Во всех ядерных реакторах энергия вырабатывается внутри топлива в результате цепной реакции деления ядер его атомов. Наиболее распространенным ядерным топливом является уран-235. Каждое деление расщепляет атом топлива на два новых атома продукта деления, а также выбрасывает из своего ядра нейтроны, которые вызывают дальнейшее деление атомов. Большая часть энергии, выделяемой при делении, уносится продуктами деления и, в свою очередь, преобразуется в тепловую энергию в соседних атомах топлива, поскольку они останавливают эти быстро движущиеся продукты деления и поглощают их излучение. Нейтроны уносят около 3% энергии деления.

Активная зона реактора не перегревается за счет жидкого или газообразного теплоносителя, который также производит пар (прямо или косвенно) для привода турбины. Материалы, поглощающие нейтроны, включены в регулирующие стержни, которые можно перемещать в полости в активной зоне реактора и из них, чтобы регулировать скорость реакции деления до желаемой оператором электростанции. В водо-водяных реакторах поглощающие материалы могут вводиться в систему теплоносителя реактора через растворимые поглотители.

Большинство продуктов деления нестабильны и поэтому радиоактивны. Они распадаются, высвобождая излучение того типа и со скоростью, которые характерны для каждого элемента продукта деления, и новый дочерний продукт, который также может быть радиоактивным. Эта последовательность распада продолжается до тех пор, пока в конце концов не образуются стабильные (не радиоактивные) дочерние продукты. Другие радиоактивные продукты образуются в реакторе при поглощении нейтронов ядрами атомов неделящихся материалов, таких как уран-238, и конструкционных материалов, таких как направляющие, опоры и оболочки твэлов.

В реакторах, проработавших какое-то время, распад продуктов деления и образование новых продуктов деления достигают почти равновесия. На данный момент излучение и полученное в результате производство энергии от распада радиоактивных продуктов составляет почти десятую часть всего, что производится в реакторе.

Именно это большое количество радиоактивного материала создает риски, характерные для атомных электростанций. В рабочих условиях большинство этих радиоактивных материалов ведут себя как твердые вещества, но некоторые ведут себя как газы или становятся летучими при высокой температуре в реакторе. Некоторые из этих радиоактивных материалов могут легко проникать в живые организмы и оказывать значительное влияние на биологические процессы. Таким образом, они опасны при выбросе или рассеивании в окружающей среде.

Типы и характеристики атомных станций

В тепловых реакторах используются материалы, называемые модераторы для замедления быстрых нейтронов, образующихся при делении, чтобы их легче было захватить делящимися атомами урана-235. В качестве замедлителя часто используется обычная вода. Другими используемыми замедлителями являются графит и дейтерий, изотоп водорода, который используется в форме оксида дейтерия — тяжелой воды. Обычная вода состоит в основном из оксида водорода и содержит небольшую долю (0.015%) тяжелой воды.

Тепло от топлива отводится теплоносителем, который прямо или косвенно производит пар для привода турбины, а также регулирует температуру активной зоны реактора, предотвращая ее перегрев и повреждение топлива или конструкционных материалов. Хладагенты, обычно используемые в тепловых реакторах, включают обычную воду, тяжелую воду и двуокись углерода. Вода имеет хорошие характеристики теплопередачи (высокая удельная теплоемкость, низкая вязкость, легко прокачивается) и является наиболее распространенным теплоносителем, используемым на атомных электростанциях. Охлаждение активной зоны реактора водой под давлением или кипящей водой обеспечивает высокую удельную мощность активной зоны, так что большие энергоблоки могут быть встроены в относительно небольшие корпуса реактора. Однако система теплоносителя реактора, использующая воду, должна работать при высоком давлении, чтобы достичь полезных значений давления и температуры пара для эффективной работы паровой турбины-генератора. Поэтому целостность границы системы охлаждения реактора очень важна для всех атомных электростанций с водяным охлаждением, поскольку она является барьером, защищающим безопасность рабочих, населения и окружающей среды.

Топливом во всех водоохлаждаемых энергетических реакторах и большинстве других реакторов является керамический диоксид урана, плакированный металлом — нержавеющей сталью или сплавом циркония. Спеченный диоксид урана представляет собой негорючее топливо, которое может работать в течение длительного времени и сохранять продукты деления при высоких температурах без значительных искажений или отказов. Единственными действующими тепловыми энергетическими реакторами, использующими топливо, отличное от диоксида урана, являются станции Magnox (которые охлаждаются диоксидом углерода), и они постепенно выводятся из эксплуатации по мере окончания срока их службы.

Материалы, поглощающие нейтроны (такие как бор, кадмий, гафний и гадолиний), используемые в различных формах, например, в стержнях управления со стальной оболочкой или в растворе в теплоносителях или замедлителях, можно перемещать в активную зону реактора и из нее для контроля скорость реакции деления на любом заданном уровне. В отличие от выработки электроэнергии на ископаемом топливе, для увеличения уровня мощности, производимой в цепной реакции деления, не требуется увеличения количества топлива.

