Особенности концепции безопасности проекта АЭС-2006 на площадке ЛАЭС-2

ТЕМА ДОКЛАДА. Особенности концепции безопасности проекта АЭС-2006 на площадке ЛАЭС-2.

Проектирование и строительство АЭС. Атомное машиностроение. Приборы и оборудование для сооружения АЭС (секционное заседание, состоявшееся 3 марта 2011 года, в рамках специализированной выставки «Атомэкспо-Беларусь – 2011»). 

Докладчик: Семашко Сергей Евгеньевич, начальник отдела ОАО «Санкт-Петербургский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт «АТОМЭНЕРГОПРОЕКТ» (ОАО «СПбАЭП»).

Стенограмма

АЭС-2006 – это краткое наименование эволюционного проекта АЭС, разработанного на базе российского проекта ВВЭР-1000. В качестве референтного при разработке АЭС-2006 на площадке ЛАЭС-2 использовались проекты АЭС-91,99, реализованные на двух энергоблоках Таньваньской АЭС в Китае. Концепция по обеспечению референтного проекта АЭС-91,99 основана на требованиях российских действующих правил по безопасности в области атомной энергетики, современной философии и принципах безопасности, выработанных мировым ядерным сообществом, закрепленных в нормах безопасности МАГАТЭ, в комплексе отработанных и проверенных технических решений, основанных на опыте действующих АЭС ВВЭР. Тематика АЭС была включена в программу МАГАТЭ по безопасности ядерных установок в Юго-Восточной Азии, на Дальнем Востоке. С 1995 по 2004 год было проведено около 20 миссий МАГАТЭ, целью которых была экспертиза материалов проекта АЭС- 91,99.  

Основные принципы и подходы для проекта АЭС-2006 для ЛАЭС-2 следующие:

– максимальное использование решений и обоснований уже разработанных проектов с реакторами ВВЭР;

– минимизация рисков и улучшение характеристик систем за счет использования апробированных технических решений и референтного оборудования;

– улучшение характеристик системы оборудования за счет снятия избыточного консерватизма и оптимизации проектных запасов;

– обеспечение требуемого уровня безопасности на основе выбора рациональной конфигурации систем безопасности с применением активных и пассивных элементов, позволяющих более широко реализовывать принципы разнообразия и функционального резервирования и снизить влияние человеческого фактора по принципу разумной достаточности;

– сокращение затрат и времени на сооружение АЭС за счет использования имеющихся заделов по рабочей документации.

Концепция безопасности ЛАЭС-2 базируется на применении системы барьеров распространения ионизирующих излучений и радиоактивных веществ в окружающую среду и системы технических и радиационных мер по защите барьеров и сохранении их эффективности непосредственно по защите населения. Кроме того, в основе концепции безопасности проекта ЛАЭС-2 положены детерминистические принципы безопасности, включающие в себя резервирование, разнопринципность и независимость. Концепция безопасности предполагает  использование вероятностных оценок для определения относительного вклада различных типов аварийных сценариев, риск для населения, а также выполнение критериев радиационной безопасности.

Целевые и вероятностные критерии для ЛАЭС-2.Суммарная по всем аварийным последовательностям частота тяжелого повреждения активной зоны не должна превышать 10-6 1/реактор в год, оценочное значение вероятности аварийного выброса, требующего введения защитных мер для населения за пределами зоны планируемых защитных мероприятий, не должна превышать 10-7 1/реактор в год.

Структура и параметры систем безопасности.Конфигурации производительности части систем безопасности претерпели определенные изменения по сравнению с проектом. Цель этих изменений – получение показателей по безопасности с одновременным увеличением экономической привлекательности.

Системы безопасности,применяемые в запроектных авариях для проекта ЛАЭС-2, подразделяются на защитные, необходимые для преодоления нарушений условий эксплуатации и проектных аварий (система аварийной защиты реактора, система аварийного ввода бора, система поиска высокого и низкого давления, система аварийного охлаждения активной зоны, системы аварийного расхолаживания). Также применяются локализующие и управляющие системы безопасности, необходимые для преодоления нарушений нормальной эксплуатации проектных аварий: защитная оболочка в здании реактора, аварийная система поддержания разряжений в межоболочном пространстве, система вентиляции зданий «ядерного острова», система защиты реактора, система запуска. Обеспечивающие системы безопасности: система аварийного электроснабжения, вытяжная система вентиляции помещений и другие.

