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 064:2016.                  

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 енергоблоків №2 та №3 ВП ЮУАЕС надходить і/або зберігається у ВСП в середньому 42 ТВЗ щорічно (для енергоблоку №1 – 48 ТВЗ). 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 води без поглиначу нейтронів в декілька щільно розташованих ТВЗ. 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. Окрім цього, ведуться роботи з аналізу можливості довикористання в активних зонах енергоблоків №2 та №3 неушкоджених збірок ТВЗ-W, що не опромінювались і зберігаються на ВСП або були достроково вивантажені з активних зон.

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». Розроблені та реалізуються заходи з постачання на ЮУАЕС комплексу «АРА-Н» та навчання фахівців ЮУАЕС його використанню.

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.

Через відсутність власного централізованого сховища Україна змушена кожен рік витрачати до 200 млн дол. на оплату послуг з вивезення та переробки відпрацьованого ядерного палива (ВЯП) на території Росії. Тому з 2005 року в нашій країні ведуться роботи з реалізації будівництва ЦСВЯП – централізованого сховища відпрацьованого ядерного палива, розташованого у зоні відчуження ЧАЕС.

Генеральний підрядник з будівництва - компанія БК «УКРБУДМОНТАЖ». Термін введення в експлуатацію 1-го пускового комплексу заплановано на 2020 рік. ЦСВЯП стане автономною ядерною установкою, яка забезпечить тривале зберігання (100 років) ВЯП з діючих енергоблоків РАЕС, ХАЕС та ЮУАЕС. Для зберігання ВЯП використовуватиметься технологія корпорації "Holtec International" – поверхневе «сухе» зберігання із застосуванням двобар’єрної системи ізоляції ВЯП від навколишнього середовища, що забезпечується обладнанням спеціально спроектованих інженерних систем контейнерного типу. Проектна місткість ЦСВЯП складатиме 458 контейнерів HI‑STORM, які зможуть вмістити у собі 16 529 відпрацьованих паливних збірок.

На нинішньому етапі проведена 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.