Как только начнется увеличение скорости производства энергии деления, оно будет продолжаться до тех пор, пока не будет остановлено введением в активную зону соответствующего количества материалов, поглощающих нейтроны, и замедлителя. Такое увеличение мощности вызвано избытком нейтронов в цепной реакции деления по сравнению с тем, что необходимо для просто безубыточной цепной реакции. Следовательно, скорость деления и результирующее производство энергии можно очень точно контролировать, добавляя или удаляя очень небольшие количества материалов, поглощающих нейтроны. Если требуется резкое снижение уровня мощности, в активную зону вводят относительно большое количество материала, поглощающего нейтроны. Каждая концепция реактора имеет свою характеристику реактивности, которая определяет конструкции регулирующих и остановочных устройств поглощения нейтронов для обеспечения эффективного регулирования мощности и безопасного и быстрого останова при необходимости. Однако ко всем применимы одни и те же основные принципы контроля и безопасности.

Основные типы эксплуатируемых сегодня тепловых энергетических реакторов показаны на рисунке 1, а основные характеристики приведены в таблице 1. На упрощенных рисунках на рисунке 1 показаны бетонные экраны, окружающие реакторы и системы теплоносителя первого контура. Экраны, имеющие различные конструкции, как правило, обеспечивают как защиту от прямого излучения реактора, так и локализацию любых утечек из систем охлаждения реактора или замедлителя, и, как правило, предназначены для выдерживания значительных давлений, которые могут возникнуть в случае аварии. серьезная неисправность систем охлаждения.

Рисунок 1. Типы атомных электростанций

Таблица 1. Характеристики АЭС (1997 г.)

В реактор с водой под давлением (PWR) электростанции, первый теплоноситель реактора и замедлитель одни и те же — очищенная обычная вода, которая отделена от вторичного питательного/парового контура металлической перегородкой в ​​парогенераторах (иногда называемых котлами), через которые тепло передается теплопроводностью. Таким образом, пар, подаваемый в турбогенератор, не является радиоактивным, и паротурбогенераторная установка может работать как обычная электростанция. Поскольку водород в воде первого теплоносителя / замедлителя поглощает значительную часть нейтронов, необходимо обогатить содержание делящегося изотопа урана-235 в топливе до уровня от 2% до 5%, чтобы поддерживать практическую цепную реакцию для долгосрочного производства энергии.

На всех действующих АЭС с тяжеловодные реакторы под давлением (PHWR), замедлителем реактора и теплоносителем первого контура является тяжелая вода с очень высоким содержанием изотопного дейтерия (>99%). в КАНДУ PHWR, который составляет почти все действующие PHWR, замедлитель отделен от теплоносителя первого контура и поддерживается при относительно низких температуре и давлении, что обеспечивает удобную среду для размещения контрольно-измерительной аппаратуры, а также встроенную возможность резервного охлаждения на случай неисправности трубопровода теплоносителя первого контура. Топливо и теплоноситель первого контура в CANDU находятся в горизонтальных напорных трубах в активной зоне реактора. Как и в реакторах PWR, в парогенераторах первичный теплоноситель и вторичный питательно-паровой контур разделены металлической перегородкой, через которую тепло передается от первого контура тяжелой воды к обычной водяной пароводяной системе. Таким образом, пар, подаваемый на турбогенераторную установку, представляет собой обычный водяной пар, не радиоактивный (за исключением небольших количеств из-за утечек), и турбогенераторная установка может работать как обычная тепловая электростанция. Тяжеловодный замедлитель и теплоноситель поглощают лишь очень небольшую часть нейтронов, образующихся при делении, что позволяет осуществлять практическую цепную реакцию для долгосрочного производства энергии с использованием природного урана (0.071% урана-235). Существующие реакторы PHWR могут работать на слабообогащенном топливе из урана-235, что приводит к пропорционально большему общему извлечению энергии из топлива.

В реактор с кипящей водой (BWR) АЭС вода первого контура частично испаряется в самой активной зоне реактора, а образующийся там пар подается непосредственно в турбогенератор. Рабочее давление в реакторе ниже, чем в реакторах PWR, но давление пара, подаваемого на турбину, такое же. Пар, подаваемый на турбину, слаборадиоактивен, что требует некоторых мер предосторожности из-за возможного низкого уровня загрязнения системы турбина/питательная вода. Однако это не оказалось важным фактором при эксплуатации и обслуживании BWR. В реакторах BWR на управление мощностью реактора влияет количество пара в активной зоне, и это должно компенсироваться соответствующим управлением скоростью потока теплоносителя или вводом реактивности при изменении уровня мощности реактора.

