Анализ запроектных аварий

Поскольку нейтронно-физические характеристики активной зоны 01М2 меняется незначительно по сравнению с зоной ОК-505 01М1, то переход на зону 01М2 практически не оказывает влияния на развитие и последствия запроектных аварий, рассмотренных в разделе 4.4. ТОБ АС (Техническое обоснование безопасности атомной станции с энергоблоком БН-600).

1. Потеря системного энергоснабжения с отказом аварийной защиты реактора.

Остановка реактора осуществляется введением только стержней АР и КП-ТК, а стержни АЗ остаются в верхнем положении. Частота аварии равна

1/год, (П.4.1)

где - вероятность отказов АЗ (=3∙10^-5)

- частота исходного события (=2∙10^-1, 1/год)

2. Полная потеря системного и надежного энергоснабжения. (АЗ срабатывает, САРХ не функционирует)

Отвод тепла от первого контура системами аварийного расхолаживания через ПГ и воздушные теплообменники (ТО) исключен полностью. Расхолаживание осуществляется за счет первого и второго контуров и рассеивание тепла через теплоизоляцию в окружающую среду, воздух и строительные конструкции. Пределы нормальной эксплуатации: температура оболочки твэла - 710, корпуса - 600. Опасное повышение температуры корпуса - 800.

3. Разгерметизация полным сечением натриевого трубопровода вспомогательной системы первого контура не имеющего страхового кожуха.

Течь может произойти как на участках трубопроводов ДУ80, так и на участках ДУ200.

4. Разгерметизация полным сечением основного натриевого трубопровода первого контура.

5. Взаимодействие натрия с водой в боксе парогенератора.

6. Полная потеря системного и автономного электроснабжения с отказом аварийной защиты реактора. (также как в пунктах 1 и 2)

Частота рассматриваемой аварии:

1/год, (П.4.2)

где- частота отказов системного электропитания;

- вероятность невключения дизельгенераторов;

- вероятность несрабатывания БАЗ.

Отказ аварийной защиты в рассматриваемом сценарии не исключает работы АР. Работа регулятора ужесточает условия аварии и поэтому учитывается в расчетах. В рассматриваемой запроектной аварии закипание натрия в активной зоне не приводит к разгону реактора на мгновенных нейтронах. Мощность реактора после вывода рабочего стержня АР из активной зоны почти монотонно снижается.

7. Повреждение строительных конструкций оборудования вследствие внешних воздействий (землетрясение с силой 7 баллов, ударная волна 0,3 кг/см^3, падение самолета не главный корпус).

При этом может оказаться невозможным перемещение исполнительных органов СУЗ и последствия будут аналогичны 1. При одновременном повреждении элементов 1 и 2 контуров – аналогично 6. и следовательно эвакуации населения не потребуется.

8. Разгерметизация основного корпуса, страховочного корпуса реактора и пожар в шахте реактора.

Вероятность реализации этой аварии составляет 5∙10^-9 за 20 лет или 1,7∙10^-10 в год. Нормативные документы (ОПБ-ВС). (Не требуется учета подобной аварии при анализе безопасности.)

9. Попадание в натрий значительных количеств водорода или углеродосодержащих веществ.

В бак ГЦН может попасть не более 180 л масла со скоростью не более 20 л/мин. Для оценки эффективности от попадания водорода в активную зону принято, сто все масло размешивается в циркулирующем объёме натрия 300 м^2. В этом случае доля масла в натрии составляет:

. (П.4.3)

Соответствующее количество водорода в активной зоне составляет:

. (П.4.4)

Введение водорода при равномерном размещении его в натрии активной зоны приводит к росту реактивности на 0,05% . Влияние масла может существенно возрасти в случае накопления его в объёме активной зоны. При этом осаждение водородосодержащих веществ на поверхности твэлов ТВС активной зоны равномерно вводится реактивность 0,66%. При этом после срабатывания только стержней АЗ и расхолаживание реактора его подкритичность составляет не менее 0,5%. При попадании других веществ (углерод, графит) реактивность увеличивается не более 0,03%.

10.Вытеснение потоком натрия ТВС из полости активной зоны в подпробковое приостранство при работе реактора на мощности в исходном состоянии и последующем срабатывании БАЗ.

Изменение реактивности реактора, обусловленное органами СУЗ, связана с двумя эффектами:

1.) При нарушении геометрии активной зоны растет эффективность стержней СУЗ, находящихся в центральной части активной зоны.

2.) Из-за перемещения ТВС ЗМО меняется высотное положение поглощающих звеньев стержней СУЗ относительно активной зоны, что также приводит к уменьшению реактивности реактора.

