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

ФАКТОРЫ ОПАСНОСТИ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ

Факторы опасности ядерных реакторов достаточно многочисленны. Перечислим лишь некоторые из них.

• Возможность аварии с разгоном реактора. При этом вследствие сильнейшего тепловыделения может произойти расплавление активной зоны реактора и попадание радиоактивных веществ в окружающую среду. Если в реакторе имеется вода, то в случае такой аварии она будет разлагаться на водород и кислород, что приведет к взрыву гремучего газа в реакторе и достаточно серьезному разрушению не только реактора, но и всего энергоблока с радиоактивным заражением местности. Аварии с разгоном реактора можно предотвратить, применив специальные технологии конструкции реакторов, систем защиты, подготовки персонала.

• Радиоактивные выбросы в окружающую среду. Их количество и характер зависит от конструкции реактора и качества его сборки и эксплуатации. У РБМК они наибольшие, у реактора с шаровой засыпкой наименьшие. Очистные сооружения могут уменьшить их. Впрочем, у атомной станции, работающей в нормальном режиме, эти выбросы меньше, чем, скажем, у угольной станции, так как в угле тоже содержатся радиоактивные вещества, и при его сгорании они выходят в атмосферу.

• Необходимость захоронения отработавшего реактора. На сегодняшний день эта проблема не решена, хотя есть много разработок в этой области.

• Радиоактивное облучение персонала. Можно предотвратить или уменьшить применением соответствующих мер радиационной безопасности в процессе эксплуатации атомной станции.

Ядерный взрыв ни в одном реакторе произойти в принципе не может.

ОБЪЕКТЫ ПОТЕНЦИАЛЬНОЙ ЯДЕРНОЙ И РАДИАЦИОННОЙ ОПАСНОСТИ В УКРАИНЕ (2002 год)

Работающих реакторов – 14.

Строящихся реакторов – 3

Планируемых к постройке – 2.

Ровенская АЭС (Кузнецовск, Ровенская обл.)

3 работающих реактора:

 два – типа ВВЭР-440/213, мощностью 440 МВт

один – типа ВВЭР- 1000/В-320, мощностью 1000 МВт

один реактор – строящийся, типа ВВЭР-1000/В-320, мощностью 1000 МВт.

Запорожская АЭС (Энергодар, Запорожская обл.)

6 работающих реакторов типа ВВЭР-1000/В-3320, мощностью 1000 МВт каждый.

Хмельницкая АЭС (Славута, Хмельницкая обл.)

один работающий реактор типа ВВЭР-ЮОО/В-320, мощностью 1000 МВт.

один строящийся реактор (тот же тип).

два планируемых реактора (тот же тип).

Южно-Украинская АЭС (Константиновка, Николаевская обл.)

3 работающих реактора:

один – типа ВВЭР-ЮОО/В_320, мощностью 1000 МВт

один – типа ВВЭР-1000/8-302, мощностью 1000 МВт

один – типа ВВЭР-1 ООО/В-338, мощностью 1000 МВт

один – строящийся (тип ВВЭР-ЮОО/В-320).

Чернобыльская АЭС (Припять, Киевская обл.)

Все реакторы типа РБМК-1000, мощностью 1000 МВт

1-й реактор – остановлен

2-й реактор – остановлен после пожара 11.10.1991 г.

3-й реактор – остановлен в 2002 г.

4-й реактор – разрушен взрывом 26.04.1986 г.

Характеристика объектов ядерной и радиационной опасности в Украине

Атомные станции

В 1995 году действовало 15 атомных блоков, размещённых на 5 площадках. Кроме того, находятся в эксплуатации 2 исследовательских реактора. Источники опасности – реакторы, отработанное ядерное топливо, радиационные отходы.

Предприятия по производству и переработке урана

Предприятия находятся в Днепропетровской, Николаевской и Кировоградской областях и принадлежат ПО «Восточный горно-обогатительный комбинат». Добыча ведётся на 3 месторождениях – Желтоводское, Кировоградское и Смолинское. Готовится освоение Новоконстантиновского и Ингульского. Переработка урановых руд ведётся на гидрометаллургическом заводе в г. Жёлтые воды. Источник опасности – урановая руда, концентрат, шламы и отработанные породы.

