Ядерна безпека

Ядерна безпека – властивість реакторної установки та атомної станції з певною імовірністю запобігати виникненню ядерної аварії.

Ядерна аварія – аварія, яка призводить до пошкодження тепловиділяючих елементів (твелів), що перевищує встановлені межі безпечної експлуатації, і викликана ядерно-фізичними процесами внаслідок порушення контролю та управління ланцюговою реакцією поділу в активній зоні та/або утворення критичної маси під час перевантаження, транспортування і зберігання твелів, а також порушення тепловідводу від твел.

Безпека АЕС забезпечується за рахунок послідовної реалізації концепції глибокоешелонованого захисту, заснованої на застосуванні системи фізичних бар'єрів на шляху розповсюдження радіоактивних речовин та іонізуючого випромінювання, а також системи технічних і організаційних заходів щодо захисту фізичних бар'єрів і збереження їх ефективності, з метою захисту персоналу, населення і навколишнього середовища.

Система фізичних бар'єрів енергоблоку АЕС включає паливну таблетку, оболонку твела, межу контуру теплоносія першого контуру, герметичну огорожу реакторної установки та біологічний захист.

У разі виявлення непрацездатності будь-якого передбаченого проектом АЕС фізичного бар'єру чи засобів його захисту, відповідно до умов безпечної експлуатації, роботу енергоблоку АЕС на потужності заборонено.

Стратегія глибокоешелонованого захисту реалізовується на п'яти рівнях:

  • Рівень 1. Запобігання порушенням нормальної експлуатації;
  • Рівень 2. Забезпечення безпеки під час порушень нормальної експлуатації та запобігання аварійним ситуаціям;
  • Рівень 3. Запобігання та ліквідація аварій;
  • Рівень 4. Управління запроектними аваріями;
  • Рівень 5. Аварійна готовність і реагування.

Політику керівництва ВП ЮУАЕС в області забезпечення безпеки атомної станції викладено в однойменній заяві, яка визначає завдання в області безпеки.

Основним документом, що визначає безпечну експлуатацію реакторної установки та енергоблоку в цілому, є технологічний регламент безпечної експлуатації енергоблоку (ТРБЕ). ТРБЕ визначає межі й умови безпечної експлуатації енергоблоку, містить вимоги та основні прийоми безпечної експлуатації енергоблоку, а також загальний порядок виконання операцій, пов'язаних з безпекою АЕС.

Основними державним нормативними документами, що визначають вимоги до забезпечення ядерної безпеки атомних станцій, є:

  • 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 безпеки при зберіганні і транспортуванні ядерного палива на об'єктах енергетики» ПНАЕ Г-14-029-91;
  • Технічна експлуатація електричних станцій і мереж. 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 підставі вищезазначених документів у ВП ЮУАЕС розроблено та узгоджено у встановленому порядку перелік ядерно-небезпечних робіт (тобто робіт, що можуть призвести до ядерної аварії), а також розроблено відповідні регламенти, програми та інструкції, дотримання яких гарантує безаварійне виконання ядерно-небезпечних робіт на етапах транспортування, перевантаження, експлуатації та зберігання ядерного палива. Документація в обов'язковому порядку включає інформацію щодо мети та умов проведення ядерно-небезпечних робіт, заходів із забезпечення безпеки, розподілу обов'язків і відповідальності під час виконання робіт, порядку виконання операцій, а також критеріїв та контролю успішного виконання робіт.

 

Зберігання свіжого ядерного палива у вузлі свіжого палива (ВСП)

Для зберігання свіжого ядерного палива та підготовки його до транспортування в реакторне відділення на АЕС передбачено вузол свіжого палива.

ВСП призначений для прийому та вхідного контролю тепловиділяючих збірок (ТВЗ) і конструктивних елементів активної зони реактора, що прибули з заводу-виробника в транспортно-пакувальному контейнері (ТПК); транспортно-технологічних операцій з переміщення ТВЗ і конструктивних елементів з ТПК до чохлів для свіжого палива (ЧСП); зберігання або підготовки до транспортування ЧСП на енергоблоки ВП ЮУАЕС для перевантаження активної зони реактора під час планово-попереджувального ремонту.

Для кожного енергоблоку ВП ЮУАЕС надходить і/або зберігається у ВСП в середньому 42 ТВЗ щорічно. Крім цього, у ВСП зберігаються такі конструктивні елементи активної зони як поглинаючі стержні системи управління та захисту, імітатори ТВЗ (тобто точні копії ТВЗ, але без вмісту в них речовини поділу - урану-235).

