Ядерная безопасность

Ядерная безопасность – свойство реакторной установки и атомной станции с определенной вероятностью предотвращать возникновение ядерной аварии.

Ядерная авария – авария, приводящая к повреждению тепловыделяющих элементов (твэлов), которое превышает установленные пределы безопасной эксплуатации, и вызванная ядерно-физическими процессами вследствие нарушения контроля и управления цепной реакцией деления в активной зоне и/или образования критической массы при перегрузке, транспортировке и хранении твэлов, а также нарушении теплоотвода от твэл.

Безопасность АЭС обеспечивается за счет последовательной реализации концепции глубокоэшелонированной защиты, основанной на применении системы физических барьеров на пути распространения радиоактивных веществ и ионизирующего излучения, а также системы технических и организационных мер по защите физических барьеров и сохранению их эффективности, с целью защиты персонала, населения и окружающей среды.

Система последовательных физических барьеров энергоблока АЭС включает топливную таблетку твэл, оболочку твэл, границу контура теплоносителя первого контура, герметичное ограждение реакторной установки и биологическую защиту.

При выявлении неработоспособности любого, предусмотренного проектом АЭС физического барьера или средств его защиты, согласно условиям безопасной эксплуатации, работа энергоблока АЭС на мощности запрещена.

Стратегия глубокоэшелонированной защиты реализовывается на пяти уровнях:

  • Уровень 1. Предотвращение нарушений нормальной эксплуатации;
  • Уровень 2. Обеспечение безопасности при нарушениях нормальной эксплуатации и предотвращение аварийных ситуаций;
  • Уровень 3. Предотвращение и ликвидация аварий;
  • Уровень 4. Управление запроектными авариями;
  • Уровень 5. Аварийная готовность и реагирование.

Политика руководства ОП ЮУАЭС в области обеспечения безопасности атомной станции изложена в одноименном заявлении, которое определяет задачи в области безопасности.

Основным документом, определяющим безопасную эксплуатацию реакторной установки и энергоблока в целом, является технологический регламент безопасной эксплуатации энергоблока (ТРБЭ). ТРБЭ определяет пределы и условия безопасной эксплуатации энергоблока, содержит требования и основные приемы безопасной эксплуатации энергоблока, а также общий порядок выполнения операций, связанных с безопасностью АЭС.

Основными государственными нормативными документами, определяющими требования к обеспечению ядерной безопасности атомных станций, являются:

  • «Загальні положення безпеки атомних станцій»  НП 306.2.141-2008;
  • «Правила ядерної безпеки реакторних установок атомних станцій з реакторами з водою під тиском» НП 306.2.145-2008;
  • «Правила безопасности при хранении и транспортировке ядерного топлива на объектах энергетики» ПНАЭ Г-14-029-91;
  • «Техническая эксплуатация электрических станций и сетей. Правила» ГКД 34.20.507-2003;
  • «Поводження з ядерним паливом. Перевантаження палива в реакторі ВВЕР-1000. Номенклатура експлуатаційних нейтронно-фізичних розрахунків та експериментів», ДП «НАЕК «Енергоатом», 2013 р. СОУ НАЕК 064:2013.

На основании вышеупомянутых документов в ОП ЮУАЭС разработан и согласован в установленном порядке перечень ядерно-опасных работ (т.е. работ, которые могут привести к ядерной аварии), а также разработаны соответствующие регламенты, программы и инструкции, соблюдение которых гарантирует безаварийное выполнение ядерно-опасных работ на этапах транспортировки, перегрузки, эксплуатации и хранения ядерного топлива. Документация в обязательном порядке включает информацию о целях и условиях проведения ядерно-опасных работ, мероприятиях по обеспечению безопасности, распределению обязанностей и ответственности во время выполнения работ, порядке выполнения операций, а также критериях и контроле успешного выполнения работ.

 

Хранение свежего ядерного топлива в узле свежего топлива (УСТ)

Для хранения свежего ядерного топлива и подготовки его к транспортировке в реакторное отделение на АЭС предусмотрен узел свежего топлива.

УСТ предназначен для приема и входного контроля тепловыделяющих сборок (ТВС) и конструктивных элементов активной зоны реактора, которые прибыли с завода-изготовителя в транспортно-упаковочном контейнере (ТУК); транспортно-технологических операций по перемещению ТВС и конструктивных элементов из ТУК в чехлы для свежего топлива (ЧСТ); хранения и подготовки к транспортировке ЧСТ на энергоблоки ОП ЮУАЕС для перегрузки активной зоны реактора во время планово-предупредительного ремонта. Для каждого энергоблока ОП ЮУАЭС поступает и/или хранится в УСТ в среднем 42 ТВС ежегодно. Кроме этого, в УСТ хранятся такие конструктивные элементы активной зоны как поглощающие стержни системы управления и защиты, имитаторы ТВС (т.е. точные копии ТВС, но без содержания в них делящегося вещества – урана-235).