С целью обеспечения выполнения критериев по частоте предельного аварийного выброса в проекте должны быть предусмотрены специальные системы для управления запроектными авариями и смягчение последствий тяжелых аварий. Применение этих систем рекомендуется МАГАТЭ, EUR(Европейские эксплуатирующие организации) и надзорными органами многих европейских стран.

В проекте ЛАЭС-2 применяются следующие системы управления запроектными авариями: система пассивного отбора тепла парогенераторов, система пассивного отбора тепла в защитной оболочке, устройство локализации расплава, система удаления водорода из защитной оболочки, система подачи воды в устройство локализации расплава, также осуществляется контроль летучих форм йода и герметизация вторичной оболочки.

На стадии предотвращения перерастания запроектной аварии в тяжелую основной задачей является обеспечение надежного отвода тепла от активной зоны. Для этого могут использоваться различные средства: использование высокого и низкого давления, использование процедуры отвода тепла через второй пункт.

Система пассивного отвода тепла от парогенераторов предназначена для управления запроектными авариями, такими как полное обеспечение станций, полная потеря питательной воды, а также предназначена для смягчения последствий аварий с малой течью теплоносителей из первого контура во второй. Основное назначение системы – предотвращение плавления активных зон при указанных авариях, т.е. перехода запроектной аварии в ее тяжелую фазу.

Другая важная функция системы – уменьшение радиоактивных последствий аварий с первого контура во второй. Наличие СПОТ ПГ позволяет упростить активную систему безопасности аварийного отвода тепла от второго контура, исключив разнотипное оборудование в каналах, упростив обслуживание, тестирование, ремонт. Производительность системы выбрана исходя из условий наиболее  вероятных сценариев запроектных аварий и состоит из четырех полностью независимых каналов производительности.

Стадия ослабления последствий тяжелой аварии может быть условно подразделена на внутри- и внекорпусную стадии. На внутрикорпусной стадии основной задачей оператора является восстановление охлаждения активной зоны. На внекорпусной стадии предотвращается позднее разрушение защитной оболочки и выход расплава за ее пределы, кроме того, контролируется поведение наиболее опасных продуктов деления и обеспечивается надежный отвод тепла от расплавов. Основной риск раннего разрушения защитной оболочки обусловлен образованием взрывоопасных горючих смесей. Основными источниками водорода в первые сутки тяжелой аварии является реакция окисления паром материалов оболочек топливной стены и реакторных конструкций.

Период пиковых поступлений водорода на внутрикорпусной стадии производительность системы выше реакторной установки, поэтому в эти периоды при тяжелых авариях с обесточиванием или отказом системы водородная ситуация поддерживается на безопасном уровне за счет естественной циркуляции газовой среды пара. Угроза позднего разрушения защитной оболочки для типовых проектов АЭС ВВЭР может появляться в результате повышения давления свыше расчетной величины вследствие сверхгенерации пара и конденсирующихся газов при взаимодействии кориума со средой строительных конструкций, наполнении кориумом бетонного основания контеймента.

Для наполнения блоков сверхмощности предпочтительной стратегией управления аварией является удержание расплава внутри корпуса, однако для блоков большой мощности, таких как ВВЭР-1000, ВВЭР-1200, это представляется трудно реализуемым, поэтому требуется введение специального устройства локализации расплава. При тяжелой аварии расплав активной зоны поступает в корзину УЛР, где происходит его взаимодействие с жертвенным материалом. Отвод тепла от расплава осуществляется водой, циркулирующей через теплообменник и подаваемой на поверхность расплава. Система пассивного отвода тепла из защитной оболочки (СПОТ ЗО) имеет свои функции: снижение и поддержание в заданных проектом пределах давления внутризащитной оболочки при запроектных авариях, включая аварии с тяжелым повреждением активной зоны. СПОТ ЗО состоит из теплообменников и конденсаторов, расположенных в верхней части объема контаймента, связанных трубопроводами с баками аварийного отвода тепла. Система находится в режиме ожидания во всех ситуациях, при которых температура в контайменте не превышает минимальную.  