Магнокс реакторы, также известная как реакторы с газовым охлаждением (GLR) работают на природном металлическом уране, плакированном магнием. Они охлаждаются углекислым газом при умеренном давлении, но производят относительно высокотемпературный пар, что дает хороший тепловой КПД. У них большие активные зоны с низкой удельной мощностью, так что сосуды под давлением, которые также действуют как единственные защитные конструкции, также имеют большие размеры. Сосуды под давлением в первых реакторах Magnox были стальными. В более поздних реакторах Magnox корпус из предварительно напряженного бетона содержал как активную зону реактора, так и пароподъемные теплообменники.

Усовершенствованные газоохлаждаемые реакторы (AGR) использовать топливо из обогащенного оксида урана (2.3% U-235). Они охлаждаются углекислым газом при более высоком давлении, чем реакторы Magnox, и имеют улучшенную теплопередачу и тепловой КПД. Большая удельная мощность активной зоны в AGR по сравнению с реакторами Magnox позволяет реактору AGR быть меньше и мощнее. Предварительно напряженный бетонный корпус высокого давления, который содержит как активную зону реактора, так и паровые теплообменники, также действует как защитная конструкция.

Легководные графитовые реакторы (LWGR) представляют собой гибрид различных ядерных энергетических систем. Единственные действующие сегодня электростанции этого типа – это реакторы РБМК, расположенные на постсоветском пространстве, то есть в России, Украине и Литве. В реакторах РБМК обычный водяной теплоноситель течет вверх по вертикальным каналам (трубам), в которых находится топливо, и кипит внутри активной зоны. Пар, производимый в активной зоне, подается непосредственно в турбогенератор, как в реакторе BWR. Графитовый замедлитель, который окружает каналы хладагента, работает при температуре, значительно превышающей температуру хладагента, так что тепло, генерируемое в графите за счет замедления нейтронов, отводится каналами хладагента. Реакторы РБМК большие и имеют много каналов теплоносителя (> 1,500).

Реакторы на быстрых нейтронах (FBR) требуют обогащения делящегося материала в пределах 20% и могут поддерживать цепную реакцию деления, главным образом, за счет поглощения быстрых нейтронов, образующихся в процессе деления. Эти реакторы не нуждаются в замедлителе для замедления нейтронов и могут использовать избыточные нейтроны для производства плутония-239, потенциального топлива для реакторов. Они могут производить больше топлива, чем потребляют. Хотя некоторые из этих реакторов были построены для производства электроэнергии в девяти странах мира, технические и практические трудности, связанные с использованием жидкометаллических теплоносителей (натрий) и очень высокой скоростью нагрева, привели к снижению интереса. Сейчас есть только три или четыре относительно небольших жидкометаллические реакторы на быстрых нейтронах (LMFBR) эксплуатируются в качестве производителей электроэнергии в мире, производя в общей сложности менее 1,000 мегаватт электроэнергии (МВт), и постепенно выводятся из эксплуатации. Однако технология реакторов-размножителей была значительно усовершенствована и задокументирована для использования в будущем, если когда-либо потребуется.

Топливо и обращение с ним

Процесс, который начинается с добычи урансодержащей руды и заканчивается окончательной утилизацией отработавшего топлива и всех отходов переработки топлива, обычно называют ядерный топливный цикл. Существует множество вариантов топливных циклов в зависимости от типа используемого реактора и конструкции устройств отвода тепла в активной зоне реактора.

Основные топливные циклы PWR и BWR почти идентичны, различаясь только уровнями обогащения и детальной конструкцией топливных элементов. Необходимые шаги, обычно в разных местах и ​​на разных объектах, следующие:

• добыча и переработка урана для производства желтого кека (U₃О8)
• конверсия урана в гексафторид урана (UF₆)
• обогащение
• изготовление топлива, которое включает конверсию урана в диоксид урана (UO₂), производство топливных таблеток, изготовление твэлов длиной, равной высоте активной зоны реактора, и изготовление тепловыделяющих сборок, содержащих около 200 твэлов на сборку в виде квадратного массива
• монтаж и эксплуатация на атомной электростанции
• либо переработка, либо временное хранение
• отправка отработавшего топлива или отходов обогащения в федеральное/центральное хранилище
• возможная утилизация, которая все еще находится в стадии разработки.

Во время этих процессов требуются меры предосторожности для обеспечения того, чтобы количество обогащенного топлива в любом месте было меньше того, которое может привести к значительной цепной реакции деления, за исключением, конечно, реактора. Это приводит к ограничению материального пространства при производстве, транспортировке и хранении.