Любые постулированные перемещения ТВС приводят к снижению реактивности независимо от того, произошло введение стержней АЗ и КС в активную зону или нет. Это обстоятельство свидетельствует о свойствах внутренней саморегулируемости активной зоны при запроектных авариях с перемещением ТВС.

11.Пожар с поражением систем контроля и энергоснабжения.

В предельной случае в процессе развития аварии приводит к полной потере теплоотвода от заглушенного реактора (описан в пункте 2).

Таким образом, энергоблок с реактором БН-600 Белоярской АЭС является экологически чистым источником электроэнергии. Он практически не изменяет радиационное состояние окружающей среды как при нормальной работе, так и при технически возможных авариях. Высокий уровень радиационной безопасности энергоблока подтверждается низкой облучаемости персонала - ниже, чем от естественных и техногенных источников радиации. Даже в условиях прохождения самых тяжелых, маловероятных аварий не требуется применения исключительных мер по ликвидации последствий аварий, включая эвакуацию населения.

 

 

ПРИРОДОПОЛЬЗОВАНИЕ И ОХРАНА ОКРУЖАЮЩЕЙ СРЕДЫ

Одной из основных проблем, связанных с эксплуатацией АЭС, является проблема снятия с эксплуатации и демонтажа энергоблока.Вариант вывода из эксплуатации блока АС - один из способов поэтапного достижения заданного конечного состояния блока АС при выводе его из эксплуатации. Основными вариантами вывода из эксплуатации блока АС являются:

• ликвидация блока АС;

• захоронение блока АС.

Согласно пункту 4.11 РД ЭО 0013-93 после окончательного останова блока АС в период подготовки блока к снятию с эксплуатации эксплуатирующая организация должна обеспечить:

· удаление ядерного топлива из активной зоны реактора и из помещений блока АС;

· удаление радиоактивных рабочих сред из оборудования и технологических систем;

· штатную дезактивацию оборудования, систем и строительных конструкций блока АС;

· удаление или переработку радиоактивных отходов;

· согласование и утверждение в установленном порядке проекта снятия с эксплуатации блока АС;

· разработку проекта производства работы (ППР), конструкторской и технологической документации;

· приведение АС в прогнозируемое состояние (по ресурсу, составу оборудования, использованию хранилища, складов и т.п.);

· подготовку персонала для проведения работ по снятию с эксплуатации;

· оценку всех документов и материалов, разработанных для обеспечения снятия с эксплуатации блока АС;

· получение разрешения органов государственного надзора и контроля на выполнение работ по снятию с эксплуатации блока АС;

· согласование технических решений на частичный демонтаж оборудования блока.

Вывод из эксплуатации блока АС - деятельность, осуществляемая после удаления ядерного топлива и ядерных материалов с блока АС, направленная на достижение заданного конечного состояния блока АС, исключающая использование блока в качестве источника энергии и обеспечивающая безопасность работников (персонала), населения и окружающей среды.

Обращение с отработавшим ядерным топливом после окончательного останова блока №3 включает штатные операции перегрузки топлива реактора БН-600 с использованием предусмотренной проектом системы перегрузки, предполагают выгрузку из реактора одной ТВС с установкой в образовавшуюся свободную ячейку активной зоны другой ТВС («одна на одну»). Для полной выгрузки всей активной зоны реактора по штатной схеме необходимо устанавливать в образующиеся свободные ячейки имитаторы ТВС, комплект которых имеется на блоке. Такая замена экономически нецелесообразна, т.к. влечет за собой длительное хранение десятков тонн, не имеющей наведенной активности нержавеющей стали, из которой изготовлены имитаторы, а, кроме того, усложняет операции по обращению с остаточным натрием после дренирования реактора. Поэтому при разработке программы и технологии полной выгрузки активной зоны наряду с вышеупомянутым должен рассматриваться вариант извлечения всех ее компонентов без замены их имитаторами.

Таким образом, в случае выбора варианта полной выгрузки активной зоны реактора без замены ТВС имитаторами должны быть разработаны:

- решение (программа) о полной выгрузке компонентов активной зоны реактора БН-600;

- технология полной выгрузки компонентов активной зоны реактора БН-600, если выгрузка будет производиться без использования имитаторов.

Отправка отработавших ТВС на ФГУП ПО «Маяк» производится два раза в год. Объем одной отправки составляет не менее 175 штук. Такой объем вывоза обеспечивает компенсацию количества отработавших ТВС, поступающего в БВ после перегрузок реактора в течение года. Объем двух штатных перегрузок реактора в год составляет примерно 320 шт. отработавших ТВС и таким образом имеющиеся в наличии свободные ячейки для ТВС в БВ обеспечивают размещение одной полной активной зоны реактора на любой момент эксплуатации в соответствии с требованиями п. 6.2.1 «Правил безопасности при хранении и транспортировке ядерного топлива на объектах атомной энергетики» (ПНАЭ Г-14-029-91).

