Советский Союз является пионером в области ядерной энергетики. Подход к проектированию первых АЭС оказался примерно одинаковым во всех странах: первые АЭС строились вдали от крупных городов, целостность активной зоны гарантировалась относительно низкими тепловыми нагрузками, средства теплотехнического контроля составляли заметную долю в техническом проекте.
Основные интуитивные соображения, заложенные в проекты первых АЭС, впоследствии нашли четкую формулировку в понятии биологического риска, позволившем сформулировать требования о предельно допустимых выбросах радиоактивных веществ в зависимости от плотности населения в ареале конкретной АЭС.
Как известно, стратегия строительства АЭС в Советском Союзе определяется несоответствием запасов органического топлива в густонаселенной Европейской части страны требуемому темпу развития энергетики. Это означает, что в ближайшем будущем АЭС и теплоцентрали будут строиться недалеко от крупных населенных пунктов. Экономические же соображения вынуждают эксплуатировать реакторы АЭС при высоких теплотехнических параметрах и в то же время не превышать разумного биологического риска. Как и за рубежом, в нашей стране эта дилемма решается удовлетворением нескольким десяткам критериев стандартов качества: организацией многопетлевого теплосъема, структурой систем управления и защиты, отводом остаточного тепловыделения, аварийным расхолаживанием, а также созданием технических средств безопасности. Известно, что в Советском Союзе несколько АЭС построены без защитных оболочек и при этом обеспечивается безопасный режим их эксплуатации.
Геометрия контуров теплообмена и других устройств должна исключать возможность образования вторичной критической массы в случае разрушения оболочек твэлов и вытекания расплавленного ядерного топлива. Советский Союз оказывает помощь в создании АЭС многим странам, поэтому критерии безопасности, которым должны удовлетворять АЭС, отражают мировые достижения в этом вопросе.
Среди прочих мер по улучшению ядерной безопасности в нашей стране особое внимание уделяется приборному обеспечению и прогнозированию отказов на основе статистическое анализа работы ядерных реакторов.
АЭС считается безопасной, если комплот сом мер, по преимуществу технических, исключается биологический вред ее персоналу и населению примыкающей к станции территории сверх допустимых по современным пред ставленням биологической науки пределов при нормальной эксплуатации АЭС и постулируемых аварийных ситуациях.
Безопасность АЭС предполагает, как минимум, решение таких вопросов, как безопасное ведение основного технологического процесса, поддержание процесса в безопасных пределах при повреждениях оборудования и ошибках персонала, защиту населения и окружающей среды, учет потенциальной опасности.
Безопасное ведение процесса характеризуется надежным контролем за реактивностью и организацией надежного теплоотвода при относительно стабильном во времени распределении энерговыделения. Эффективность средств управления должна соответствовать всем прогнозируемым изменениям реактивности во всех мыслимых эксплуатационных режимах, в том числе и аварийном. Скорость воздействия этих средств должна соответствовать скорости изменения реактивности и быть такой, чтобы исключить неконтролируемое изменение реактивности при всех операциях на реакторе, включая перегрузку топлива. Тепловыделение в топливе должно соответствовать теплоотводу, чтобы не была превышена допустимая при длительной эксплуатации температура топлива и конструкционных материалов. Это достигается поддержанием в безопасных пределах общей мощности активной зоны и распределением ее по элементам активной зоны. Температура теплоносителя, его фазовый состав, давление, расход, распределение расхода теплоносителя по элементам реактора и изменение расхода во времени при этом всегда остаются в допустимых пределах, определенных для всех эксплуатационных режимов.
Все звенья основного технологического процесса должны быть устойчивыми к возможным нарушениям в работе и отклонениям от нормы. Одним из важнейших условий устойчивости является отсутствие положительных мощностных эффектов реактивности, особенно быстродействующих, которые существенно затрудняют управление нормальным ходом технологического процесса. Скорость снижения реактивности для экстренного уменьшения мощности или для аварийного заглушения реактора должна быть достаточной, чтобы обеспечить требуемый характер уменьшения тепловыделения и надежное поддержание реактора в заданном состоянии необходимое время.