Напротив, реактор CANDU использует природный уран и имеет простой топливный цикл от добычи руды до утилизации топлива, который не включает этапы, необходимые для обеспечения обогащения и переработки. Топливо для CANDU изготавливается полуавтоматически в виде полуметровых круглых связок из 28 или 37 твэлов, содержащих UO.₂ пеллеты. Нет никаких ограничений по площади при производстве топлива из природного урана, а также при транспортировке или хранении как нового, так и использованного топлива. Иммобилизация и утилизация отработанного топлива CANDU разрабатывалась в Канаде в течение 17 лет и в настоящее время находится на стадии утверждения концепции.

Во всех действующих энергетических реакторах, за исключением типа Magnox, основным компонентом реакторного топлива является цилиндрическая топливная таблетка, состоящая из диоксида урана (UO₂) порошок, который уплотняют, а затем спекают для достижения необходимой плотности и керамических характеристик. Эти спеченные гранулы, запаянные в бесшовные трубы из циркониевого сплава или нержавеющей стали для производства топливные стержни или элементы, химически инертны по отношению к их оболочке при нормальных реакторных температурах и давлениях. Даже если оболочка повреждена или пробита, а охлаждающая жидкость контактирует с UO₂, этот керамический материал удерживает большую часть радиоактивных продуктов деления и устойчив к износу, вызванному высокотемпературной водой.

В реакторах Magnox используется топливо из природного металлического урана, покрытого магнием, и они успешно работают при относительно высоких температурах, поскольку теплоноситель, двуокись углерода, не вступает в реакцию с этими металлами в сухих условиях.

Основная задача конструкции твэлов в ядерном реакторе состоит в том, чтобы передать теплоту деления, образующуюся в топливе, теплоносителю, сохраняя при этом целостность твэлов даже в самых жестких переходных условиях. Для всех действующих реакторов всесторонние испытания имитирующего топлива в лабораториях теплообмена показали, что ожидаемые максимальные переходные тепловые условия в реакторе могут быть обеспечены с адекватными запасами безопасности за счет конкретного топлива, разработанного и лицензированного для данного применения.

Новое топливо, доставляемое с завода по изготовлению на электростанцию, не является значительно радиоактивным, и с ним можно обращаться вручную или с помощью ручных подъемно-транспортных инструментов без защиты. Типичный тепловыделяющая сборка для реактора PWR или BWR представляет собой квадратную решетку из примерно 200 топливных стержней длиной около 4 м и весом около 450 кг. В большом реакторе PWR или BWR требуется около 200 таких сборок. Топливо перемещается мостовым краном и размещается на вертикальных стеллажах в сухом виде в новом хранилище топлива. Чтобы установить новое топливо в действующий легководный реактор, такой как PWR или BWR, все операции проводятся на достаточной глубине воды, чтобы обеспечить защиту для всех, кто находится над реактором. Сначала необходимо снять фланцевую крышку корпуса реактора и вынуть часть использованного топлива (обычно от одной трети до половины активной зоны реактора) с помощью мостового крана и элеваторов для перемещения топлива.

Отработанное топливо размещается в заполненных водой резервуарах. Другие использованные тепловыделяющие сборки в активной зоне могут быть переставлены (как правило, перемещены к центру активной зоны) для регулирования выработки электроэнергии в реакторе. Затем новые ТВС устанавливаются на все свободные позиции топливных площадок. Для перезарядки более крупного реактора может потребоваться от 2 до 6 недель, в зависимости от рабочей силы и количества заменяемого топлива.

Реактор CANDU и некоторые газоохлаждаемые реакторы заправляются топливом при включении питания с помощью оборудования с дистанционным управлением, которое удаляет использованное топливо и устанавливает новые тепловыделяющие элементы или пучки. В случае CANDU топливо представляет собой пучки топливных стержней полуметровой длины, диаметром около 10 см и весом около 24 кг. Топливо поступает от производителя в картонных упаковочных ящиках и хранится в специально отведенном месте для хранения нового топлива, готовое к загрузке в реактор. Топливо обычно загружают в работающий реактор ежедневно для поддержания реактивности реактора. В большом реакторе CANDU типичная скорость дозаправки составляет 12 пакетов в день. Связки загружаются вручную на устройство загрузки нового топлива, которое, в свою очередь, загружает связки в заправочная машина который управляется дистанционно из диспетчерской станции. Для загрузки нового топлива в реактор две дистанционно управляемые заправочные машины управляются с помощью дистанционного управления и соединяются с концами горизонтального топливного канала для перегрузки. Канал открывается заправочными машинами с обоих концов, в то время как система охлаждения находится при рабочем давлении и температуре, и новое топливо проталкивается в один конец, а использованное топливо выводится из другого конца канала. После установки необходимого количества топливных связок заправочная машина переустанавливает уплотнения каналов, и заправочные машины могут продолжать заправку другого канала или слив отработанного топлива в заполненный водой отсек для хранения отработанного топлива. .