В соответствии с установленными требованиями отправке подлежат отработавшие ТВС, имеющие следующие характеристики:

- начальное обогащение по урану-235 не более 33 %;

- средняя глубина выгорания – не более 115 МВт´сут/кг U;

максимальное остаточное тепловыделение – 0,306 кВт/ТВС;

Дезактивация оборудования, систем, строительных конструкций, помещений и зданий блока № 3. Для проведения работ по дезактивации возможно использование уже существующего комплекса на основании действующей эксплуатационной документации:

- Технологический регламент эксплуатации энергоблока №3 Белоярской АЭС;

- Инструкции по дезактивации.

Система дезактивации помещений и оборудования входит в состав действующих систем и предназначена для дезактивации поверхностей помещений и оборудования с целью удаления радиоактивных загрязнений.

Этап ликвидации блока как радиационного объекта. На заключительном этапе вывода из эксплуатации блока № 3 осуществляются вскрытие и полный демонтаж локализованных реакторных конструкций, все радиоактивные отходы перерабатываются и удаляются с блока на окончательное захоронение.

При необходимости демонтируются строительные конструкции и другие сооружения блока, ликвидируются временные хранилища РАО, а также выполняются другие работы, необходимые для достижения конечного состояния блока в результате его вывода из эксплуатации, установленного «Проектом вывода из эксплуатации блока № 3 Белоярской АЭС».

Подпрограмма производства демонтажных работ на блоке № 3. Согласно принятому варианту вывода из эксплуатации на этапе подготовки к сохранению под наблюдением может производиться демонтаж отдельного заменяемого оборудования реактора после его дренирования и реализации программы обращения с остаточным натрием.

Из реактора извлекается оборудование, процессы демонтажа которого освоены и являются штатными операциями, неоднократно проводимыми персоналом во время эксплуатации блока № 3.

По предварительным оценкам на этом этапе может быть демонтировано следующее оборудование реактора: выемные части ГЦН I; механизм перегрузки; уровнемеры; ИМ СУЗ; ПТО.

Демонтированное оборудование отмывается от остаточного натрия или продуктов его нейтрализации и дезактивируется по штатным технологиям, затем фрагментируется на нерадиоактивные и радиоактивные части (конструкции с наведенной активностью), которые размещаются на хранение в специально отведенных местах помещений I контура.

На этапе подготовки к сохранению под наблюдением желательно демонтировать максимально возможное количество оборудования вышеуказанного типа, используя опыт и знания персонала блока, что позволит снизить финансовые затраты на выполнение данной операции.

Необходимость и возможность фрагментации демонтированного оборудования определяется по результатам технико-экономических оценок выполнения этих работ, с учетом дозовых нагрузок на персонал.

На этапах подготовки и сохранения под наблюдением по мере спада активности демонтируется радиоактивное оборудование I контура, а также проводятся работы по демонтажу неактивного оборудования II, III контуров.

Документация на демонтаж реакторного оборудования должна разрабатываться параллельно с документацией на локализацию реактора, т.к. после демонтажа (извлечения или отрезки) этого оборудования в корпусе реактора необходимо заглушить образовавшиеся отверстия.

При выборе мест (помещений), предназначенных для вышеназванных целей необходимо руководствоваться следующими критериями:

- минимально-необходимый демонтаж строительных конструкций;

- наличие энергосетей и коммуникаций;

- наличие подъемно-транспортного оборудования и возможности рациональной организации транспортно-технологической схемы перемещения РАО;

- соответствующая радиационная обстановка в обслуживаемых помещениях (6 мкЗв/ч (0,17мкР/c));

- влияние на заключительный этап ВЭ.

Работы по демонтажу, отмывки от натрия, дезактивации, фрагментации, транспортировании и складировании демонтированных конструкции должны сопровождаться проведением радиационного и дозиметрического контроля:

- контроля облучаемости персонала и контрольной группы населения (дозиметрический контроль);

- контроля обращения с образующимися в процессе демонтажа РАО и материалами повторного использования (радиационный технологический и выходной контроль);

- контроля состояния защитных радиационных барьеров;

- контроля нераспространения радиоактивности в помещениях I контура, на площадке и за пределами блока;

- радиационного контроля загрязнения окружающей среды;

- радиационного контроля при аварийных ситуациях.