Мировой опыт показывает, что ядерная энергетика развивается по пути постоянного совершенствования стандартов безопасности. В этой сфере устанавливается все более строгое государственное регулирование, подталкивающее атомные корпорации к внедрению передовых технологических решений, что позволяет минимизировать вероятность попадания радиоактивных веществ в атмосферу.
В России при развитии атомной отрасли стандарты безопасности также ставятся во главу угла, доказательством чего являются многочисленные проекты по модернизации российских АЭС. Одной из наиболее заметных инициатив в этой сфере является строительство новых энергоблоков ЛАЭС с водо-водяными энергетическими реакторами усовершенствованного типа (ВВЭР-1200). Их запуск даст возможность на порядок повысить защищенность предприятия. Так, возводимые блоки имеют вероятность повреждения активной зоны один раз в 100 тыс. лет, тогда как у действующих блоков этот показатель составляет один раз в 10 тыс лет.
Стартовый срок службы новых энергоблоков составляет 60 лет. Но, как показывает практика, после обследования и замены оборудования срок эксплуатации блоков может быть увеличен еще на 50%. Таким образом, теоретически срок службы возводимых блоков может быть продлен до 90 лет. Так, например, после глубокой модернизации ранее был обоснован в Ростехнадзоре и продлен срок эксплуатации действующих блоков РБМК с 30 до 45 лет.
Двойная защита
Система безопасности новых блоков представляет собой сложный комплекс взаимосвязанных защитных устройств и механизмов. В ее основе лежит принцип разнообразия, заключающийся в сочетании активных (требующих вмешательства человека и наличия источника электроснабжения) и пассивных (не требующих вмешательства человека и наличия источника электроснабжения) элементов. Это делает станцию более устойчивой к возникновению аварийных ситуаций.
Для предотвращения повреждения ядерного топлива и оборудования энергоблоки оснащены защитными системами безопасности, которые направлены на предотвращение нарушений в работе реактора. К ним относятся системы аварийной остановки реактора и отвода от него тепла. Например, для аварийного охлаждения активной зоны АЭС используются специальные емкости с борной кислотой. Во время аварии их содержимое впрыскивается в активную зону, что позволяет охладить реактор до подключения системы аварийного расхолаживания.
Если гипотетическая авария все-таки произошла, то для того чтобы ограничить распространение радиоактивных веществ внутри АЭС и не допустить их попадания в окружающую среду, предназначена двойная защитная оболочка реактора. Она состоит из внутренней и внешней оболочек. Первая обеспечивает внутреннюю герметичность реактора, а вторая защищает оборудование и конструкции реактора от внешних воздействий. Внешняя оболочка сконструирована в форме цилиндра из железобетона с полусферическим куполом и отличается повышенной прочностью. При проектировании станции в расчет принимались такие экстренные ситуации, как падение самолета, землетрясение, взрыв, торнадо, снежная лавина. Если старые блоки могли выдержать падение такого самолета, как Cesna, то новые блоки готовы к падению крупной транспортной техники массой 5 тонн.
Электроснабжение АЭС в условиях внештатных ситуаций обеспечивают резервные дизель-генераторные установки. При отключении внешнего источника питания они смогут обеспечить электроэнергией технологическое оборудование станции, что даст возможность перевести реактор в безопасное состояние. Причем с любого дизеля можно запитать оборудование каждого из блоков.
Изначально на каждом из энергоблоков стоял один дизель-генератор, но после аварии на АЭС «Фукусима» на станции поставили резервные установки. В соответствии с регламентом дизель-генераторные установки ежемесячно обкатываются на номинальной мощности, чтобы проверить их работоспособность. В общей сложности на станции находится более 20 дизель-генераторов.
Пассивный залог
Контроль над протеканием цепной реакции на ЛАЭС осуществляется посредством управляющих систем безопасности. С их помощью можно обеспечивать достаточность теплоносителя в реакторе, регулировать отвод тепла, а также отключить реактор в случае необходимости.
Одним из базовых управленческих принципов ЛАЭС является минимизация человеческого фактора. «Человек одновременно сильное и слабое звено. Сильное – потому что придумывает, а слабое, потому что может ошибиться, придумывая и управляя», – объясняет суть принципа главный инженер ЛАЭС Константин Кудрявцев. Как известно, одной из причин аварии в Чернобыле стало как раз нарушение сотрудниками станции правил управления энергоблоком.
Чтобы довести действия сотрудников ЛАЭС до автоматизма, на предприятии проводятся регулярные тренировки на тренажерах. Причем для каждого типа блоков, в том числе еще строящихся, на станции предусмотрен свой тренажер. Дело в том, что по правилам безопасности новый энергоблок не может быть запущен, если персонал не прошел лицензирование и не подтвердил свои навыки управления.