Объекты по обращению с радиоактивными отходами( сооружения, помещения, оборудование необходимые для сбора, транспортировки, переработки, хранения, захоронения отходов)

Такие объекты входят в состав практически всех производств ядерно-топливного цикла. Специализированные предприятия по обращению с радиоактивными отходами принадлежат УкрПО «Радон» (6 спецкомбинатов: Киевский, Донецкий, Одесский, Харьковский, Днепропетровский, Львовский). Источники опасности – радиоактивные отходы всех видов.

Объект «Укрытие»

Инженерное сооружение, укрывающее разрушенный реактор 4 блока Чернобыльской АЭС. Источники опасности – топливо, радиоактивные отходы разного происхождения.

Территории, загрязнённые после аварии на ЧАЭС

Источники опасности – радионуклиды, которые содержатся в грунте, подземных, наземных и сточных водах.

По количеству атомных установок Украина занимает седьмое место в мире и пятое в Европе. Запорожская АЭС с введением энергоблока № 6 19.10.1995 г. стала самой мощной атомной электростанцией в Европе. В 1995 году на технические мероприятия по повышению безопасности, переоценку безопасности, реконструкцию АЭС в Украине было потрачено около 83 млн.долларов США.

Значительные проблемы безопасности, не рассмотренные в программе модернизации и усовершенствования ХАЭС-2/РАЭС-4

В результате анализа и обсуждений, проведённых в институте исследования риска (IRR) на основании сводок дополнительной проектной документации (большинство из них не были доступны в рамках процесса общественного участия), нижеследующие пункты были обозначены как наиболее важные проблемы, не получившие должного внимания в рамках программы модернизации и усовершенствования ХАЭС-2/РАЭС-4:

Отказ коллектора парогенератора – имеет большое значение по причинам высокой частоты повреждения активной зоны (ЧПАЗ), высокой частоты обхода противоаварийной оболочки (высокой частоты выбросов), длительного использования трубопровода из соединений меди в конденсаторе (способствующее появлению побочных эффектов в виде химических разрушений), невозможности внедрить автоматическую систему безопасности запуска; невозможность замены парогенераторов; отсутствие экстренной аварийной системы (ЭАС), основанной на изменении внешних признаков; несовершенство механизма учёта объёма воды в аварийной системе охлаждения активной зоны (АСОЯ); отсутствие адекватных компенсационных мер в момент запуска.

Разрыв трубы в парогенераторе – имеет большое значение из-за высокой ЧПАЗ – высокой частоты обхода противоаварийной оболочки (высокой частоты выбросов); несоответствующий НК (неразрушающий контроль); длительное использование трубопровода из соединений меди в конденсаторе (способствующие появлению побочных эффектов в виде химических разрушений); отсутствие экстренной аварийной системы, основанной на изменении внешних признаков; несовершенство механизма учёта воды в аварийной системе охлаждения активной зоны; отсутствие адекватных компенсационных мер в момент запуска.

Определение показателя воды и двухфазного потока для предохранительного клапана выброса в атмосферу – имеет большое значение из-за последствий, вызванных обходом противоаварийной оболочки при отказе коллектора парогенератора или при разрыве трубы в парогенераторе.

Вероятностная оценка уровня безопасности (ВОУБ) - очень важна потому, что программа модернизации почти полностью основывается на детерминистских принципах; программа усовершенствования упускает некоторые рекомендации МОХТ, основанные на результатах ВОУБ для реакторов ВВЭР-1000/320; проведение ВОУБ для ХАЭС-2 и РАЭС-4 запланировано только после запуска.

Экстренная аварийная система (ЭАС) – имеет большое значение, т.к. существующие процессы и те, которые будут осуществляться при запуске, рассчитаны на событийную АЭС, а не на АЭС, основывающуюся на признаках, как было рекомендовано вследствие аварий ТМА-2 и Чернобыля; высокая ЧПАЗ в результате ошибок оператора в случае ЭАС, рассчитанных на события; важность действий оператора в урегулировании аварий при обходе противоаварийной оболочки – основной причины ЧПАЗ для конструкции ВВЭР-1000/320.