При авариях, сопровождающихся поступлением пара в контаймент и ростом температуры, начинается отвод тепла в теплообменники. Теплоотдача устанавливается за счет естественной конвекции, при этом возникает естественная циркуляция пара и конденсата по контуру СПОТ ЗО. В случае тяжелых аварий при длительном обесточивании предусматриваются дополнительные меры по уменьшению выхода радиоактивных продуктов деления. Активный йод дает значительный вклад в дозовые нагрузки для населения при тяжелых авариях. Отдельное внимание уделяется образованию и поведению летучих форм йода в контейнерах и особенно органическим трудноулавливаемым соединениям.  

В связи с этим в проекте ЛАЭС-2 предусмотрены технические меры по снижению скорости образования летучих форм йода. Для этого в защитную оболочку введена система поддержания пара водной фазы в контайменте величиной больше семи в первые сутки аварии. При потере энергоснабжения конструкция вторичной оболочки способна выполнить дополнительную локализацию неорганизованной утечки радиоактивных газов и аэрозолей из защитной оболочки. В проекте реализованы технические меры по герметизации вторичной оболочки, выполняется герметизация всех элементов. Устанавливается дополнительная изолирующая арматура на вентиляционных трубопроводах, соединяющих межоболочное пространство с другими негерметичными помещениями. Для подтверждения обеспечения требуемой плотности по регламенту предлагается провести испытание вторичной оболочки на герметичность. При тяжелой аварии от оперативного персонала в течение определенного времени требуется выполнить закрытие изолирующей арматуры в указанных вентиляционных трубопроводах. В этом случае расчетная негерметичность внешней защитной оболочки не превысит 100 рад/сутки, что позволит выполнить критерий по радиационной безопасности. Расчетный радиус зоны планирования экстренной эвакуации населения не должен превышать 800 м от реакторного отделения; радиус зоны планирования обязательных защитных  мероприятий для населения не должен превышать 3 км от реакторного отделения.

Основные итоги вероятностного анализа безопасности для ЛАЭС-2.Среднее значение суммарной частоты повреждения активной зоны 2,4*10‾6 на 1/реактор в го; среднее значение суммарной частоты активной зоны реактора 3,7* 10‾7 на 1/реактор в год; частота превышения критериев активного воздействия 2*10‾8 на 1/реактор в год.

Основные выводы. Концепция безопасности ЛАЭС-2 основана на анализе опыта разработки российских и зарубежных АЭС и отвечает всемирным требованиям по безопасности. Документ является практическим развитием концепции безопасности АЭС-91/99, обеспечивается выполнением преимущественных критериев радиационной безопасности. Проект ЛАЭС-2 учитывает широкий спектр проектных аварий, соответствующих условиям расширенного проектирования и подходам к обеспечению безопасности.

Вопросы к докладчику.

– Какова ваша оценка стоимости проекта по сравнению с проектом В320?

– В рамках общей стоимости блока эти системы не сильно удорожают проект – до 10%, не больше. В основном трудозатраты и удорожание связано с проектной частью, с обоснованием этих систем. Главный принцип в том, чтобы мы выполняли международные требования европейских производителей и МАГАТЭ, по которым все перечисленные системы должны присутствовать в любом современном проекте. Поэтому в докладе акцент сделан больше на обеспечение безопасности.

– Когда и где тестировалось оборудование АЭС-2006, которое предлагается для белорусской АЭС?  

– У нас была проделана большая экспериментальная работа по верификации этого оборудования. По системе пассивного отвода тепла защитной оболочки сооружены специальные цистерны на трех площадках. В Нижнем Новгороде была построена петля в натуральную величину. Система отвода тепла от защитной оболочки – это изготовленный в натуральную величину пятиметровый теплообменник, в течение года активно испытывались все режимы функционирования этого канала. После этого были даны рекомендации по конструкции и рекомендации для операторов по управлению с помощью этой системы для запроектных аварий.

Второй крупномасштабный стенд КМС, где испытывались модели теплообменников СПОТ ЗО, расположен на территории НИТИ им. А.П. Александрова в Сосновом бору. Эффективность работы этих теплообменников была проверена при выпуске пара с давлением до пяти атмосфер. Для проверки системы пассивного отвода тепла генераторов на базе института был собран специальный стенд, где полностью смоделирована эта система, она тоже очень долго во всех режимах проверялась и тестировалась. По новым системам мы проводим тщательное расчетно-экспериментальное обоснование и стараемся использовать апробированное оборудование в этом проекте.