Transcript Обеспечение безопасности АЭС

Обеспечение безопасности для проекта современной
АЭС с реактором ВВЭР-1000
Москва, 2011г.
Опыт эксплуатации АЭС с ВВЭР
• Опыт успешной эксплуатации АЭС с ВВЭР сегодня превышает 1400 реакторо-лет.
• Атомные электростанции с реакторами типа ВВЭР, построенные в Чехии,
Словакии, Финляндии, Венгрии и других странах Европы, доказали свою
безопасность, экономичность и эффективность.
• Законодательству Болгарии в сфере использования атомной энергии
соответствуют именно российские технологии.
• Российские нормы и подходы к обеспечению безопасности АЭС по некоторым
показателям предъявляют более жесткие требования к безопасности и качеству
объектов атомной энергетики, чем те, которые заложены в основу европейских и
американских проектов АЭС.
Базовым для строительства болгарской АЭС “Белене” является
российский проект «АЭС-92», который первым среди других проектов
получил сертификат EUR (Европейского клуба эксплуатирующих организаций)
в 2007 году.
В 2009 году в коммюнике Комиссии по определению требований
сооружения новых ядерных блоков в Евросоюзе проект АЭС «Белене» указан как
один из трех примеров реакторов третьего поколения вместе с проектами в
Олкилуото (Финляндия) и Фламанвиле (Франция) с рекомендациями строить
станции в Европе только с реакторами такой степени надежности и защиты.
Обеспечение безопасности АЭС «Белене»
• АЭС « Белене» является практической реализацией проекта АЭС – 92. Он характеризуется
высшим уровнем безопасности – частота повреждения активной зоны менее 5,0Е-07 1/год x
реактор.
• Исключительно высоких показателей надежности выполнения функций безопасности
удалось достичь за счет:
1. применения комбинированной СБ с пассивными и активными элементами;
2. применения устройства локализации расплава;
3. низкой чувствительности к ошибкам персонала при управлении авариями;
4. увеличения срока службы основного оборудования до 60 лет;
5. учета в проекте полного комплекса проектных и запроектных аварий, включая внешние
воздействия техногенного и природного характера.
• Проект АЭС «Белене» отвечает требованиям НЭК ЕАД, обладает референтностью
технологий, основного оборудования и топлива.
• Соответствует международным нормам и рекомендациям МАГАТЭ, отличается
повышенными характеристиками безопасности и технико-экономическими показателями.
• Для оценки технических и технологических решений, оценки уровня обеспечения
безопасности к всестороннему изучению российского проекта были привлечены эксперты
США, Великобритании, ЮАР и многих других стран – всесторонняя экспертиза стала отличием
нашего проекта от всех других проектов сооружения АЭС, реализуемых в мире.
• По мнению многих экспертов, проект АЭС «Белене» является одним из лучших
в мире и относится к поколению 3+.
Обеспечение безопасности
Подходы и решения
• Новые разработки проектов энергоблоков атомных станций с реакторами типа ВВЭР
включают следующие подходы и решения, повышающие их надежность и безопасность:
1. применение систем безопасности пассивного принципа действия, срабатывающих без
подачи внешней энергии и позволяющих в аварийных ситуациях длительно (не менее 24
часов) расхолаживать реакторную установку без вмешательства оператора;
2. проектирование систем нормальной эксплуатации с учетом возможности их использования
как активных систем безопасности, в случае необходимости;
3. применение двойных защитных оболочек: внутренней герметичной, выполняющей
функцию локализации и наружной, способной противостоять внешним воздействиям (падение
большого коммерческого самолета весом 400 т, взрывы);
4. введение в проект систем для управления запроектными авариями (детерминистски
полагается возможность такой аварии) и разработка решений, обеспечивающих удержание
расплава в корпусе реактора, либо в специальной ловушке, размещаемой под корпусом
реактора;
5. оптимизация числа пассивных и активных каналов систем безопасности и их
производительности.
Обеспечение безопасности
Уровни концепции глубоко
эшелонированной защиты
Система технических и организационных мер образовывает пять уровней глубоко
эшелонированной защиты и включает следующие уровни.