Отклонения мощности и ее распределения по реактору от нормы надежно контролируются и своевременно ликвидируются средствами управления реактивностью и аварийной защиты. Не должно возникать кризисных условий теплоотвода на поверхности твэлов; это достигается сочетанием средств поддержания уровня тепловыделения и требуемой интенсивности теплоотвода. Средства защиты должны предотвращать повреждение контура при нарушении условий в циркуляционном контуре, а пропускная способность предохранительных клапанов и других защитных устройств — обеспечивать безопасность установки при всех возможных нарушениях режима эксплуатации.
На случай образования в циркуляционном контуре негерметичностей или разрывов предусматриваются меры по поддержанию безопасных параметров теплоносителя и обеспечению достаточного теплоотвода от твэлов, а также разработаны средства для локализации выходящих с теплоносителем радиоактивных веществ.
В проекте АЭС закладываются предельные размеры повреждения твэлов, при которых можно нормально эксплуатировать АЭС, и средства их контроля. Меры локализации радиоактивности и средства очистки выбросов обеспечивают нормальную радиационную обстановку на местности и соблюдение установленных действующих норм предельных уровней облучения населения.
По отношению к каждому конкретному нарушению режима эксплуатации устанавливается безопасный предел. При этом, в зависимости от характера режима эксплуатации, на случай превышения одного из установленных для него безопасных пределов предусматриваются меры, направленные либо на полную нейтрализацию нарушения и сохранение установки в работе, либо на предотвращение развития нарушения и перерастания его в аварию, либо на предотвращение опасного воздействия на население и окружающую среду.
Обычной стратегией при проектировании, строительстве и эксплуатации АЭС является проведение мероприятий, уменьшающих вероятность отказа с увеличением степени опасности аварии; однако экономически нецелесообразно чрезмерно усложнять конструкцию АЭС с тем, чтобы предотвратить возможный ее простой из-за такого отказа, который может и не произойти за все время существования станции. При любой принимаемой степени избыточности компонентов и систем АЭС как гарантии ее надежности всегда исходят из того, что на АЭС могут возникнуть нарушения, последствия которых представляют опасность для населения, т. е. всегда рассматривают проблему максимальной проектной аварии, и целенаправленность защитных мер переносится с сохранения работоспособности АЭС на защиту населения и окружающей среды.
Для каждой АЭС устанавливается предельное нарушение, последствия которого могут быть достаточно надежно локализованы предусматриваемыми мерами безопасности населения. Например, для ВВЭР (реактор НВАЭС) не рассматриваются такие чрезвычайно маловероятные события, как разрыв корпуса и трубопроводов.
Неопределенность максимальной проектной аварии частично компенсируется выбором площадки АЭС вне территории, примыкающей к городам. Однако тенденция приближения АЭС к большим городам (теплофикационные АЭС, АЭС с выработкой горячего теплоносителя для химических и металлургических комбинатов и т. п.) потребует существенного усиления строгости максимальной проектной аварии.
Нередко рассматривается также максимально мыслимая авария, с последствиями которой защитные устройства могут справиться лишь частично, например авария с оплавлением активной зоны. Но и в этих случаях защитные средства должны обеспечить уровни радиации и выбросы радиоактивных веществ, не превышающие допустимые аварийные.
Теплотехническая надежность АЭС обеспечивается уменьшением неравномерности тепловыделения в активной зоне; наличием отрицательных мощностных эффектов реактивности, значение которых должно быть заведомо меньше, чем эффективность быстрой части аварийной защиты; увеличением теплообменной поверхности твэлов; наличием определенного запаса между рабочими и предельно допустимыми значениями параметров, который устанавливается исходя из достоверных сведений о параметрах, реализуемых в реакторе в рассматриваемых условиях, а это, в свою очередь, зависит от совершенствования измерительных систем и расчетных методов. В настоящее время системы внутриреакторного контроля, средства получения и представления оперативной информации о состоянии активной зоны, а также гибкие системы регулирования распределения энерговыделения по активной зоне позволяют держать этот запас в пределах 10%; желательной ближайшей целью является уменьшение его до 5%.
В первоначальных разработках ВВЭР запас до кризиса теплообмена как отношение критического теплового потока на поверхности твэлов к реальному в рассматриваемых условиях брался равным 3—5 без конкретизации возможных аварийных условий и по мере расшифровки аварийных условий был уменьшен до 2. В дальнейшем был внедрен метод определения запасов докризисных условий, определяемых отклонениями эксплуатационного режима от номинального, например запаса по мощности или запаса по расходу теплоносителя.