Противопожарная безопасность – очень важна из-за отсутствия предыдущего анализа вероятности возникновения пожара; отсутствие ВОУБ для ВВЭР-1000/320 (за исключением ВОУБ для Темелинской АЭС, результаты которой не доступны широкой публике); отсутствие мер по борьбе с огнём в ВОУБ для ХАЭС-2/РАЭС-4 до запуска.

Сейсмоустойчивость –очень важна из-за низкого уровня максимального ускорения грунта (МУГ) для конструкции (0,05д) по сравнению с сейсмически опасным уровнем при цикличности в 10000 лет (0,17д); отсутствие сейсмической приёмки основной системы водоснабжения (ОСВ) (риск аварии для нескольких блоков одновременно); отсутствие сейсмической приёмки системы вентиляции и водных насосов; отсутствие анализа сейсмоустойчивости ВОУП до запуска.

Геология – мониторинг карстовых явлений и карстовых вод; последствия возможных аварий для безопасности зон грунтовых вод (экстренная готовность) и воздействие карстовой активности на фундамент реактора РАЭС-4 не упомянуты в программе модернизации ХАЭС-2/РАЭС-4. Необходимые палео-сейсмические и сейсмотектонические исследования не были включены в программу модернизации ХАЭС-2/РАЭС-4.

Потеря теплового стока – очень важна из-за потенциальной возможности одновременной аварии нескольких блоков; одна из возможных причин отказа; возможный фактор возникновения серьёзных аварий по причине использованного бассейна выдержки. Возможная высокая ЧПАЗ из-за потери основной системы водоснабжения (ОСВ) и отсутствия уточнений в программе модернизации.

Сохранение, повторная приёмка и приёмка оборудования – качество программы повторной приёмки и приёмки оборудования, предусмотренной программой модернизации, весьма сомнительно из-за низкой эффективности мер обеспечения сохранности во время приостановки строительства и недоступности большого количества производственной и конструкторской документации. Более того, полная программа приёмки оборудования в экстремальных условиях всё ещё не запланирована и не будет внедрена до запуска. Это – отклонение от принятой международной практики (например, приёмка оборудования – предварительное условие для разрешения на ввод в эксплуатацию на американских объектах)

Требования Три Майл Айленд (ТМА) – их выполнение является обязательным условием для получения разрешения на эксплуатацию на американских объектах. Не все проблемы ТМА включены в программу модернизации. Некоторые меры запланированы на период после запуска.

Активная зона реактора – устранят ли предложенные меры проблему затора контрольных стержней и её основные причины. Необходимы дальнейшие исследования и опыт эксплуатации. Автоматический контроль ксеноновых колебаний и энергораспределение не определены в программе модернизации и будут осуществляться после запуска.

С целью выяснения последствий серьёзных аварий на четвёртом блоке Ровенской или втором блоке Хмельницкой АЭС за основу был взят сценарий выброса 20% от общего количества цезия-137 в активной зоне реактора.

Результаты вычисления показывают, что серьёзная авария ХАЭС-2 или РАЭС-4 могла бы привести к радиоактивному загрязнению отдалённых областей Европы с максимумами, превышающими загрязнения вследствие Чернобыльской аварии 1986 года. Для восточной части Австрии в результате вычислений были определены максимальные уровни радиоактивных осадков цезия-137 – 1000 кБк/м², которые привели бы к загрязнению, приблизительно в 5 раз большему, чем наблюдаемое в Австрии в 1986 году. Излучение в атмосферу и жидкие радиоактивные выбросы будут выше, чем от французских и немецких реакторов. Ожидаются более значительные последствия выделения тепла с жидкими выбросами, по крайней мере, в случае Ровенской АЭС. Не были полностью исследованы последствия дополнительного обезвоживания артезианских источников и рек. Нет плана освоения, обработки и удаления всех радиоактивных отходов в результате эксплуатации АЭС. Риск аварии и возможные последствия нормальной эксплуатации ХАЭС-2/РАЭС-4 позволяют сделать вывод, что этот проект неблагоприятно скажется на окружающей среде.

