Проект «АЭС-2006»: радиационное воздействие на окружающую среду

Выбросы и сбросы АЭС. Системы безопасности.  Управление проектными и запроектными авариями

В ОАО «Санкт-Петербургский научно-исследо­ва­тельский и проектно-конструкторский институт «Атом­энергопроект» (ОАО «СПбАЭП») разработан проект атомной электростанции нового поколения «АЭС-2006» с ВВЭР-1200. В настоящее время строительство двух блоков проекта «АЭС-2006» ведется на Ленинградской АЭС-2, где ОАО «СПбАЭП» выступает также в качестве генерального подрядчика. Кроме того, проект реализуется на площадках Балтийской АЭС в Калининградской области и Белорусской АЭС. И, скорее всего, он также будет использован при строительстве атомных электростанций в зарубежных странах.

«АЭС-2006» базируется на проекте «АЭС-91» с ВВЭР-1000, реализованном на Тяньваньской АЭС в Китае и основанном на опыте проектирования, строительства и эксплуатации 20 действующих ядерных энергетических блоков ВВЭР-1000/320 и ВВЭР-1000/428. Тяньваньская АЭС, проект которой прошел экспертизу МАГАТЭ, признана одной из самых безопасных современных станций.

В основу проектирования «АЭС-2006» положено дальнейшее эволюционное совершенствование, а также прямое заимствование отработанных ранее надежных систем по проекту «АЭС-91» с реактором ВВЭР-1000.

При разработке проекта «АЭС-2006» учитывались не только требования российских норм безопасности, но также рекомендации и нормы безопасности МАГАТЭ, публикации Международной консультативной группы по ядерной безопасности (INSAG), требования Европейских эксплуатирующих организаций к проектам атомных станций нового поколения с реакторами типа LWR (European Utility Requirements (EUR), Revision C).

Трехмерная модель ЛАЭС-2

Радиационный фактор при нормальной эксплуатации АЭС

При работе АЭС техногенные радиоактивные нуклиды поступают в окружающую среду с выбросами вытяжного воздуха из зданий станции через высотные вентиляционные трубы (высотой 100 м, по одной на каждый энергоблок) и сбросами нерадиоактивных вод.

Критерием приемлемости выбросов радиоактивных газов и аэрозолей АЭС в атмосферу является непревышение проектного расчетного уровня среднесуточного и среднемесячного допустимых выбросов радионуклидов в окружающую среду, регламентированных в санитарных правилах проектирования АЭС (СП АС-03). Для оптимизации радиационной защиты при нормальной эксплуатации АЭС в нормативной документации в качестве нижней границы эффективной дозы облучения населения от отдельного радиационного фактора (выбросы и сбросы станции) принят предел 10 мкЗв в год.

В последние годы достигнут высокий уровень безопасности действующих АЭС России и фактически пренебрежимый уровень облучения населения (менее 10 мкЗв/год). Фактические годовые выбросы находятся на уровне выбросов европейских АЭС и крайне малы.

Так, в 2005 году газоаэрозольные выбросы и жидкие сбросы всех АЭС были значительно меньше установленных допустимых значений (ДВ и ДС) и создали дополнительно к фоновому облучению населения от природных источников излучения (2,2 мЗв) дозу не более:

• 0,1 мкЗв на АЭС с реакторами ВВЭР-1000;
• 0,5 мкЗв на АЭС с реакторами ВВЭР-440;
• 2 мкЗв на АЭС с реакторами РБМК-1000.

Таким образом, уровень радиационного воздействия АЭС на население и окружающую среду не превышает 0,1% дозы, создаваемой природными источниками излучения, и не изменяет природный уровень естественной радиации в районе расположения станций. Выбросы АЭС даже на уровне 100% от допустимых являются безусловно приемлемыми и не создают обнаруживаемого приборами радиационного контроля изменения радиационной обстановки в районах расположения АЭС. Фактические выбросы оптимизированы, и их дальнейшее снижение экономически не оправдано. Задача по обеспечению радиационной безопасности персонала и населения на предстоящий период – сохранение достигнутого уровня выбросов и сбросов в окружающую среду.

Для проекта «АЭС-2006», с учетом указанного выше опыта эксплуатации действующих станций с ВВЭР, установлены дополнительные целевые пределы по выбросам и сбросам в окружающую среду при нормальной эксплуатации и нарушениях нормальной эксплуатации. Они более чем на порядок ниже требований действующих российских норм:

• годовой газоаэрозольный выброс инертных газов в окружающую среду – не более 40 ТБк;
• годовой выброс аэрозолей и иодов (долгоживущих нуклидов) – не выше 0,8 ГБк;
• годовой сброс радионуклидов (за исключением трития) с нерадиоактивными водами – не более 10 ГБк.