• Уровень 1 (Условия размещения АЭС и предотвращение нарушений нормальной
эксплуатации):
1. оценка и выбор площадки, пригодной для размещения АЭС;
2. установление санитарно-защитной зоны, а также зоны наблюдения вокруг АЭС, на которой
осуществляется планирование защитных мероприятий;
3. разработка проекта на основе консервативного подхода с развитым свойством внутренней
самозащищенности РУ;
4. обеспечение требуемого качества систем (элементов) АЭС и выполняемых работ;
5. эксплуатация АЭС в соответствии с требованиями нормативных документов,
технологических регламентов и инструкций по эксплуатации;
6. поддержание в исправном состоянии систем (элементов), важных для безопасности, путем
своевременного определения дефектов, принятия профилактических мер, замены
выработавшего ресурс оборудования и организация эффективно действующей системы
документирования результатов работ и контроля;
7. подбор и обеспечение необходимого уровня квалификации персонала АЭС для действий при
нормальной эксплуатации и нарушениях нормальной эксплуатации, включая предаварийные
ситуации и аварии, формирование культуры безопасности.
Обеспечение безопасности
Уровни концепции глубоко
эшелонированной защиты
• Уровень 2 (Предотвращение проектных аварий системами нормальной эксплуатации):
1. выявление отклонений от нормальной работы и их устранение;
2. управление при эксплуатации с отклонениями.
• Уровень 3 (Предотвращение запроектных аварий системами безопасности):
1. предотвращение перерастания исходных событий в проектные аварии, а проектных аварий в
запроектные с применением систем безопасности;
2. ослабление последствий аварий, которые не удалось предотвратить, путем локализации
выделяющихся радиоактивных веществ.
• Уровень 4 (Управление запроектными авариями):
1. предотвращение развития запроектных аварий и ослабление их последствий;
2. защита герметичного ограждения от разрушения при запроектных авариях и поддержание
его работоспособности; возвращение АЭС в контролируемое состояние, при котором
прекращается цепная реакция деления, обеспечивается постоянное охлаждение ядерного
топлива и удержание радиоактивных веществ в установленных границах.
• Уровень 5 (Противоаварийное планирование):
1. подготовка и осуществление при необходимости планов противоаварийных мероприятий на
площадке АЭС и за ее пределами.
Обеспечение безопасности
Основные функции безопасности
В соответствии с концепцией глубоко эшелонированной защиты в
проекте АЭС предусмотрены системы безопасности, предназначенные для
выполнения следующих основных функций безопасности:
• аварийной остановки реактора и поддержания его в подкритическом
состоянии;
• аварийного отвода тепла от реактора, а также от отработавшего топлива,
находящегося в бассейне выдержки;
• удержания радиоактивных веществ в установленных границах как
активными, так и пассивными системами безопасности.
9
Обеспечение безопасности
Принципы построения систем
безопасности
Системы безопасности проектируются устойчивыми против отказов, включая
отказы по общей причине, и способными выполнять функции при потере энергоснабжения.
Для чего реализуются следующие требования:
• каждая система безопасности имеет несколько каналов, каждый из которых способен
полностью выполнить возложенную функцию безопасности;
• количество каналов выбирается исходя из реализации принципа единичного отказа;
• каждая защитная система безопасности состоит из активной и пассивной части, каждая из
которых способна выполнить возложенную функцию безопасности;
• выполнено пространственное разделение каналов систем безопасности и обеспечивается
конструктивная защита каналов;
• управляющая система безопасности проектируется исходя из условия, чтобы отказ в
системе возбуждал действия, направленные на обеспечение безопасности;
• в целях защиты от ошибок оператора используются автоматические системы для
возбуждения защитных действий и блокирования управляющих воздействий оператора,
нарушающих выполнение функций безопасности;
• активные системы безопасности обеспечиваются электроэнергией от независимых
источников (дизель - генераторов), выполненных в соответствии с требованиями к
обеспечивающим системам безопасности.
