Безопасность российских АЭС
Высокая степень надежности энергоблоков АЭС в нашей стране обеспечена наличием множества эффективных активных (то есть требующих вмешательства человека) и пассивных (не требующих вмешательства оператора, запускаемых автоматически) систем безопасности, а также их многократным дублированием и взаимным резервированием.
Основные задачи, решаемые защитными системами, таковы: первая – способность быстро остановить цепную реакцию; вторая – быстро охладить реактор; третья – при любых повреждениях в реакторе предотвратить выход радиоактивных веществ за пределы энергоблока.
Чтобы быстро и эффективно остановить цепную реакцию, нужно «поглотить» выделяемые нейтроны. Для этого используется поглотитель (как правило, карбид бора). Стержни с поглотителем вводятся в активную зону, нейтронный поток поглощается, реакция замедляется и прекращается. Для того, чтобы стержни попали в активную зону при любых условиях, на российских АЭС их подвешивают над реактором и удерживают электромагнитами. Такая схема гарантирует опускание стержней даже при обесточивании энергоблока: электромагниты отключатся и стержни войдут в активную зону просто под действием силы тяжести (без каких-либо дополнительных команд персонала). В этом отличие отечественных проектов от американского, использованного на АЭС «Фукусима-1» (он предполагал введение стержней снизу).
В реакторах ВВЭР применена композиция активной зоны, которая обеспечивает «самозащищенность» реактора или его «саморегулирование». Если поток нейтронов по каким-то причинам увеличивается, и температура в реакторе растет, то появится пар. Но реакторы ВВЭР сконструированы таким образом, что само появление в активной зоне пара приведет к ускоренному поглощению нейтронов и прекращению цепной реакции. Этот эффект специалисты называют отрицательным «коэффициентом» реактивности, как температурным, так и паровым.
На российских АЭС, в основном, применяются двухконтурные схемы, в которых тепло может отводиться прямо в воздух без участия каких-либо внешних источников водоснабжения. Однако если все же подача воды через резервные трубы необходима, на АЭС установлены отдельные насосы «аварийного расхолаживания» (по насосу на каждую трубу). Запасы воды также обеспечены многократно: сначала она будет подана из резервных емкостей, установленных в самом энергоблоке, а затем, если этой воды будет все еще недостаточно, вода начнет подаваться из трех дополнительных резервуаров. Питание всех резервных насосов обеспечивается также автономно: каждый будет работать от своего дизель-генератора. Все дизель-генераторы располагаются в отдельных строениях, что не допускает их одномоментного выхода из строя.
Работа всех этих защитных систем вместе потребуется только в случае максимальной проектной аварии. Все это количество воды, пролитое в реактор, аккумулируется специальной системой сбора и охлаждения. Собранную воду система подаст в активную зону вновь, то есть, как говорят специалисты, будет обеспечена «рециркуляция теплоносителя».
Кроме того, все российские современные ядерные реакторы типа ВВЭР имеют герметичную оболочку, так называемый контайнмент. Это исключает возможность выхода радиоактивности за его пределы и воздействия на природу и население. Если что-то случится в реакторном зале, вся радиоактивность останется внутри нее.
При этом оболочка рассчитана не только на внешнее воздействие – например, падение самолета, смерч, ураган или взрыв. На реакторах ВВЭР защитная оболочка рассчитана на внутреннее давление 4 кг на квадратный сантиметр, то есть если предположить, что вся поданная в реактор вода превратится в пар и, как в гигантском чайнике, будет давить изнутри на крышку, то оболочка выдержит и это колоссальное давление. Таким образом, купол энергоблока находится как бы в постоянной готовности принять удар изнутри. Для этого оболочка выполнена из «предварительно напряженного бетона»: металлические тросы, натянутые внутри бетонной оболочки, придают дополнительную монолитность конструкции, повышая ее устойчивость. В случае аварии для снижения давления пара внутри защитной оболочки установлена «спринклерная система», которая из-под купола блока разбрызгивает раствор бора и других веществ, препятствующих распространению радиоактивности. Там же ставятся рекомбинаторы водорода, не позволяющие этому газу скапливаться и исключающие возможность взрыва.
Сегодня тенденция во всем мире одна – усиление систем безопасности. Поэтому современные проекты предполагают наличие нескольких пассивных систем безопасности. В частности, в новом проекте «АЭС-2006» (станция с реактором ВВЭР-1200) предусмотрена «ловушка расплава» («устройство локализации расплава активной зоны»)- система локализации, рассчитанная и на «запроектную» аварию. Фактически это холодный тигель, расположенный под реактором. Эта мера защиты позволяет гарантировать, что расплавленное топливо останется в стабильном состоянии, «упав» в огнеупорный стакан. Кроме того, в ловушке присутствует так называемый «жертвенный материал» – специальный материал из оксидов железа и борной кислоты, позволяющий мгновенно заглушить реакцию. Впервые этим устройством была оснащена Тяньваньская АЭС в Китае, построенная по российскому проекту.
Важно отметить, что все российские АЭС находятся в зонах низкой сейсмоопасности. В европейской части нашей страны, на Великорусской плите, которая считается устойчивым массивом, землетрясения либо не происходят вовсе, либо происходят, но с небольшой интенсивностью (не более 5-6 баллов по шкале Рихтера). При этом проекты АЭС, которые сооружаются в России, учитывают прогнозируемый уровень сейсмического воздействия на территории площадки, он вычисляется отдельно для каждой площадки и каждого блока. В расчет берется уровень сейсмичности максимального расчетного землетрясения (МРЗ), которое может произойти с вероятностью 1 раз в 10 тысяч лет. Это предполагает проведение соответствующих расчетов для строительных конструкций, проектирование всех трубопроводов и оборудования с расчетом гипотетического сейсмического воздействия. В частности, на самом оборудовании предусматриваются гидроамортизаторы.
Наконец, на всех российских атомных станциях установлена автоматическая система контроля радиационной обстановки (АСКРО). Она предусматривает наличие датчиков, которые фиксируют уровень радиации вокруг радиационно опасных объектов в режиме реального времени. Показания этих приборов передаются на специальный
На всех наших станциях после Чернобыля были проведены дополнительные исследования возможных аварийных ситуаций и путей их преодоления. Поэтому на всех без исключения станциях была проведена модернизация систем безопасности. Где этого было сделать нельзя, реакторы остановлены и ведутся работы по выводу из эксплуатации (Белоярская и Нововоронежская АЭС). В результате на всех действующих АЭС нашей страны есть несколько систем, которые включаются одна за другой в случае возникновения ситуации обесточивания, полностью исключая возможность такого развития событий, какое имело место в Японии.
Если рассматривать безопасность АЭС, получивших разрешение на продление сроков эксплуатации, то любое продление сроков эксплуатации АЭС – это итог масштабной работы массы специалистов. При продлении принимается во внимание ресурс оборудования, получаются подтверждения конструкторов, которые обязаны гарантировать безопасность своего объекта сверх проектных сроков. Однако бесконечно продлением заниматься нельзя, потому что есть фактор старения материалов, кроме того, невозможно на старые реакторы поставить новые системы безопасности. Поэтому реакторы первого поколения надо оперативно заменять на новые. Именно по этому пути идет Россия, строя новые АЭС взамен остановленных. На сооружаемых блоках общая стоимость систем безопасности, предотвращающих радиоактивное воздействие на население и окружающую среду при самых неблагоприятных условиях (падение тяжелого самолета, землетрясение, цунами, взрывная волна), составляет около 40% от стоимости энергоблока.