Особливістю палива для водо-водяних енергетичних реакторів (ВВЕР) є небезпека виникнення самовільної ланцюгової ядерної реакції поділу в разі потрапляння декількох щільно розташованих ТВЗ у розмножуюче середовище – воду. Для запобігання імовірності виникнення такої події виконується комплекс технічних і адміністративних заходів. Можливість потрапляння води у ВСП виключається сукупністю наступних заходів:

  • розташуванням ВСП вище нульової позначки;
  • відсутністю сусідніх приміщень, з яких вода може потрапити до приміщення ВСП;
  • відсутністю трубопроводів з водою в приміщенні ВСП;
  • розташуванням ВСП у незатоплюваній зоні під час повені;
  • контролем температури та відносної вологості у ВСП з фіксацією показань датчиків самописцями;
  • наявністю дренажу;
  • обмеженим доступом до приміщення ВСП.

ВСП також оснащений системою контролю виявлення води, охоронною та пожежною сигналізаціями.

Контроль радіаційної обстановки під час транспортування та зберігання ТВЗ у ВСП здійснюється за допомогою блоків детектування гамма-випромінювання, з застосуванням оптико-акустичної сигналізації.

ВСП належить до сховищ класу 2 (за класифікацією ПНАЕ Г‑14‑029-91).

Ядерна безпека під час зберігання та транспортування ТВЗ, ТПК і ЧСП забезпечується їх конструкцією з урахуванням певних обмежень, що накладаються на кількість і розташування. Під час планово-попереджувального ремонту (ППР) свіже паливо, укомплектоване в ЧСП, транспортується з дотриманням усіх передбачених процедур і обмежень з ВСП до центрального залу реакторного відділення енергоблоку і далі в активну зону реакторної установки для експлуатації протягом паливної кампанії.

 

Експлуатація ядерного палива

На енергоблоках ВП ЮУАЕС експлуатуються два типи палива: ТВЗА російського виробництва (АТ «ТВЕЛ») та ТВЗ-W/WR американського виробництва (компанія «Westinghouse»).

Основним постачальником ядерного палива для ДП «НАЕК «Енергоатом» є АТ «ТВЕЛ» (Росія). Починаючи з 2005 року, воно поставляє до ВП ЮУАЕС збірки нового покоління – ТВЗА, так звані тепловиділяючі збірки альтернативної конструкції.

У 2005 році в активну зону енергоблоку №3 ЮУАЕС було завантажено 6 дослідних (пілотних) тепловиділяючих збірок, виготовлених у Сполучених Штатах Америки. Фірма-постачальник - компанія «Westinghouse». Паливо виробництва «Westinghouse» надано в рамках підписаної 2000 року українсько-американської виконавчої угоди щодо проекту кваліфікації ядерного палива для України (ПКЯПУ). Мета проекту - кваліфікація застосування на українських АЕС ядерного палива, спільно з методологією проектування та аналізу безпеки паливних завантажень, альтернативного постачальника. За чотири роки експлуатації 6 паливних збірок відпрацювали на потужності 1171 календарну добу. Результати дослідної експлуатації було визнано успішними.

У 2009 році, згідно з другим етапом ПКЯПУ, для енергоблоку №3 ЮУАЕС компанія «Westinghouse» поставила перевантажувальну партію, що складалася з 42 ТВЗ (ТВЗ-W). Фабрикацію ТВЗ перенесено до Шведського підрозділу компанії «Westinghouse». Перевантажувальну партію ТВЗ-W завантажено в активну зону енергоблоку №3 ЮУАЕС у 2010 році.

Під час перевантажувальних кампаній 2012 і 2013 років було виявлено ТВЗ-W з деформованими дистанціонуючими решітками (елементи каркасу ТВЗ-W). Незважаючи на ушкодження дистанціонуючих решіток, паливні елементи в цих ТВЗ-W були герметичними і виходу радіоактивних продуктів ділення з них не було зафіксовано. За результатами розслідування цієї події, компанією "Westinghouse" у співпраці з фахівцями ДП «НАЕК «Енергоатом» і НТК «ЯПЦ» ННЦ ХФТІ було розроблено рішення щодо зміцнення та зміни елементів конструкції ТВЗ-W, спрямовані на виключення їх ушкоджень під час транспортно-технологічних операцій. Рішення щодо зміцнення конструкції ТВЗ-W були викладені в концептуальному технічному рішенні, пояснювальній записці та в плані ліцензування з впровадження палива допрацьованої конструкції. Ці документи узгоджені з Держатомрегулювання України, згідно з ними ведуться роботи. Компанією «Westinghouse» проведені стендові випробування зміцненої конструкції (ТВЗ-WR) з подальшим наданням результатів випробувань до ДП «НАЕК «Енергоатом» і в Держатомрегулювання України. Першу партію ТВС-WR завантажено під час ППР 2015 року на енергоблоці №3 ЮУАЕС. 