Соответствие данным целевым пределам гарантирует, что дозы для населения, формируемые за счет работы АЭС в режиме нормальной эксплуатации, будут существенно ниже минимально значимой дозы 10 мкЗв/год.

В качестве предела доз для населения при всех возможных нарушениях нормальной эксплуатации в проекте установлен предел, регламентированный в российских санитарных правилах (СП АС-03) как верхняя граница облучения населения при нормальной эксплуатации (квота) – 100 мкЗв/год.

Системы безопасности и управления запроектными авариями

Радиационное воздействие на население и окружающую среду выше установленных в нормативных документах пределов возможно только в случае запроектных аварий, сопровождающихся дополнительными отказами систем безопасности АЭС.

Общий подход, применяемый для детального изучения энергоблока в целом как на стадии проектирования и анализа безопасности, так и на этапе эксплуатации, принято называть концепцией глубокоэшелонированной защиты.

Концепция глубокоэшелонированной защиты, применяемая ко всем видам деятельности в области безопасности – организационным, поведенческим или связанным с проектированием, – обеспечивает такую глубину охвата перекрывающимися по своему действию мерами, при котором возникающий отказ будет обнаружен и скомпенсирован, или устранен соответствующими средствами.

Суть принципа глубокоэшелонированной защиты состоит в применении системы барьеров на пути распространения ионизирующего излучения и радиоактивных веществ в окружающую среду, а также системы технических и организационных мер по защите барьеров и сохранению их эффективности при непосредственной защите населения.

Классическая схема глубокоэшелонированной защиты изображена на рисунке ниже. Физические барьеры выделены синим цветом. Для каждого из уровней защиты (красный цвет) определяются приоритетные цели безопасности и пути их достижения.

 Схема глубокоэшелонированной защиты

Для обеспечения безопасности станции и смягчения последствий отказов барьеров должны выполняться основополагающие функции безопасности при эксплуатации, во время и после проектной аварии и, насколько это представляется практически возможным, при возникновении запроектных аварийных условий. К таким функциям относятся:

• управление реактивностью;
• отвод остаточного тепла из активной зоны;
• локализация радиоактивных материалов и контроль эксплуатационных сбросов, а также ограничение аварийных выбросов.

Для выполнения функций безопасности необходимо использовать принципы проектирования, обеспечивающие повышение надежности за счет резервирования, разностороннего подхода и независимости.

Работа АЭС при нормальной эксплуатации обеспечивается соответствующими системами безопасности. В проекте предусмотрено непревышение пределов безопасной эксплуатации и сохранение работоспособности АЭС в режиме нарушения нормальной эксплуатации. Соблюдены установленные нормами и правилами эксплуатационный предел и предел безопасной эксплуатации в зависимости от степени повреждения твэлов при работе АЭС на мощности.

Для проектных аварий основная роль отводится третьему уровню глубокоэшелонированной защиты. В концепции безопасности этому уровню отводится задача реализации стратегии предотвращения развития аварий.

Условия выполнения этой задачи следующие:

• введение в действие систем безопасности, ограничивающих развитие исходного события;
• использование, при необходимости, корректирующих действий персонала;
• приведение установки в конечное стабильное состояние, позволяющее выполнить восстановительные работы;
• ограничение радиационных последствий проектных аварий установленными критериями.

Реализация стратегии обеспечивается благодаря комплексу технических средств и организационно-технических мер, включающих системы безопасности (защитные, локализующие, управляющие, обеспечивающие), систему информационной поддержки оператора, свойства реакторной установки, обеспечивающие ее самозащищенность, комплекс технических средств и мер по подготовке персонала.

В проекте «АЭС-2006» реализованы не только традиционные системы безопасности (спринклерная, аварийного охлаждения активной зоны и т.д.), но и специальные пассивные системы, предназначенные для ликвидации последствий и управления запроектными авариями. В их число входят:

• система удаления водорода из защитной оболочки;
• система локализации расплава;
• системы пассивного отвода тепла от контейнмента (СПОТ ЗО) и парогенераторов (СПОТ ПГ) при запроектных авариях;
• система подавления образования летучих форм иода.

Предусмотрено функциональное резервирование систем безопасности для выполнения основных функций безопасности.