Как уже отмечалось, помимо активных элементов, система безопасности включает пассивные элементы. На практике это означает, что при возникновении аварийной ситуации блоки будут способны работать даже в условиях обесточения. Не помешает функционированию пассивной системы безопасности и отсутствие на станции персонала. В случае аварии, сопровождающейся отключением электропитания и отказом аварийных дизель-генераторов, блок способен проработать без вмешательства сотрудников трое суток.
«Система безопасности ЛАЭС состоит из четырех независимых каналов, которые разделены территориально и полностью автономны друг от друга, – поясняет директор атомной станции Владимир Перегуда. – Это сделано для того, чтобы избежать их одномоментного выхода из строя. Каждый из каналов самодостаточен и в экстренной ситуации может выполнять функции всей системы, что позволяет повысить защищенность станции в случае пожара, теракта или любого другого происшествия. А для того чтобы оградить каналы системы безопасности от несанкционированного воздействия персонала, на них установлена дополнительная защита от физических повреждений».
Также новые энергоблоки оснащены системами пассивного отвода тепла от защитной оболочки и парогенератора, а также системой удаления водорода, которая не позволяет газу скапливаться и тем самым исключает возможность детонации.
Под реактором в бетонной шахте расположена ловушка расплава, позволяющая локализовать расплавленное топливо при аварии, не позволив ему выйти за пределы блока и попасть в окружающую среду. Устройство представляет собой конусообразную металлическую конструкцию весом более 800 тонн, заполненную «жертвенным» материалом (оксид железа и борная кислота). Впервые подобное оборудование в России было установлено на Нововоронежской АЭС.
Испытание на прочность
Принципиальное значение для обеспечения безопасности как на старых, так и на новых блоках ЛАЭС, имеют принципы обращения с ядерным топливом и радиоактивными отходами. Отработавшее ядерное топливо сначала переводят в более безопасный сухой вид, а потом отправляют на хранение на горно-обогатительный комбинат в городе Железногорске. Для его транспортировки используются специальные контейнеры, спроектированные Конструкторским бюро специального машиностроения. В отличие от западных аналогов, изготовленных из чугу- на, отечественные контейнеры производятся из металлобетона, что заметно удешевляет их выпуск. Перед использованием контейнеры проходят серьезные испытания на прочность, в ходе которых их бросают с девятиметровой высоты и в течение получаса сжигают при температуре 800 градусов. За рубежом такая технология считается довольно безопасной. Например, в США похожие контейнеры просто оставляют в пустыне без дополнительного захоронения.
Переработка твердых радиоактивных отходов (ТРО) осуществляется в специальном корпусе, расположенном за пределами производственной площадки. В год спецкорпус перерабатывает порядка 2 тыс. кубометров ТРО. В дальнейшем его производительность будет расти, но, по расчетам сотрудников ЛАЭС, объем свободных мощностей предприятия еще долго будет превышать поступление новых отходов. Спецкорпус ЛАЭС может дополнительно принять на переработку около 500 куб. м радиоактивных отходов.
Перед тем как попасть на спецкорпус, отходы энергоблоков собираются в первичную упаковку и проходят измерение и маркировку. Затем их помещают в транспортный контейнер и перевозят на спецкорпус по переработке ТРО. На следующем этапе ТРО либо направляются на установку сжигания, либо идут под пресс, после чего их помещают в контейнеры и доставляют в хранилище. Единственным исключением из этого правила являются высокоактивные ТРО. Поскольку они не подлежат переработке, то их сразу отправляют на хранение.
В скором времени на АЭС также появится спецкорпус для переработки жидких радиоактивных отходов (ЖРО). Проект прошел Главгосэкспертизу и сейчас находится на стадии проектирования. Новый комплекс будет рассчитан на переработку гетерогенных (фильтроперлит, ионообменные смолы) и гомогенных (кубовый остаток) ЖРО. После попадания на спецкорпус ЖРО ожидает путь, схожий с тем, что проходят ТРО. Вначале они будут приведены в форму пригодную, для хранения и транспортировки (кондиционирование), а затем отправятся на хранение. На практике кондиционирование состоит в концентрировании ЖРО и отверждении их концентратов для последующего хранения в специальных бочках.
Поскольку законодательство не предусматривает длительного хранения радиоактивных отходов на станции, то в дальнейшем руководство ЛАЭС планирует передавать их национальному оператору по обращению с радиоактивными отходами для их последующей изоляции. «По нашим расчетам, мощности действующих и строящихся хранилищ будет достаточно для того, чтобы обеспечить переработку и хранение радиоактивных отходов в течение следующих 20 лет. Надеемся, что по истечении этого срока будет решен вопрос по созданию на Северо-Западе пункта изоляции отходов, как это предусмотрено законодательством. Мы приводим РАО в безопасное состояние, соответствующее требованиям для окончательной изоляции, и ждем, когда НО РАО будет готов принять наши отходы», – отмечает начальник цеха по обращению с радиоактивными отходами ЛАЭС Константин Терехов.
Санкт-Петербург