Компонування активної зони ядерним паливом виконується відповідно до технічних рішень, розроблених АЕС, узгоджених ДП «НАЕК «Енергоатом» і Державною інспекцією ядерного регулювання України (ДІЯРУ) після проходження незалежної експертної перевірки в Державному науково-технічному центрі ядерної та радіаційної безпеки (ДНТЦ ЯРБ). Для обґрунтування безпечної експлуатації палива російського виробництва застосовується розрахунковий комплекс нейтронно-фізичних кодів «КАСКАД» розробки НДЦ «Курчатовський інститут» (Росія). Для енергоблоків з паливом виробництва «Westinghouse» розрахункові обґрунтування безпечної експлуатації виконує Центр з проектування активних зон (ЦПАЗ), створений на базі Національного наукового центру «Харківський фізико-технічний інститут» (м. Харків); розрахунки виконуються комплексом нейтронно-фізичних кодів «APA-H».

 

Внутрішньореакторний контроль палива

Для контролю нейтронно-фізичних і теплофізичних параметрів палива в активній зоні застосовуються наступні програмно-технічні засоби:

  • на енергоблоці №1 - у складі системи внутрішньореакторного контролю використовується математичне програмне забезпечення «Круїз» (розробник ТОВ «ІФ СНІІП Атом», Росія);
  • на енергоблоці №2 - математичне програмне забезпечення «Круїз» (ТОВ «ІФ СНІІП Атом», Росія), адаптоване в 2011 році додатково до палива виробництва «Westinghouse»;
  • на енергоблоці №3 - у 2004-2005 рр. виконано модернізацію системи моніторингу активної зони з застосуванням програмно-технічного комплексу «Вулкан-ВРК» і розрахункової моделі «BEACON» («Westinghouse») для проведення моніторингу палива АТ «ТВЕЛ» і «Westinghouse».

ТВЗ експлуатуються в активній зоні протягом трьох паливних кампаній з використанням певної кількості ТВЗ на четвертий рік. Паливна кампанія, як правило, триває близько десяти місяців. Перекомпонування активної зони відбувається в періоди ППР. ППР, зазвичай, триває близько двох місяців. Після закінчення експлуатації ТВЗ вивантажуються в приреакторний басейн витримки на зберігання.

 

Зберігання відпрацьованого ядерного палива (ВЯП)

З моменту вивантаження ВЯП з активної зони реактора до відправки на переробку має пройти не менше 3 років. Весь цей час ВЯП зберігається в спеціальних приреакторних басейнах витримки - залізобетонних сховищах, облицьованих нержавіючою сталлю. Тут відбувається спад активності вивантажених ТВЗ. Шар води надійно захищає від радіації та забезпечує охолодження ТВЗ.

Далі ВЯП відправляють до Гірничо-хімічного комбінату (м. Желєзногорськ, Красноярський край, Росія) – на технологічну витримку з подальшою переробкою. Усі високоактивні відходи, отримані після переробки ВЯП, з часом будуть повернуті в Україну (обов'язковість такої процедури регламентована вимогами законів країн світу, в тому числі України та Росії). На їх зберігання та захоронення знадобляться додаткові кошти.

Важливо й те, що в складі відпрацьованого ядерного палива містяться ядерні матеріали, які можуть бути використані в реакторах наступного покоління. Тому сьогодні в нашій країні прийнято рішення про будівництво ЦСВЯП – централізованого сховища відпрацьованого ядерного палива. ЦСВЯП призначено для зберігання відпрацьованих паливних збірок трьох АЕС - ВП РАЕС, ВП ХАЕС та ВП ЮУАЕС. 4 лютого 2009 року проект техніко-економічного обґрунтування його будівництва затверджений Кабінетом Міністрів України.

Проектний термін експлуатації ЦСВЯП - до 100 років. У ньому буде використано технологію, запропоновану американською корпорацією "Holtec International". На нинішньому етапі триває адаптація до неї інфраструктури ВП ЮУАЕС. У результаті виконаних робіт АЕС зможе приймати контейнери для транспортування ВЯП як американської компанії, так і російських підприємств, що спеціалізуються на зберіганні та переробці відпрацьованого палива.