Особенностью топлива для водо-водяных энергетических реакторов (ВВЭР) является опасность возникновения самопроизвольной цепной ядерной реакции деления при попадании нескольких плотно расположенных ТВС в размножающую среду – воду. Для предотвращения вероятности возникновения данного события выполняется комплекс технических и административных мер. Возможность попадания воды в УСТ исключается совокупностью следующих мероприятий:

  • расположением УСТ выше нулевой отметки;
  • отсутствием соседних помещений, из которых вода может попасть в помещение УСТ;
  • отсутствием трубопроводов с водой в помещении УСТ;
  • расположением УСТ в незатопляемой зоне при наводнении;
  • контролем температуры и относительной влажности в УСТ с фиксацией показаний датчиков самописцами;
  • наличием дренажа;
  • ограниченным доступом в помещение УСТ.

УСТ также оснащён системой контроля обнаружения воды, охранной и пожарной сигнализациями.

Контроль радиационной обстановки в УСТ осуществляется с помощью блоков детектирования гамма-излучения, с использованием оптико-акустической сигнализации.

УСТ относится к хранилищам класса 2 (по классификации ПНАЭ Г-14-029-91).

Ядерная безопасность при хранении и транспортировке ТВС, ТУК и ЧСТ обеспечивается их конструкцией с учетом определенных ограничений, накладываемых на количество и расположение.

Во время планово предупредительного ремонта (ППР) свежее топливо, укомплектованное в ЧСТ, транспортируется с соблюдением всех предусмотренных процедур и ограничений из УСТ в центральный зал реакторного отделения энергоблока и далее в активную зону реакторной установки для эксплуатации в течение топливной кампании.

 

Эксплуатация ядерного топлива

На энергоблоках ОП ЮУАЭС эксплуатируются два типа топлива: ТВСА российского производства (АО «ТВЭЛ») и ТВС-W/WR американского производства (компания «Westinghouse»).

Основным поставщиком ядерного топлива для ГП «НАЭК «Энергоатом» является АО «ТВЭЛ» (Россия). Начиная с 2005 года, оно поставляет в ОП ЮУАЭС сборки нового поколения – ТВСА, т.н. тепловыделяющие сборки альтернативной конструкции.

В 2005 году в активную зону энергоблока №3 ЮУАЭС были загружены 6 опытных (пилотных) тепловыделяющих сборок, произведенных в Соединенных Штатах Америки. Фирма-поставщик - компания «Westinghouse». Топливо производства «Westinghouse» предоставлено в рамках подписанного в 2000 году украинско-американского исполнительного соглашения относительно проекта квалификации ядерного топлива для Украины (ПКЯТУ). Цель проекта – квалификация применения на украинских АЭС ядерного топлива, совместно с методологией проектирования и анализа безопасности топливных загрузок, альтернативного поставщика. За четыре года эксплуатации 6 топливных сборок отработали на мощности 1171 календарные сутки. Результаты опытной эксплуатации были признаны успешными.

В 2009 году, согласно второму этапу ПКЯТУ, для энергоблока №3 ЮУАЭС компания «Westinghouse» поставила перегрузочную партию, состоящую из 42 ТВС (ТВС-W). Фабрикация ТВС перенесена в Шведское подразделение компании «Westinghouse». Перегрузочная партия ТВС-W была загружена в активную зону энергоблока №3 в 2010 году.

В ходе перегрузочных кампаний 2012 и 2013 годов были выявлены ТВС-W с деформированными дистанционирующими решетками (элементы каркаса ТВС-W). Несмотря на повреждение дистанционирующих решеток, топливные элементы в этих ТВС‑W были герметичны и выхода радиоактивных продуктов деления из них не было зафиксировано. По результатам расследования этого события, компанией «Westinghouse» в сотрудничестве со специалистами ГП «НАЭК «Энергоатом» и НТК «ЯТЦ» ННЦ ХФТИ были выработаны решения по упрочнению и изменению элементов конструкции ТВС-W, направленные на устранение конструктивных недостатков и на исключение их повреждений при транспортно-технологических операциях. Решения по доработке конструкции ТВС-W были изложены в концептуальном техническом решении, пояснительной записке и в плане лицензирования по внедрению топлива доработанной конструкции. Эти документы согласованы с Госатомрегулирования Украины и по ним ведутся работы. Компанией «Westinghouse» проведены стендовые испытания доработанной конструкции (ТВС-WR) с последующим предоставлением результатов испытаний в ГП «НАЭК «Энергоатом» и в Госатомрегулирования Украины. Первая партия ТВС-WR загружена в ходе ППР в 2015 году на энергоблоке №3 ЮУАЭС.