Важным фактором уменьшения запасов является повышение надежности системы теплоотвода, которую эквивалентно увеличению pacпада теплоносителя, так как позволяет получить тот же самый эффект.
Маневр мощности в суточном или недельном графике нагрузки АЭС, а также изменен запаса реактивности с кампанией должны осуществляться с помощью технических средств, исключающих нарушение пределов, устанавливаемых требованиями ядерной безопасности.
В реакторах ВВЭР-1000, вслед за реакторами АМБ Белоярской АЭС и серийными реакторами РБМК (например, Ленинградской АЭС), запроектирована система внутриреакторного контроля энерговыделения с использованием внутриреакторных детекторов и ЭВМ для обработки информации. Это позволит, в частности, выполнять автоматическую корректировку нейтронного поля для оптимизации его распределения, что особенно важно для подавления возможных колебаний распределения мощности из-за нестационарного отравления ксеноном.
В настоящее время в Советском Союзе накоплен большой опыт использования на АЭС информационных ЭВМ, часть из которых выполняет и вычислительные операции по сравнительно простым алгоритмам. В проектах новых АЭС предусматривается широкое применение ЭВМ в системе управления и контроля. Особенно велика роль ЭВМ для системы внутриреакторного контроля, которая в условиях уменьшенных запасов до предельных значений параметров должна вырабатывать достаточную и аргументированную информацию о безопасности осуществляемых режимов. Кроме того, ЭВМ могут осуществлять автоматизацию и оптимизацию ряда технологических процессов на АЭС.
Опыт эксплуатации АЭС показывает, что безопасность их осуществляется при выполнении как минимум следующих требований:
- высокое качество разработки, изготовления и монтажа атомной техники;
- контроль состояния оборудования во время его эксплуатации и восстановление высокого качества его по результатам контроля;
- разработка и реализация эффективных защитных мер и устройств для предотвращения аварий и компенсаций возникших нарушений (включение резервною оборудования, аварийный останов реактора и т. п.) или для предотвращения развития аварий и уменьшения последствий нарушений (аварийное охлаждение активной зоны);
- разработка и реализация страхующих мер, направленных на локализацию распространения радиоактивности и уменьшающих последствия аварий;
- последовательное и взаимосогласованное осуществление всех необходимых технических и организационных мер безопасности на всех этапах проектирования, строительства, ввода в эксплуатацию, эксплуатации, ремонта АЭС, включая проведение внепланового ремонта после аварий на реакторе;
- четкое и научно обоснованное нормирование всех технических и организационных мер обеспечения ядерной безопасности;
- четкая и действенная система комплексного государственного надзора за обеспечением безопасности АЭС, опирающаяся на закон и не зависящая от административной подчиненности разработчиков, изготовителей и эксплуатационников АЭС.
Особое внимание обращается на специфику работы конструкций АЭС, вибрационные, коррозионные, радиационные и иные виды воздействия, на обеспечение возможности контроля и диагностирования состояния элементов установки, на разработку и введение межотраслевых норм конструирования, допустимых напряжений, технологических процессов при изготовлении оборудования и т. п.
Опыт работы первых АЭС подчеркивает необходимость более внимательного рассмотрения локализующих и защитных устройств в составе АЭС. Так, на ВВЭР основной вклад в дозовые нагрузки при аварии с разгерметизацией вносит 131I. При расплавлении активной зоны, если не применить специальные меры удержания радиоактивности, аварийная дозовая нагрузка может наблюдаться на довольно большом расстоянии от места расположения АЭС.
Вероятность аварии с разрывом корпуса реактора при современном уровне технологии и контроля оценивается экспертами как 10-6 в год, а с разрывом главного трубопровода — порядка 10-4—10-3 в год. Поэтому такие аварии оцениваются с позиций выработки предельных подходов. При рассмотрении этих аварий исходят из оценок максимального содержания короткоживущих радиоактивных продуктов деления, которое прямо пропорционально тепловой мощности реактора. Количество же долгоживущих радиоактивных элементов зависит от суммарной выработанной энергии и продолжительности облучения твэлов. В активной зоне проработавшего продолжительное время на мощности 1000 Мвт (т.) реактора через 12 ч после заглушения активность составляет 109 кюри. При выбросе продуктов деления такая активность может привести к серьезному загрязнению близлежащих территорий.