Отработанное топливо, выгруженное из всех действующих реакторов, очень радиоактивно и требует охлаждения для предотвращения перегрева и экранирования для предотвращения прямого облучения любых чувствительных живых организмов или оборудования поблизости. Обычная процедура заключается в сбросе отработанного топлива в бассейн для хранения воды с покрытием водой не менее 4 м над топливом для защиты. Это обеспечивает безопасное наблюдение за топливом под водой и доступ для его перемещения под водой к месту более длительного хранения.

Через год после выгрузки из реактора общая радиоактивность и тепловыделение отработавшего топлива снизятся примерно до 1 % от исходного значения при выгрузке, а в течение 10 лет — до примерно 0.1 % исходного значения при выгрузке. Примерно через 5-10 лет после сброса производство тепла уменьшилось до такой степени, что стало возможным извлекать топливо из бассейна с водой и хранить его в сухом виде в контейнере только с естественной циркуляцией воздуха вокруг топливного контейнера. Однако он все же достаточно радиоактивен, и требуется экранирование его прямого излучения на многие десятилетия. Предотвращение попадания топливного материала в организм живыми организмами требуется на гораздо более длительный срок.

Реальная утилизация отработавшего топлива энергетических реакторов все еще находится на стадии разработки и согласования. Утилизация отработавшего топлива энергетических реакторов в различных геологических структурах интенсивно изучается в ряде стран, но пока нигде в мире не одобрена. Концепция хранения глубоко под землей в стабильных каменных конструкциях в настоящее время находится в процессе утверждения в Канаде как безопасный и практичный метод окончательного захоронения этих высокорадиоактивных отходов. Однако ожидается, что даже при утверждении концепции к 2000 году фактическая утилизация отработавшего топлива не произойдет примерно до 2025 года.

Внутризаводские операции

Во всех 33 странах с ядерно-энергетическими программами есть регулирующие органы, которые устанавливают и обеспечивают соблюдение правил безопасности, связанных с эксплуатацией ядерных установок. Однако, как правило, именно электроэнергетическая компания, которая владеет и эксплуатирует объекты атомной энергетики, несет ответственность за безопасную эксплуатацию своих атомных электростанций. Роль оператора на самом деле представляет собой управленческую задачу по сбору информации, планированию и принятию решений и лишь иногда включает в себя более активный контроль, когда рутинная работа нарушается. Оператор не является основной защитной системой.

Все современные атомные электростанции имеют высоконадежные автоматические, очень быстро реагирующие системы управления и безопасности, которые непрерывно защищают реактор и другие компоненты станции и, как правило, рассчитаны на отказоустойчивость при потере мощности. Оператор не должен дублировать или заменять эти автоматические системы управления и защиты. Однако оператор должен иметь возможность почти мгновенно остановить реактор, если это необходимо, и должен быть способен распознавать и реагировать на любой аспект работы станции, тем самым добавляя разнообразия в защиту. Оператору необходима способность понимать, диагностировать и предвидеть развитие общей ситуации на основе большого объема данных, предоставляемых автоматическими информационно-информационными системами.

Ожидается, что оператор:

• понять, каковы нормальные условия во всех системах, имеющих отношение к текущему общему состоянию станции.
• распознавать с помощью автоматических систем или специальных контрольных устройств возникновение нештатных ситуаций и их значение
• знать, как правильно реагировать, чтобы восстановить нормальную работу станции или привести ее в состояние безопасного останова.

Насколько хорошо оператор может это сделать, зависит от конструкции машины, а также от способностей и подготовки оператора.

На каждой атомной электростанции должны постоянно находиться на дежурстве компетентные, стабильные и хорошо обученные операторы. Потенциальные операторы атомных станций проходят комплексную программу обучения, которая обычно включает обучение в классе и на рабочем месте в области науки, оборудования и энергетических систем, радиационной защиты и политики и принципов эксплуатации. Учебные тренажеры всегда используются при эксплуатации атомных электростанций в США, чтобы дать оператору практический опыт эксплуатации станции, во время сбоев и в необычных условиях. Интерфейс между оператором и энергосистемами осуществляется через контрольно-измерительную аппаратуру. Хорошо спроектированные контрольно-измерительные системы могут улучшить понимание и правильную реакцию операторов.

Обычно ключевой эксплуатационный персонал назначается для атомной электростанции, пока она еще находится в стадии строительства, чтобы они могли консультировать с точки зрения эксплуатации и могли собрать персонал, который будет вводить в эксплуатацию и эксплуатировать станцию. Они также готовят исчерпывающий набор рабочих процедур до того, как станция будет введена в эксплуатацию и допущена к эксплуатации. Эксперты по проектированию и персонал регулирующих органов проверяют эти процедуры на соответствие проектным замыслам и методам эксплуатации.

