Принцип глубокоэшелонированной защиты АЭС
Физические барьеры на пути выхода радиоактивных продуктов
В процессе работы ядерного реактора в сердечнике твэлов (топливе) образуются радиоактивные продукты деления. Между населением (окружающей средой) и источником образования радиоактивных продуктов устанавливают физические барьеры, препятствующие распространению радиоактивных продуктов и ионизирующего излучения. Таким образом, проблема обеспечения безопасности АС — есть проблема правильного выбора характеристик барьеров при сооружении АС, поддержании их эффективной работы при эксплуатации и в случае аварий. Определим значение каждого барьера.
Топливо (сердечник твэл)
В зависимости от вида топлива (металлическое, оксидное, карбидное, матричное и т.п.) и достигаемых температур выход различных радиоактивных продуктов (благородный газ, йод, тугоплавкие и т.д.) может примерно колебаться от 100 до ничтожных долей процента. Наименьший выход радиоактивных продуктов имеет матричное оно же дисперсионное топливо (металлическое, графитовое). Используемое оксидное топливо дает диапазон 1-2 порядка в выходе накопившихся в нем радиоактивных продуктов различных групп при температурах, достигаемых при проектных авариях и даже прн плавлении топлива. Вид и состав топлива существенно влияют на физические процессы в реакторе и технологию соответствующего топливного цикла. Эти обстоятельства ограничивают использование топлива с наиболее благоприятным с точки зрения выхода радиоактивных продуктов.
Оболочка твэл
Оболочка твэл удерживает выходящие из топлива радиоактивные продукты. При нормальной эксплуатации проницаемость оболочек для радиоактивных продуктов определяется технологией изготовления твэл и поддержанием необходимых условий эксплуатации. Российские правила и нормы содержат требования, по которым газовая негерметичность оболочек твэл должна быть в нормальных условиях эксплуатации в заданных пределах. При проектных авариях также накладываются условия повреждаемости оболочек. Используемые в большинстве энергетических реакторов оболочки из сплавов циркония выбираются из соображений физики реактора. Однако они недостаточно совершенны с точки зрения устойчивости при авариях, создают много сложностей из-за возникающей пароциркониевой реакции. Используемые в быстрых реакторах оболочки из стали являются более стойкими, хотя не приемлемы из-за физики для тепловых реакторов.
Расположение барьеров на пути распространения радиоактивных продуктов
Первый контур
Для реакторов типа PWR и ВВЭР первый контур (корпус реактора, трубопроводы, вспомогательные системы) представляет собой замкнутый барьер на пути выхода из него для радиоактивных продуктов из твэл, попадающих в теплоноситель. В нормальных условиях эксплуатации выход радиоактивных продуктов через этот барьер определяется величиной протечек теплоносителя из контура, т.е. технологией изготовления и монтажа, а также контроля и ремонта во время эксплуатации. Для безопасности важно, что нарушение первого контура при разрыве влияет на характер исходного события при проектных авариях с течью теплоносителя, которое определяет конечное состояние твэл. При этом первый контур сам перестает быть барьером и определяет нагрузку на следующий барьер — локализующие системы.
Для одноконтурных кипящих реакторов (BWR, РБМК) первый контур уже не является замкнутым барьером. Часть теплоносителя в виде пара направляется на турбину, выходя за пределы первого контура, возвращаясь туда из турбинного цикла.
Для реакторов обоих типов четкость определения границ 3-го барьера затруднена вспомогательными системами (система очистки, система подпитки и др.).
Локализующие системы
Этот барьер служит для локализации теплоносителя при разрыве первого контура и попадающих в него радиоактивных продуктов деления. Выполняется он в виде защитных оболочек (контайнментов) или герметичных боксов различных конструкций.
Четвертый барьер не всегда замкнут относительно предыдущего (первого контура). Это касается одноконтурных кипящих реакторов из-за связи первого контура с паровым контуром, вспомогательных систем, выходящих за границы локализующих систем, а также реакторов типа PWR н ВВЭР при разрыве трубок парогенератора, когда теплоноситель первого контура выходит за границы локализующих систем с теплоносителем второго контура.
Расстояние от АЭС
Учет этого барьера связан с уменьшением величины радиационного воздействия, увеличением расстояния от источника, что является спецификой российских условий и практики и не акцентируется в западной практике. Идеология данного барьера основывается на возможности уменьшения радиационного воздействия при тяжелых авариях и может влиять на расстояния АС от крупных городов. Также он играет роль при определении санитарно-защитной зоны и разработке планов мероприятий по защите населения в случае аварии на АС.
Принцип глубокоэшелонированной защиты
Физические барьеры отражают реально используемые в современных АЭС конструктивные инженерные элементы и могут рассматриваться как элементы принципа глубокоэшелоннрованной защиты (ПГЭЗ) или как часть этого подхода (Не всегда барьеры рассматриваются как часть ПГЭЗ. Вместо термина глубокоэшелонированная защита используется также термин защита в глубину).
В более узком подходе, ПГЭЗ строится из последовательности действий, используемого оборудования и процедур, разбитых по уровням так, чтобы на каждом из них:
- во-первых, обеспечивалось предупреждение возникновения событий, способных повлечь необходимость задействовать следующий уровень защиты;
- во-вторых, ограничивались последствия, возникающие в результате нарушений на предыдущем уровне защиты.
Эффективность защитных или смягчающих мер ни в коем случае ие должна приводить к принижению функции предупреждения аварий, которая остается основной целью безопасности.
Уровни глубокоэшелонированной защиты
Рассмотрим ПГЭЗ, который подразделяется на 5 уровней (Цели и средства защиты для каждого уровня ПГЭЗ изображены на рис. ниже):
I - Предупреждение нарушений в работе блока и отказов систем
II - Эксплуатация блока в разрешенной области
III - Упрааление проектными авариями
IV - Предупреждение перерастания проектных аварий в более тяжелые. Ограничение последствий тяжелых аварий
V - Ограничение радиационных последствий для населения в случае больших выбросов
***