Рис. 4.3. Картограмма загрузим реактора РБМК
В мировой практике принято сооружение охлаждаемых защитных оболочек, способных выдержать повышение давления и температуры в результате аварии с мгновенным поперечным обрывом главного трубопровода (диаметром 500 мм для ВВЭР-440 и 850 мм для ВВЭР-1000) с выходом теплоносителя и исключить выброс радиоактивности, превышающий допустимые нормы. Мощность системы аварийного охлаждения активной зоны должна быть достаточной, чтобы не допустить расплавления твэлов. Основными элементами системы аварийного расхолаживания являются гидроемкости, аварийные насосы высокого давления и аварийные насосы низкого давления. Вода из гидроемкостей подается в реактор после снижения давления в контуре в 2—3 раза. Для реактора ВВЭР-1000 предусмотрено сооружение защитной оболочки над реакторным залом и всеми помещениями I контура, рассчитанной на избыточное давление 4 кгс/см2 и способной удержать весь выходящий из реакторной установки в аварийных условиях теплоноситель. Для охлаждения оболочки и конденсации пара предусмотрена спринклерная система.
Реакторный зал ВВЭР-440 не герметизирован, но герметичен парогенераторный бокс на давление 1 ат, причем в одном блоке реактора малоактивный теплоноситель выбрасываете из бокса в герметичную емкость, в другая блоке полная конденсация теплоносителя осуществляется в специальном помещении, расположенном рядом с боксом. Одно из средств ослабления последствий аварии — разборных силовые конструкции, удерживающие все основные потенциально опасные элементы контура в случае их разрыва и ограничивающий скорость утечки теплоносителя.
Системы контроля за нейтронным потоком и реактивностью реактора, включая систему внутриреакторного контроля, а также системы управления и защиты должны исключать возможность непланированного образования в реакторе локальных критических масс при всех операциях с топливными сборками и при изменении уровня мощности реактора. Современный энергетический реактор обычно содержит не менее 15—40 самостоятельных критических объемов размножающей решетки. Поэтому в реакторе с равномерными средними свойствами активной зоны органы и средства компенсации реактивности должны быть размещены равномерно (рис. 4.2). Как видно из картограммы, а также из указанных в табл. 4.1 данных, необходимо тщательно контролировать размещение не только регуляторов СУЗ, но и дополнительных поглотителей.
Таблица 4.1 Характеристика критических нагрузок
Возможность образования локальных критических масс в реакторе приводит к сильной зависимости эффективности органов компенсации реактивности от положения в реакторе других компенсирующих органов, в связи с чем должна быть определена конфигурация взаимного расположения органов компенсации, когда каждый из них имеет наименьшую эффективность. Особенно это важно для органов, выполняющих задачи аварийной защиты. Также важно знать и ситуацию, когда критичность реактора определяется практически воздействием одного органа (из-за слабого взаимодействия компенсирующих кассет друг с другом), например взвод первой кассеты или застревание одной из кассет в режиме аварийной защиты в реакторе с неоднородными свойствами, зависимость эффективности первой взводимой (или последней опускаемой) кассеты не только от ее расположения в активной зоне, но и от свойств расположенных рядом кассет. Для таких реакторов при нарушении регламента пуска наиболее эффективным средством устранения нарушения является сброс органа управления, вызвавшего это нарушение.
Эффективность органов компенсации зависит от взаимного расположения других органов: в реакторе ВВЭР-1 при различном положении органов СУЗ эффективность центральной компенсирующей кассеты может изменяться в 75 раз. Поэтому при выборе последовательности движения органов СУЗ в ВВЭР учитывают следующие требования:
- эффективность аварийной защиты должна быть максимально возможной и не меньше доли запаздывающих нейтронов без учета влияния одного наиболее эффективного органа;
- эффективность групп компенсирующих кассет, используемых в режиме автоматических регуляторов, должна быть достаточной для отработки значительных возмущений в реакторной установке (например, отключения турбины), но не чрезмерно большой, чтобы скоростная эффективность оставалась в безопасных пределах;
- эффективность регуляторов должна быть стабильной во времени и возможно меньше зависеть от размещения в зоне поглотителей других органов СУЗ; эффективности рабочего и резервного регуляторов должны быть близкими;
- неравномерность тепловыделения, возникающая из-за деформации нейтронного поля поглотителями компенсирующих кассет, должна оставаться в допустимых пределах при работе реактора на большой мощности. Кассеты в группах должны передвигаться симметрично.
