Основы атомной энергетики Реакторная установка Паротурбинная установка АЭС Конденсационная установка Генеральный план АЭС Компоновка оборудования АЭС Трубопроводы атомной электростанции Тепловые схемы АЭС


7.2. Требования к повышению надежности и безопасности атомной электростанции

В настоящее время ведутся интенсивные разработки по созданию безопасных АЭС обоих применяемых типов, в частности, работы, приближающие надежность отечественных АЭС к надежности зарубежных АЭС. Так, принято решение об обязательности сооружения единого защитного

колпака под реакторным отделением, что, к сожалению, невозможно для АЭС с РБМК. Этому препятствует большая разветвленность его реакторного контура, что побуждает заменить единый защитный колпак системой герметичных помещений. Строительные размеры для АЭС с РБМК значительно отличаются как по площади, так и по объемам.

Что же касается АЭС с ВВЭР, то их надежность существенно снизилась при переходе от 440 МВт к 1000 МВт, как это было показано в гл. 6. В связи с этим для реакторов ВВЭР-1000 в настоящее время не изыскиваются новые конструктивные решения, а основное внимание уделяется разработке повышенной безопасности всей АЭС. В последние годы было показано, что важнейшей задачей является проблема отведения остаточной теплоты. В новых проектах АЭС с ВВЭР реализуется концепция пассивного аварийного отвода, основанная на системе рассеяния остаточной теплоты (оказавшейся весьма значительной) от активной зоны с использованием естественной циркуляции и воздухоохлаждения, причем эти установки ранее вообще не входили в состав АЭС.

В целом безопасность ядерного реактора базируется на определенных требованиях, предъявляемых еще до ввода в постоянную эксплуатацию, а именно:

— обеспечение высокого качества проектирования, изготовления и монтажа оборудования;

— обеспечения технологического и схемного исключений опасных последствий любых единичных нарушений;

— ограничения последствий возможных аварийных ситуаций.

Контур теплоносителя, сосуды, оборудование и трубопроводы реакторного контура должны быть рассчитаны, сконструированы, изготовлены и введены в эксплуатацию таким образом, чтобы вероятность большого разрыва или значительной течи была предельно малой в течение всего времени работы установки.

Все оборудование контуров теплоносителя должно удовлетворять специальным нормам проектирования, изготовления и эксплуатации сосудов и трубопроводов высокого давления, используемых в атомной энергетике. Проект реакторной установки должен быть выполнен таким образом, чтобы свести к минимуму вероятность быстро прогрессирующего повреждения. Контур теплоносителя должен выдерживать без разрывов (лишь с ограниченным в допустимых пределах поглощением энергии за счет пластической деформации) статические и динамические нагрузки, возникающие в любых его узлах и компонентах при любых возможных непреднамеренных и внезапных выделениях энергии в теплоноситель. Все основные элементы реакторного контура должны иметь специальные устройства и приспособления для проверок, испытаний

и наблюдения за их плотностью в течение всего срока эксплуатации установки.

Предусматривают четыре категории устройств, обеспечивающих безопасность АЭС:

Последняя система рассчитана на случай практически невозможной так называемой "максимальной проектной аварии" (МПА), под которой понимается местный полный разрыв главного циркуляционного контура. Назначение защитных устройств — аварийный останов реактора с соответствующим отводом теплоты из активной зоны для недопущения ее расплавления. Назначение системы локализации аварии — не допустить распространения радиоактивности за пределы герметичных помещений АЭС даже при МПА.

В настоящее время вопросам безопасности работы АЭС уделяется все большее внимание. Так, на устройства обеспечения безопасности работы требуется 25 — 30% общих затрат на сооружение АЭС, причем значительная часть этих затрат связана с отводом так называемого "остаточного тепловыделения", под которым понимается выделение теплоты от остановленного реактора из-за продолжающегося длительного радиоактивного распада продуктов деления урана, которое, даже после 100 суток составляет до 0,5% номинальной мощности.


Атомные электростанции с натриевым теплоносителем