Обеспечение безопасности
Таблица 2.3
Функции
Системы безопасности
активная часть
безопасности
пассивная часть
1 Останов реактора и под- Аварийная защита
Система быстрого ввода бора (1
держание его в подкритическом Система аварийного и планового JDJ)
состоянии
расхолаживания первого контура
и охлаждения бассейна выдержки
(1 JNA);
Система аварийного
высокого
(1 JND 10-40);
впрыска
давления
Система аварийного ввода бора
(1 JND 50-80) и обеспечивающие
системы
2 Аварийное охлаждение и отвод
остаточного тепла
2.1 При неповрежденном первом Система
аварийного Система пассивного отвода
контуре
расхолаживания
и
продувки тепла (СПОТ) (1 JNB50-80)
парогенераторов (1 JNB10-40) и
обеспечивающие системы
12
Обеспечение безопасности
Таблица 2.3
Функции
Системы безопасности
активная часть
безопасности
пассивная часть
2.2
При
поврежденном Система аварийного и планового Система пассивного отвода
первом контуре
расхолаживания первого контура тепла (СПОТ) (1 JNB50-80),
и охлаждения бассейна выдержки Системы пассивной подачи
(1 JNA)
воды
в
активную
зону
Система аварийного
высокого
(1 JND 10-40);
впрыска (гидроемкости первой (1 JNG10давления 40) и второй ступени (1 JNG5080)
Система аварийного ввода бора
(1 JND 50-80) и обеспечивающие
системы
2.3 Отвод тепла от отработавшего Система аварийного и планового Дополнительный запас воды в
топлива в бассейне выдержки
расхолаживания первого контура бассейне выдержки
и охлаждения бассейна выдержки
(1 JNA) и обеспечивающие
системы
13
Обеспечение безопасности
Таблица 2.3
Функции
Системы безопасности
активная часть
безопасности
пассивная часть
3. Удержание радиоактивных
Спринклерная система (1 JMN), Локализующая
система:
продуктов и снижение выбросов обеспечивающие
системы, внутренняя защитная оболочка с
радиоактивных веществ,
изолирующие устройства
пассивными системами для ее
ограничение выхода
защиты (система удержания и
радиоактивного излучения,
охлаждения
расплавленной
защита от взрывоопасных
активной зоны (1 JKM), система
концентраций водорода, защита
контроля
концентрации
и
от повышения давления в объеме
аварийного удаления водорода
локализующих систем
под
защитной
оболочкой
безопасности
(1 JMT-JMU));
Ограничение
выброса
в
окружающую среду:
система пассивной фильтрации
межоболочечного пространства
(1 KLM)
14
Обеспечение безопасности
Таблица 3
Parameter/параметры
Reactor Type/тип реактора
Model/модификация
Reactor Pressure Vessel Service Life, years
Срок жизни реактора
Unit Capacity Factor, %
Коэффициент готовности блока, %
Net efficiency, %
К.П.Д нетто, %
FA burnup, MWd/kgU
Глубина выгорания
Steady state fresh FA loading, FA number
Загрузка свежего топлива, количество ТВС
Probabilistic Safety Targets
ВАБ
Core Damage Frequency (IIE, F and S), reactor-year *
Частота повреждения активной зоны, реакторо-год *
Early Large Release Frequency, reactor-year *
Частота большого раннего выброса рад. продукт.,
реакторо-год *
15
AES-92
PWR
WWER-1000/V392
40
A-92
PWR
WWER-1000/V466
60
0.80
0.91
33.3
35.6
41
55
48
42
7.6E-08
5.6E-07
2.4E-09
2.2E-07
Обеспечение безопасности
Таблица 3
Parameter/параметры
Containment/Контайнмент
Outer wall thickness, mm
Толщина внешней стены гермооболочки, мм
Internal wall thickness, mm
Толщина внутренней стены гермооболочки, мм
Site conditions/Условия площадки
Extreme Wind velocity, m/s
Макс. скорость ветра, м/с
Extreme Snowfall, kN/m2
Макс. снежная нагрузка, кН/м2
Maximum air temperature, °C
Макс. температура воздуха, С
Minimum air temperature, °C
Мин. температура воздуха, С
SSE with PGA, g
DBA with PGA, g
16
AES-92
A-92
600
1500
1200
1200
43
49
2
5.6
+38
+61
-37
-57
0.12 (0.25)
0.05
0.24 (0.336)
0.16
Обеспечение безопасности
Таблица 3
Parameter/параметры
Airplane Crash/Падение самолета
Weight, t/Вес, т
Velocity, m/s/ Скорость, м/с
Maximum force in the contact patch, MN
Макс. усилие в месте контакта, мн
Spent Fuel Management/Управление отработавшим
топливом
SF Pool Capacity, cells
Объем бассейна выдержки, ячеек
SF Cask Type/Тип чехла отработавшего топлива
SF Cask Capacity, FA Number/Объем чехла отработавшего
топлива, количество ТВС
SF Storage Capacity/Объем ХОЯТ
AES-92
A-92
5.7
100
12
400
110-140-160
Up to 600
642
646
TK-13
12
CASTOR 1000
19
5
280
*Примечание:
1. Значения приведены в пересчете на двухблочную АЭС.