Инциденты на украинских АЭС – 2002 г

13.01.2002 для устранения нарушений в работе был внепланово остановлен шестой энергоблок Запорожской АЭС. К остановке блока привело ухудшение качества воды в турбинном отделении вследствие поступления в неё примесей охлаждённой воды из охлаждающей ёмкости. После устранения повреждений оборудования, которые привели к нарушению, качество воды восстановлено, начаты операции по восстановлению работы блока. Нарушение не привело к изменению радиоактивной обстановки на АЭС и вокруг неё и не представляло угрозы персоналу станции.

18.02.2002 на Хмельницкой АЭС в 10 раз повысился радиационный фон. На АЭС произошла утечка радиоактивной воды, что привело к загрязнению части производственных площадей. Утечка произошла вследствие повреждения трубопровода диаметром 108 мм, который проложен на эстакаде над производственной площадкой станции. Площадь радиационного загрязнения составляет около 30 кв.м., мощность излучения под эстакадой с повреждённым трубопроводом составляет 240 микрорентген в час. Специалисты считают, что этот показатель приблизительно в десять раз превышает уровень естественного фона, однако не достигает предельно допустимой нормы радиации. Специальная бригада Хмельницкой АЭС провела работы по дезактивации и захоронению заражённого грунта. Представители экологических организаций Украины уже неоднократно указывали на серьёзные проблемы Хмельницкой АЭС. Сейчас на территории станции действует один реактор, который и стал причиной аварии. Экологи утверждают, что работа предприятия небезопасна, и призывают его закрыть.

21.02.2002 Из-за нарушений в работе на первом блоке Хмельницкой АЭС противоаварийная автоматическая защита снизила выработку электроэнергии до 30% номинального уровня. Уменьшение нагрузки блока, который работал на полной мощности произошло вследствие нарушения в системе электропитания автоматического регулирования уровня воды в парогенераторах, что привело к автоматическому отключению двух из трёх насосов, обеспечивающих охлаждение реактора, и автоматического уменьшения мощности реактора. К счастью, нарушение не повлияло на радиационную обстановку на АЭС и вокруг неё и не причинило угрозы персоналу.

23.02.в 1.31 для ремонта остановлен третий энергоблок Южно-Украинской АЭС. Остановка связана с необходимостью ремонта электрического трансформатора блока. Отключение блока было заранее согласовано с диспетчерскими службами энергосистемы страны.

30.03. в 22.39 сработавшая защита из-за неполадок в электрической системе отключила циркуляционный насос (ЦН-2), что привело к автоматическому снижению до 630 МВт мощности 5-го энергоблока Запорожской АЭС (ВВЭР-1000). 31.03 в 11.48 после проведения ремонтных работ включён в работу циркуляционный насос.

03.04. в 15.02 вследствие нарушения в работе автоматической противоаварийной защиты аварийно остановлен первый блок Ровенской АЭС. По предварительным данным, аварийную остановку блока спровоцировало повреждение одного из основных автоматических регуляторов блока (регулятора уровня воды в парогенераторе). Происшествие не привело к изменению радиационной обстановки на АЭС и не представляло угрозы для персонала.

15.04.  в 12.47 сработавшая автоматическая защита отключила от энергосети 1-й энергоблок Запорожской АЭС (ВВЭР-1000). Причина сработавшей АЗ – неполадки в системе турбогенератора.

25.04. в 22.03 сработала автоматическая защита из-за повреждения силового кабеля питания органов регулирования системы управления и защиты (ОР СУЗ) реакторной установки и был отключён от энергосети 3-й энергоблок Запорожской АЭС (ВВЭР-1000). По Международной шкале оценки событий ядерной и радиационной безопасности INES ситуация обозначена уровнем «0» (самый низкий уровень отклонения).

Продувочная вода из осветлителя направляется в сборную емкость.

Сточные воды ионообменной части водоподготовительной установки, если не считать некоторого количества грубодиперсных примесей, поступающих при взрыхлении фильтров, представляют собой истинные растворы солей.

Если сброс сточных вод в водоем нарушает эти условия, то необходимо применять предварительную нейтрализацию.

Очистка сточных вод, содержащих нефтепродукты.

Отстаивание нефтепродуктов производится в нефтеловушках.

УСТРОЙСТВО РАЗЛИЧНЫХ ТИПОВ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