Ожидается, что персонал будет систематически и неукоснительно эксплуатировать станцию ​​в соответствии с рабочими процедурами и разрешениями на работу. Оперативный персонал постоянно работает над обеспечением общественной безопасности, проводя комплексную программу испытаний и мониторинга систем безопасности и защитных барьеров, а также сохраняя способность справляться с любой аварийной ситуацией на станции. Там, где операторам может потребоваться принять меры в ответ на изменение состояния станции, существуют письменные систематические процедуры, которыми они руководствуются и предоставляют подробную информацию, необходимую для управления станцией. Такие процедуры рассматриваются станционными и регулирующими комитетами по безопасности.

Продуманная программа управления безопасностью эксплуатации включает в себя:

• детальное знание областей, критически важных для безопасности
• стандарты или цели, которые определяют приемлемую производительность
• программа для мониторинга производительности, реагирования на проблемы и отчетности о результатах
• программа обзора опыта для установления тенденций, степени соответствия стандартам и причин любых неприемлемых или ухудшающихся характеристик
• средство оценки влияния предлагаемых изменений на оборудование или рабочие процедуры и внедрение изменений в соответствии с принятым стандартом.

В дополнение к процедурам нормальной эксплуатации на каждой атомной электростанции существует система отчетности о событиях для расследования и документирования любых отказов и износа оборудования, недостатков в проектировании или строительстве, а также ошибок в эксплуатации, обнаруженных системами мониторинга или регулярными испытаниями и проверками. Основная причина каждого события определяется таким образом, чтобы можно было разработать соответствующие корректирующие или предупреждающие действия. Отчеты о событиях, включая результаты анализа и рекомендации, рассматриваются руководством станции и экспертами по безопасности и человеческому фактору, которые обычно находятся за пределами станции.

Система сообщений об инцидентах Международного агентства по атомной энергии (МАГАТЭ) работает по всему миру, дополняя национальные системы и обеспечивая обмен информацией между всеми участвующими странами. Всемирная ассоциация операторов атомных станций (ВАО АЭС) также обеспечивает обмен подробной информацией на оперативном уровне.

Ядерные реакторы и все их вспомогательные и связанные с безопасностью системы обслуживаются и испытываются в соответствии с требованиями обеспечения качества через запланированные интервалы времени, чтобы обеспечить надежность на протяжении всего срока их службы. В дополнение к автоматическому мониторингу проводятся систематические ручные тесты и исследования для выявления признаков ухудшения или отказа систем оборудования. К ним относятся регулярный надзор в полевых условиях, профилактическое обслуживание, периодические проверки и изучение изменений состояния станции.

Для технологических систем и систем безопасности установлены очень жесткие целевые показатели, чтобы снизить риск для населения и персонала станций до приемлемого минимума. Для технологических систем, которые активно работают во время выработки электроэнергии, частота отказов сравнивается с целевыми показателями производительности, что может привести к изменениям конструкции, когда производительность не соответствует стандартам. Системы безопасности нуждаются в другом подходе, потому что они вступают в действие только в случае отказа технологических систем. Комплексные программы тестирования контролируют эти системы и их компоненты, и результаты используются для определения того, сколько времени каждая из них, вероятно, не будет работать. Расчетное общее количество времени, в течение которого системы безопасности не работают, сравнивается с очень высоким стандартом производительности. При обнаружении неисправности в системе безопасности ее немедленно устраняют или реактор останавливают.

Существуют также обширные программы испытаний и обслуживания во время периодических плановых остановов. Например, все сосуды, работающие под давлением, компоненты и их сварные швы систематически проверяются неразрушающими методами в соответствии с нормами безопасности.

Принципы безопасности и связанные с ними конструктивные особенности безопасности

Есть четыре аспекта цепной реакции деления, которые могут быть опасными и которые нельзя отделить от использования ядерной энергии для производства электроэнергии, и поэтому требуют мер безопасности:

1. В результате деления возникает ионизирующее излучение, которое требует защиты от прямого воздействия радиации.
2. Образуются высокорадиоактивные продукты деления, требующие герметичных корпусов для предотвращения загрязнения внешней среды и возможного попадания внутрь.
3. Цепная реакция деления представляет собой динамический процесс, требующий постоянного контроля.
4. Производство тепла нельзя остановить мгновенно, поскольку радиоактивный распад продолжает выделять тепло после прекращения цепной реакции деления, что требует длительного охлаждения.

Требования безопасности, предъявляемые к этим характеристикам, объясняют основные различия в оборудовании для обеспечения безопасности и стратегии эксплуатации на атомной станции по сравнению с таковыми на электростанции, использующей ископаемое топливо. Способы выполнения этих требований безопасности различаются для разных типов атомных станций, но основные принципы безопасности одинаковы на всех атомных станциях.