Пассивные системы управления запроектными авариями СПОТ ЗО и СПОТ ПГ обеспечивают:

• непревышение проектного давления внутри ЗО при тяжелой запроектной аварии с плавлением топлива и отказом спринклерной системы;
• отвод остаточных тепловыделений и расхолаживание реакторной установки в режимах полного обесточивания АЭС и полной потери питательной воды;
• сведение к минимуму выброса в окружающую среду радиоактивного теплоносителя при авариях с течами из первого во второй контур;
• обеспечение резерва активных систем безопасности, в случае их отказа, для аварийного расхолаживания реакторной установки при авариях с течами теплоносителя первого контура.

Строительство первого энергоблока ЛАЭС-2

Радиационное воздействие на население и окружающую среду при авариях

Цель обеспечения радиационной безопасности в проекте «АЭС-2006» достигается путем разработки инженерных и организационных средств обеспечения мероприятий, направленных на предотвращение аварий, ограничение их радиологических последствий, обеспечение «практической невозможности» аварии с серьезными последствиями. Вероятность превышения установленных значений предельного аварийного выброса (ПАВ) для одного реактора должна быть ниже 10-7 в год.

Атомная станция с ВВЭР-1200 спроектирована таким образом, что радиационное воздействие на население, вызванное аварийными выбросами радиоактивных газов и аэрозолей, на границе и за пределами промплощадки ограничено в соответствии с требованиями российских нормативных документов.

При проектных авариях ожидаемые эквивалентные дозы облучения критической группы населения на границе санитарно-защитной зоны (граница промплощадки) и за ее пределами в первый год после аварии не превышают 5 мЗв на все тело человека и 50 мЗв на отдельные органы. Для АЭС с ВВЭР-1200 для проектных аварий дополнительно установлены следующие целевые пределы: при авариях с вероятностью более 10-4 в год эффективная доза должна быть менее 1 мЗв на событие, с вероятностью менее 10-4 в год –  менее 5 мЗв.

Основные технические решения, направленные на снижение вероятности превышения ПАВ и ограничение радиационного воздействия при расширенных проектных условиях, связаны с эффективным управлением тяжелыми авариями для обеспечения целостности защитной оболочки.

Системы отвода остаточного тепла от реакторной установки, реализованные в проекте, позволяют предотвратить плавление активной зоны реактора для большого числа возможных аварийных последовательностей даже при возникновении дополнительных отказов, снижая интегральную вероятность повреждения активной зоны.

Вероятностные анализы безопасности первого уровня, выполненные для проектов АЭС с ВВЭР повышенной безопасности, подтвердили, что предел частоты повреждения активной зоны менее 10-5 на реактор в год надежно достигается; вероятность тяжелого повреждения активной зоны составляет менее 10-6 на реактор в год.

При запроектных авариях эквивалентные дозы облучения ограниченной части населения (критической группы) на границе и за пределами зоны планирования защитных мероприятий в соответствии с требованиями нормативных документов в первый год после аварии не превышают 5 мЗв на все тело и 50 мЗв на отдельные органы.

Для тяжелых запроектных аварий (вероятность аварийного выброса – 10-7 в год) в результате оценки и анализа прогнозируемых уровней выброса предложены ПАВ для радиационно-значимых нуклидов:

• на ранней фазе аварии, при утечках радиоактивных веществ через неплотности двойной защитной оболочки и байпасом контейнмента, приземный выброс ¹³³Xe не должен превышать 104 ТБк, ¹³¹I – 50 ТБк, ¹³⁷Cs – 5 ТБк;
• на промежуточной и поздней фазах, при снижении давления в контейнменте, выбросы через вентиляционную трубу ¹³³Xe не должны быть выше 105 ТБк, ¹³¹I – не более 50 ТБк, ¹³⁷Cs – не более 5 ТБк.

Предложенные пределы аварийного выброса обеспечивают достижение поставленных в проекте «АЭС-2006» целевых критериев, а именно:

• исключения необходимости введения экстренной эвакуации и длительного отселения людей, проживающих за пределами промплощадки;
• ограничение зоны планирования обязательных защитных мероприятий (ЗПЗМ) для населения радиусом не более 3 км;
• ограничение защитных мер в ЗПЗМ временным укрытием населения и иодной профилактикой.

Таким образом, ограничение радиационного воздействия энергоблоков ВВЭР-1200 на население и окружающую среду при авариях соответствует современным требованиям международной практики проектирования АЭС (European utility requirements for LWR nuclear power plants. Revision С).

Авторы

В.В. Безлепкин, д.т.н., С.Е. Семашко, А.С. Фролов
ОАО «СПбАЭП»