Компоновка активной зоны ядерным топливом производится в соответствии с техническими решениями, разработанными АЭС, согласованными ГП «НАЭК «Энергоатом» и Государственной инспекцией ядерного регулирования Украины (ГИЯРУ) после прохождения независимой экспертной проверки в Государственном научно-техническом центре ядерной и радиационной безопасности (ГНТЦ ЯРБ). Для обоснования безопасной эксплуатации топлива российского производства применяется расчетный комплекс нейтронно-физических кодов «КАСКАД» разработки НИЦ «Курчатовский институт» (Россия). Для энергоблоков с топливом производства «Westinghouse» расчетные обоснования безопасной эксплуатации выполняет Центр проектирования активных зон (ЦПАЗ), созданный на базе Национального научного центра «Харьковский физико-технический институт» (г. Харьков); расчеты выполняются комплексом нейтронно-физических кодов «APA-H».

 

Внутриреакторный контроль топлива

Для контроля нейтронно-физических и теплофизических параметров топлива в активной зоне применяются следующие программно-технические средства:

  • на энергоблоке №1 – в составе системы внутриреакторного контроля используется математическое программное обеспечение «Круиз» (разработчик ООО «ИФ СНИИП Атом», Россия);
  • на энергоблоке №2 – математическое программное обеспечение «Круиз» (ООО «ИФ СНИИП Атом», Россия), адаптированное в 2011 году дополнительно под топливо производства «Westinghouse»;
  • на энергоблоке №3 – в 2004-2005 гг. выполнена модернизация системы мониторинга активной зоны с применением программно-технического комплекса «Вулкан-ВРК» и расчетной модели «BEACON» («Westinghouse») для проведения мониторинга топлива АО «ТВЭЛ» и «Westinghouse».

ТВС эксплуатируются в активной зоне в течение трех топливных кампаний с использованием некоторого количества ТВС на четвертый год. Топливная кампания, как правило, длится около десяти месяцев. Перекомпоновка активной зоны происходит в периоды ППР энергоблоков. ППР, как правило, длится около двух месяцев. По окончании эксплуатации ТВС выгружаются в приреакторный бассейн выдержки на хранение.

 

Хранение отработавшего ядерного топлива (ОЯТ)

С момента выгрузки ОЯТ из активной зоны реактора до отправки на переработку должно пройти не менее 3 лет. Все это время ОЯТ хранится в специальных приреакторных бассейнах выдержки – железобетонных хранилищах, облицованных нержавеющей сталью. Здесь происходит спад активности выгруженных ТВС. Слой воды надежно защищает от радиации и обеспечивает охлаждение ТВС.

Далее ОЯТ отправляется на Горно-химический комбинат (г. Железногорск, Красноярский край, Россия) на технологическую выдержку с последующей переработкой. Все высокоактивные отходы, полученные после переработки ОЯТ, со временем будут возвращены в Украину (обязательность такой процедуры регламентирована требованиями законов стран мира, в том числе Украины и России). На их хранение и захоронение понадобятся дополнительные средства.

Немаловажно и то, что в составе отработанного ядерного топлива содержатся ядерные материалы, которые могут быть использованы в реакторах будущего поколения. Поэтому сегодня в нашей стране принято решение о строительстве ЦХОЯТ – централизованного хранилища отработавшего ядерного топлива. ЦХОЯТ предназначено для хранения отработавших топливных кассет трех АЭС – ОП РАЭС, ОП ХАЭС и ОП ЮУАЭС. 4 февраля 2009 г. проект технико-экономического обоснования его строительства утвержден Кабинетом Министров Украины.

Проектный срок эксплуатации ЦХОЯТ – не менее 100 лет. В нем будет использована технология, предложенная американской корпорацией "Holtec International". На данном этапе идет адаптация инфраструктуры Южно-Украинской атомной станции к ней. В результате выполненных работ АЭС сможет принимать контейнеры для транспортировки ОЯТ как американской компании, так и российских предприятий, специализирующихся на хранении и переработке отработанного топлива.