В ходе процедуры лицензирования каждая ядерная установка должна доказать, что выбросы радиоактивных веществ будут меньше установленных нормативных пределов, как при нормальных условиях эксплуатации, так и в случае отказов или аварийных условий. Приоритетом является предотвращение отказов, а не просто смягчение их последствий, но проект должен быть способен справляться с отказами, если, несмотря на все меры предосторожности, они все же произойдут. Это требует высочайшей степени обеспечения качества и контроля, применяемого ко всему оборудованию, строительным функциям и операциям. Собственные характеристики безопасности и инженерно-технические меры безопасности предназначены для предотвращения аварий и контроля над ними, а также для локализации и сведения к минимуму выброса радиоактивных материалов.

В частности, теплопроизводительность и холодопроизводительность должны всегда соответствовать друг другу. В процессе работы тепло от реактора отводится теплоносителем, который прокачивается по трубопроводу, соединенному с реактором, и течет по поверхности оболочек твэлов. В случае отключения питания насосов или внезапного выхода из строя соединительных трубопроводов охлаждение топлива будет прервано, что может привести к быстрому повышению температуры топлива, возможному выходу из строя оболочки твэла и утечке топлива. радиоактивного материала из топлива в корпус реактора. Быстрое прекращение цепной реакции деления, подкрепленное возможной активацией резервных или аварийных систем охлаждения, предотвратило бы повреждение топлива. Эти меры безопасности предусмотрены на всех атомных станциях.

Даже когда реактор остановлен, потеря охлаждения и выход из строя резервной или аварийной системы охлаждения могут привести к перегреву топлива из-за продолжающегося выделения теплоты распада продуктов деления в топливе, как показано на рис. тепло составляет всего 2% или 1% от производства тепла на полной мощности, если его не удалить, температура топлива может достичь уровня отказа в течение нескольких минут после полной потери охлаждения. Принцип безопасного проектирования атомных электростанций требует, чтобы все обстоятельства, которые могут привести к перегреву топлива, повреждению и выбросу радиоактивных материалов из топлива, тщательно оценивались и предотвращались техническими системами контроля и защиты.

Рис. 2. Остаточная теплота после остановки реактора

Для защиты атомной электростанции существует три типа функций безопасности: собственные характеристики, пассивные системы и активные системы. Они используются в различных комбинациях на действующих атомных станциях.

Собственные характеристики безопасности используйте законы природы, чтобы сохранить электростанцию ​​в безопасности. Некоторым видам ядерного топлива присущи такие характеристики безопасности, как то, что по мере повышения их температуры скорость цепной реакции деления снижается. Некоторые конструкции систем охлаждения обладают неотъемлемыми характеристиками безопасности, в соответствии с которыми охлаждающая жидкость будет циркулировать над топливом за счет естественной циркуляции для адекватного отвода остаточного тепла без работы каких-либо насосов. Большинству металлических конструкций присущи характеристики безопасности, которые приводят к деформации или растяжению при значительных нагрузках, а не к разрыву или разрушению.

Функции пассивной безопасности включают подъем предохранительных клапанов собственного веса (гравитационных) за счет давления сбрасываемой жидкости, или использование накопленной энергии в системах аварийного впрыска охлаждающей жидкости, или в некоторых защитных сосудах, которые предназначены для поглощения энергии от отказа трубопровода. системы и последующего остаточного тепла.

Системы активной безопасности включают все системы, которые требуют активации сигналов и источника питания той или иной формы. Активные системы обычно могут контролировать более широкий диапазон обстоятельств, чем собственные и пассивные системы, и могут без ограничений испытываться во время работы реактора.

Проект обеспечения безопасности атомных электростанций основан на выбранной комбинации внутренних, пассивных и активных систем для удовлетворения нормативных требований безопасности юрисдикции, в которой расположена атомная станция. Высокая степень автоматизации в системах, связанных с безопасностью, необходима для того, чтобы максимально освободить эксплуатационный персонал от необходимости принимать быстрые решения и действовать в условиях стресса. Системы ядерных энергетических реакторов спроектированы так, чтобы автоматически приспосабливаться к изменениям требуемой выходной мощности, и, как правило, изменения происходят постепенно. Особенно важно, чтобы системы, связанные с безопасностью, всегда были способны быстро, эффективно и надежно реагировать, когда это необходимо. Чтобы соответствовать такому высокому уровню производительности, эти системы должны соответствовать самым высоким критериям обеспечения качества и быть спроектированы в соответствии с хорошо зарекомендовавшими себя принципами проектирования безопасности, предусматривающими резервирование, разнообразие и физическое разделение.

избыточность — это предоставление большего количества компонентов или подсистем, чем необходимо только для того, чтобы система работала, например, предоставление трех или четырех компонентов, тогда как для надлежащего функционирования системы необходимы только два.

Разнообразие это обеспечение двух или более систем, основанных на разных принципах конструкции или функционирования, для выполнения одной и той же функции безопасности.

Физическое разделение компонентов или систем, предназначенных для выполнения одной и той же функции безопасности, обеспечивает защиту от локальных повреждений, которые в противном случае могли бы ухудшить работу систем безопасности.