8 реакторах с твэлами из двуокиси урана защита активной зоны от повреждений в случае нарушения теплоотвода прекращением цепной реакции и уменьшением тепловыделения малоэффективна, имеет вспомогательный характер и служит для уменьшения масштаба возможного повреждения. Основным же средством защиты является создание надежной схемы циркуляции теплоносителя. Возможность отказа системы циркуляции теплоносителя должна соответствовать допустимой вероятности повреждения твэлов. Технической мерой обеспечения теплоотвода от реактора является надежное электроснабжение главных циркуляционных насосов, а при полном отключении системы электроснабжения собственных нужд — возможность использования энергии электромеханического выбега турбогенератора. В реакторах современных АЭС предусмотрены циркуляционные насосы с большими маховыми массами, достаточными для обеспечения прокачки теплоносителя через реактор спустя еще некоторое время после их обесточивания (постоянная времени торможения насосов 30 сек).
Остаточное расхолаживание ВВЭР производится естественной циркуляцией теплоносителя с обеспечением расхода не ниже 4% при перепаде температур на входе и выходе из реактора около 30°С.
Потенциальная опасность от разрыва главного трубопровода предъявляет дополнительные требования к прочности оборудования, в том числе внутрикорпусных устройств; к закреплению оборудования, к прочности строительных конструкций.
Для реакторов с топливной композицией основе двуокиси урана выброс единичного поглощающего органа за время 0,3±0,2 сек отдает вспышку потока нейтронов, но теплова поток существенно не увеличивает: для ВВЭР-440, а также для ВВЭР-1000 выброс 0,1 сек поглощающей кассеты на номинальной мощности при максимальной эффективности кассеты 0,006 вызывает локальное увеличение плотности нейтронного потока в 15 раз, a теплового потока на поверхности твэлов — в 1,3 раза (может возникнуть локальный кризисный пережог отдельных твэлов, но температур сердечника не достигнет точки плавления). Наличие в конструкции привода устройств, препятствующих выбросу кассеты, делает маловероятной возможность даже локального повреждения твэлов.
4.3. ПРИБОРНЫЙ КОНТРОЛЬ ЯДЕРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ АЭС
Насыщенность АЭС развитыми системами теплосъема, резервными и дублирующими системами, сложность внутриреакторных процессов и необходимость учета особенности требований энергосистемы района приводят к неизбежному увеличению количества средств контроля и контрольно-измерительных приборов по сравнению с традиционными электростанциями такой же мощности. Объем информации, поступающей на пульт управления АЭС, намного превышает способность человека к ее восприятию. Поэтому в проектах АЭС для переработки подавляющего количества информации планируется использование информационных ЭВМ, которые помимо предоставления оператору информации в легко воспринимаемом однозначном виде вырабатывают сигналы в систему сигнализации. Управляющие ЭВМ пока не нашли широкого применения. Это объясняется не отсутствием надежных и быстродействующих ЭВМ, а скорее всего следующими соображениями.
Ряд операций, например пуск реактора из глубоко подкритического состояния, после продолжительной работы его на мощности иногда производится при наличии слабой информационной обратной связи или при ее полном отсутствии. В такой ситуации операции осуществляются «вслепую», т. е. по жестким алгоритмам, эффективность и безопасность которых гарантируются организационными мерами, основанными на опыте предыдущей эксплуатации. Такие алгоритмы должны в автоматических системах реализовываться с помощью жестких программ, причем обратная информационная связь влияет только на скорость прохождения алгоритма и не меняет очередности операций. Применение программ, записанных на ленточных или магнитных носителях информации, для таких операций не допускается, а это ограничивает возможности ЭВМ в системах управления при операциях слепого пуска реактора.
В других случаях при реализации программ с различной приоритетностью не всегда удается однозначно определить эту приоритетность, а тем более возможные ее изменения, например повышение приоритетности программ в зависимости от длительности существования отклонения от нормальных параметров процессов, контролируемого данной программой.