2. Для АЭС-92 приведены предварительные расчеты, для АЭС «Белене» при расчетах учитывалась
модернизация компонентов и конфигурация аварийных систем.
3. Значение частоты повреждения активной зоны значительно ниже установленного критерия 1.0Е-05/год.
17
Обеспечение безопасности
Выводы
При проектировании активных систем безопасности учтены следующие требования:
• все системы безопасности имеют по 4 элемента, каждый из которых отвечает за выполнение
предписанной функции по обеспечению безопасности;
• количество элементов выбирается на основе выполнения принципа единичного отказа;
• обеспечено пространственное разделение элементов безопасности и конструктивная защита каналов,
обеспечивающих избежание возможности отказа по общей причине (пожар, наводнение);
• управляющая система безопасности разработана в соответствии с принципом безопасности при
отказе;
• для уменьшения последствий ошибок оператора необходимо использовать автоматические системы
возбуждения защитных действий и блокирования управляющих воздействий оператора, нарушающих
выполнение функций безопасности;
• системы безопасности оснащены системой независимого электропитания (дизель-генераторные
двигатели), разработанной согласно требованиям к поддержанию систем безопасности.
Качественное повышение уровня безопасности достигается за счет максимального
использования пассивных средств обеспечения безопасности:
• двойная защитная оболочка здания реактора;
• 8 дополнительных гидроемкостей для пассивного залива активной зоны;
• 12 теплообменников системы пассивного отвода тепла остаточных тепловыделений активной зоны в
течение неограниченного периода времени без участия операторов;
•
новая пассивная система быстрого ввода бора для приведения реактора в подкритическое состояние.
Обеспечение безопасности
Категории проектных режимов
По уровню возможных негативных последствий и вероятности возникновения
перечень проектных режимов разбит на следующие категории, к которым применены различные
принципы выполнения анализа и предъявлены различные приемочные критерии:
• категория 1 – стационарные состояния и режимы нормальной эксплуатации;
• категория 2 – ожидаемые эксплуатационные режимы с частотой возникновения большей 102 событий в год (в худшем случае эксплуатационные режимы могут приводить к останову
реактора, после которого работа станции может быть возобновлена, такого рода режимы не
имеют тенденции к развитию, создающему угрозу возникновения более тяжелых режимов, т.е.
проектных режимов 3, 4 категории);
• категория 3 – аварийные режимы с частотой возникновения в диапазоне между 10-2 и 10-4
событий в год (в этих режимах возможно повреждение топливных стержней не более 1 % от
общего количества твэлов);
• категория 4 – аварийные режимы с частотой возникновения в диапазоне между 10-4 и 10-6
событий в год (эти режимы наиболее тяжелые из проектных, против которых проект должен
предусматривать защитные меры. Возможно повреждение топливных стержней не более 10 % от
общего количества твэлов).
• категория 3 – аварийные режимы с частотой возникновения в диапазоне между 10-2 и 10-4
событий в год (в этих режимах возможно повреждение топливных стержней не более 1 % от
общего количества твэлов);
• категория 4 – аварийные режимы с частотой возникновения в диапазоне между 10-4 и 10-6
событий в год (эти режимы наиболее тяжелые из проектных, против которых проект должен
предусматривать защитные меры. Возможно повреждение топливных стержней не более 10 % от
общего количества твэлов).