Важной иллюстрацией применения этих принципов проектирования безопасности является электроснабжение атомных станций, которое основано на более чем одном подключении к основной энергосистеме, поддерживаемой на месте несколькими дизельными двигателями с автоматическим запуском и/или турбинами внутреннего сгорания. , а также аккумуляторными батареями и мотор-генераторными установками для обеспечения надежного электроснабжения жизненно важных систем, связанных с безопасностью.

Основная превентивная мера против выброса радиоактивных материалов с атомной станции в принципе очень проста: ряд герметичных барьеров между радиоактивными материалами и окружающей средой, чтобы обеспечить защиту от прямого излучения и удержание радиоактивных материалов. Самым внутренним барьером является само керамическое или металлическое топливо, которое связывает большую часть радиоактивных материалов в своей матрице. Второй барьер – герметичная коррозионностойкая облицовка. Третий барьер представляет собой первичную напорную границу системы теплоносителя. Наконец, большинство ядерно-энергетических систем заключены в устойчивую к давлению защитную оболочку, которая спроектирована так, чтобы выдерживать выход из строя самой крупной трубопроводной системы внутри и удерживать любые радиоактивные материалы, попадающие в защитную оболочку.

Основная цель проектирования безопасности атомной электростанции состоит в поддержании целостности этих многочисленных барьеров с помощью подхода глубокоэшелонированной защиты, который можно охарактеризовать тремя уровнями мер безопасности: предупредительными, защитными и смягчающими мерами.

Предупредительные меры включают: соблюдение высочайшего уровня обеспечения качества при проектировании, строительстве и эксплуатации; высококвалифицированные операторы, проходящие периодическую переподготовку; использование встроенных функций безопасности; обеспечение соответствующих проектных запасов; проведение тщательного профилактического обслуживания, постоянное тестирование и проверка и устранение недостатков; постоянный мониторинг; тщательные оценки безопасности и повторные оценки, когда это необходимо; и оценка и причинно-следственный анализ инцидентов и отказов, внесение соответствующих изменений.

Защитные меры включают: быстродействующие системы отключения; быстродействующие автоматические клапаны/системы сброса давления; схемы блокировки для защиты от ложных срабатываний; автоматический контроль жизненно важных функций безопасности; и непрерывное измерение и контроль уровней радиации и радиоактивности сточных вод, чтобы они не превышали допустимые пределы.

Смягчающие меры включают: системы аварийного охлаждения реактора; высоконадежные системы аварийной питательной воды; разнообразные и резервные системы аварийного питания; защитная оболочка для предотвращения утечки любых радиоактивных материалов со станции, которая рассчитана на различные естественные и искусственные воздействия, такие как землетрясения, сильные ветры, наводнения или столкновения с самолетами; и, наконец, аварийное планирование и управление авариями, включающие радиационный контроль, информирование органов безопасности и консультирование населения, контроль загрязнения и распространение смягчающих материалов.

Ядерная безопасность зависит не только от технических и научных факторов; очень важную роль играет человеческий фактор. Регулирующий контроль обеспечивает независимую проверку всех аспектов безопасности атомных станций. Однако ядерная безопасность в первую очередь обеспечивается не законами и нормативными актами, а ответственным управлением проектированием, эксплуатацией и коммунальными услугами, что включает в себя соответствующие проверки и утверждения со стороны лиц, обладающих знаниями и полномочиями.

Единственная авария на атомной станции, которая имела очень серьезные последствия для населения, произошла во время испытания охлаждающей способности в необычной конфигурации на атомной станции РБМК в Чернобыле в Украине в 1986 году. материалы попали в окружающую среду. Впоследствии было обнаружено, что реактор не имел надлежащей системы останова и что он был нестабилен на малой мощности. Слабые стороны конструкции, человеческий фактор и отсутствие надлежащего управления инженерными сетями — все это способствовало аварии. В оставшиеся действующие реакторы РБМК были внесены изменения для устранения серьезных конструктивных недостатков, а инструкции по эксплуатации были улучшены, чтобы предотвратить повторение этой досадной аварии.

Многое было извлечено из аварии на РБМК и из других менее серьезных аварий на атомных станциях (таких как авария на Три-Майл-Айленде в США в 1978 г.), а также из многих мелких аварий и инцидентов за более чем 30 лет эксплуатации атомных электростанций. Цель ядерного сообщества – обеспечить, чтобы ни один инцидент на атомной электростанции не угрожал работникам, населению или окружающей среде. Тесное сотрудничество в рамках таких программ, как Системы отчетности об инцидентах МАГАТЭ и ВАО АЭС, пристальное внимание отраслевых групп и регулирующих органов, а также бдительность владельцев и операторов атомных станций делают эту цель более достижимой.

Благодарность: Редактор благодарит Тима Мидлера и Институт урана за предоставление информации для таблицы 1.

Назад