распределенного ввода аммиака.

Можно выделить два вида катализаторов: формованные и пластинчатые.

По данным немецких специалистов, средние капитальные затраты на установку СКВ для угольной ТЭС составляют от 5 до 6 млн.

Метод СКВ является в настоящее время наиболее распространенным способом удаления NOX из дымовых газов в Японии и Германии.

УСТРОЙСТВО РАЗЛИЧНЫХ ТИПОВ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