Опыт эксплуатации АЭС пока не позволяет решить эти вопросы однозначно, а применение ЭВМ с нежесткой логикой контроля, допускающих вероятностный логический поиск отклонений и оценку их последствий при выборе команды, широкого распространения не нашло.
Протекание в реакторе процессов с сильно различающимися постоянными времени затрудняет контроль АЭС в реальном масштабе времени.
Накопление опыта эксплуатации мощных ЭВМ на АЭС, безусловно, приведет к постепенному расширению функций ЭВМ на АЭС в системах регулирования. В системах защиты они уже применяются на некоторых АЭС, при этом особенно привлекательно использование их в логических системах, способных провести анализ, учитывающий степень опасности различных факторов.
Широкое распространение цифровых ЭВМ, оснащенных самыми современными средствами общения с оператором, дисплеями и т. п., не исключает необходимости разработки специализированных аналоговых быстродействующих устройств для вычисления таких параметров, как реактивность, содержание в теплоносителе химических веществ, начало кипения теплоносителя в «горячих местах» реактора и т. п.
В Советском Союзе имеется большой опыт применения аналоговых измерителей мгновенных значений реактивности — реактиметров. Они применяются на АЭС, ледоколе «Арктика» и других реакторных установках. Широкий диапазон допустимого изменения входного тока (свыше четырех порядков) без переключения шкал измерителя мощности реактиметра позволяет фиксировать эффекты реактивности для всех процессов в реакторе, в том числе для контроля за изменением реактивности после кратковременного отключения реактора.
Использование некоторой предварительной градуировки дает возможность измерять эффекты реактивности в подкритическом реакторе при низких значениях нейтронного потока (диапазон источника). Реактиметры можно использовать в системе защиты; они могут быть снабжены средствами самозащиты, включающими грубую шкалу измерителя реактивности после срабатывания аварийной защиты, если до этого измерения выполнялись на более чувствительных шкалах.
Реактиметры очень удобны как индикаторы. Интересно применение их в качестве косвенных средств контроля таких технологических параметров, как температура активной зоны, изменение уровня замедлителя, давление в активной зоне кипящего реактора и др. Реактиметр — быстродействующий прибор; постоянная времени его не превышает десятой доли секунды, поэтому он реагирует на отклонения параметров раньше других традиционных приборов. При этом изменение реактивности воспринимается как предупредительная информация: в ряде случаев реактиметр фиксирует ее до момента отрабатывания самого изменения стержнями регулирования. Идентификация же причины изменения реактивности может быть выполнена с помощью сумматора реактивности, позволяющего отдельно учесть эффекты от перемещения стержней, изменения температуры и т. п. Другой метод идентификации — по деформации спектральной плотности реактивности, вычисляемой в квазиреальном масштабе времени или с применением быстрого фурье-преобразования.
На некоторых реакторах корпусного типа скорость увеличения мощности ограничивается допустимой скоростью разогрева конструкционных элементов активней зоны. Запаздывание температурного сигнала затрудняет возможности точного следования этому требованию. Поэтому при ручном выводе реактора на мощность удобно рассчитывать априори необходимые значения реактивности для каждого интервала изменения мощности и контролировать выход реактора на заданный уровень мощности с помощью реактиметра.
В системах регулирования и защиты сигнал реактиметра удобно использовать в логических схемах, а также, в зависимости от уровня сигналов реактиметра, для запуска определенных систем защиты и технических средств безопасности, имеющих различные уровни дискриминации по отношению к входным управляющим сигналам. Он удобен и для гибридных управляющих вычислительных устройств.
Большое значение уделяется вопросам внутриреакторного контроля (ВРК) различных параметров реактора, в том числе контроля за распределением энерговыделения по активной зоне. Советский Союз является пионером в разработке детекторов прямой зарядки (ДПЗ); в настоящее время освоен промышленный выпуск ДПЗ с рабочей температурой свыше 650 С и разбросом по чувствительности не выше ±2%, ДПЗ имеют умеренную стоимость.
Применение ДПЗ для ВРК и в системах управления и защиты имеет ряд преимуществ.
Отказ от применения внешних детекторов, повышение энергонапряженности реактора, улучшение ядерной безопасности — таковы преимущества применения ДПЗ как детекторов ВРК I энерговыделения, особенно в больших энергетических реакторах на тепловых нейтронах.
