Фрагмент для ознакомления
2
Введение
Развитие атомной энергетики и будущее ядерной отрасли напрямую зависят от решения вопросов, связанных с обеспечением их безопасности. Современные цифровые инструменты открывают новые возможности в данной области.
Несмотря на неоспоримые преимущества, которые даёт атомная энергетика (низкие уровни потребления сырья, выбросов, в том числе парниковых газов, надёжность снабжения электроэнергией), её развитие в мире сдерживают, наряду с экономическими соображениями, два основных фактора – последствия тяжёлых аварий и нерешённость вопроса обращения с высокоактивными отходами.
Опыт развития ядерных технологий, изучение причин аварий и инцидентов привели к формированию современной структуры обеспечения безопасности, которая к настоящему времени реализована во всех странах, использующих атомную энергетику. Безопасность ядерных установок складывается из большого числа организационных и технических факторов. Первый и, наверное, наиболее важный – культура безопасности, которая подразумевает, что все решения на всех уровнях управления, когда конкурируют безопасность и экономика или иные обстоятельства, принимаются в пользу безопасности. Второй фактор – регулирование безопасности, то есть система нормативных документов и наличие независимого от собственника АЭС регулирующего и надзорного органа, который принимает решение о возможности эксплуатации установки и формулирует требования к её безопасности.
Сейчас разрабатываются реакторные технологии, безопасность которых основана на принципиально новых подходах, исключающих тяжёлые аварии за счёт физических законов. Наконец, ещё одним фактором, обеспечивающим безопасность, служат взаимосвязанный мониторинг радиационной обстановки и система аварийного реагирования, направленные на своевременное выявление и минимизацию последствий аварии в случае, если она всё же произойдёт. Радиационный контроль и аварийное реагирование сегодня – это высокоорганизованная межведомственная система, которая включает ведомственный, территориальный радиационный мониторинг и связь.
1. Основные проблемы, препятствующие широкому распространению атомной энергетики
Атомная генерация имеет ряд фундаментальных отличий от других видов электрогенерации, чем обусловлены как её преимущества, так и повышенное внимание к безопасности, характерное для ядерной отрасли. Энергоёмкость используемых на АЭС урановых топливных таблеток во много раз превышает традиционные ископаемые виды топлива. Столь же разительно отличаются объёмы отходов тепловой и атомной электростанций. Кроме того, по сравнению с электростанциями на угле или других традиционных видах топлива, ежедневно выбрасывающих тонны загрязняющих веществ в атмосферу, подавляющая часть отходов АЭС (продукты деления) остаются связанными внутри топлива
Однако столь высокая энергоёмкость одновременно означает и более высокие риски при неконтролируемом развитии событий. В этой связи в отрасли с момента её создания и развития уделяли особое внимание безопасности обращения с атомной энергией. Доля атомной генерации в мире в настоящее время невелика – около 10% (рис. 1). После каждой аварии некоторые страны отказывались от этого вида электроэнергетики. Сейчас АЭС действуют в 31 стране, ещё пять стран (Бангладеш, Беларусь, Египет, ОАЭ, Турция) строят первые станции, а более десяти всерьёз изучают такую возможность. На этом фоне необходимо выделить Китай, который, имея пока небольшую (около 4%) долю атомной генерации, планирует создать крупнейшую в мире ядерную энергетику. Сегодня там уже работают 48 блоков (в России – 38 вместе с только что введённой в г. Певек плавучей АЭС “Академик Ломоносов”), а к 2035 г. на атомных станциях КНР, по прогнозам, будет построено 200 энергоблоков.
Рис. 1. Относительная доля атомной энергии некоторых стран в производстве электроэнергии, %
Несмотря на неоспоримые преимущества, ко торые даёт атомная энергетика (низкие уровни потребления сырья, выбросов, в том числе парниковых газов, надёжность снабжения электроэнергией), её развитие в мире сдерживают, наряду с экономическими соображениями, два основных фактора – последствия тяжёлых аварий и нерешённость вопроса обращения с высокоактивными отходами. Рассмотрим оба фактора подробнее.
Как на любом технологическом объекте, на атомной станции бывают аварии и инциденты, но их не так много (табл. 1). Тем не менее масштабные последствия наиболее крупных аварий продолжают оказывать влияние на решение о создании новых АЭС и закрытии работающих.
В мире было три тяжёлых аварии на энергетических реакторах с расплавлением активной зоны.
Первая из них случилась в 1979 г. в США на АЭС “Три-Майл-Айленд” с реактором фирмы “Westinghouse” по причине отказа конденсатного насоса, подающего воду в парогенератор. Это так называемая проектная авария, которая должна приводить к отключению турбины и включению вспомогательных питательных насосов. Однако подачи воды в контур с помощью вспомогательных питательных насосов не произошло, по-видимому, вследствие профилактического ремонта, проходившего накануне. Ремонтная маркировочная табличка скрывала от персонала цветовую индикацию о закрытом положении задвижек насосов аварийной питательной воды. В итоге вода в парогенератор не поступала, что привело к росту давления в первом контуре и открытию предохранительного клапана. Дальнейшее развитие аварии связано с рядом других причин, помешавших операторам АЭС корректно оценить ситуацию. В результате расплавилось больше половины активной зоны, продукты деления вышли из топлива, но практически все остались внутри блока. Дозы для населения оказались в пределах разрешённых уровней, но тем не менее в экстренной ситуации с учётом имевшихся на 1979 г. знаний часть населения эвакуировали, при этом многие жители уехали самостоятельно. Для Запада эта авария явилась серьёзным предупреждением: начались масштабные работы по безопасности, строительство больших исследовательских установок, развернулось международное сотрудничество, выделялись солидные денежные средства. К сожалению, в СССР полноценного расследования причин аварии так и не провели, опираясь на мнение, что отечественные операторы, имеющие высшее образование, не могут допустить подобных ошибок.
Недостаточное внимание к анализу событий на АЭС “Три-Майл-Айленд” стало одной из предпосылок катастрофы на Чернобыльской АЭС в 1986 г. Операторы выполняли запланированный эксперимент, который не предвещал серьёзных проблем, но предыстория работы реактора на пониженной мощности перед остановкой на планово-предупредительный ремонт привела его, говоря профессиональным языком, к отравлению. Чтобы вернуть реактор к нормаль- ному функционированию, из его активной зоны вывели почти все стержни управления и защиты. В этом абсолютно недопустимом состоянии проявились конструктивные недоработки реактора: когда операторы решили, наконец, заглушить его, сбросив стержни аварийной защиты в активную зону, цепная реакция не прекратилась, а наоборот, произошёл разгон реактора. Последовал взрыв с обрывом всех трубопроводов, охлаждение стало невозможным, началось плавление топлива с горением графита и выходом в атмосферу продуктов деления, которыми были загрязнены территории трёх республик СССР и, в значительно меньшей степени, отдельные районы ряда европейских стран.
Вместе с тем необходимо отметить, что вопреки расхожему мнению, авария не привела к большому количеству человеческих жертв. Достоверно зарегистрировано 134 случая острой лучевой болезни, от которой погибли 28 человек. Ещё три человека погибли во время аварии по причинам, не связанным с воздействием радиации. В результате катастрофы произошли мобилизация ресур- сов и резкое улучшение медицинского обслуживания на загрязнённых территориях. В первые годы после чернобыльских событий удалось выявить дополнительно 748 случаев рака щитовидной железы у детей. Примерно 40% из них принято считать связанными с воздействием радиации. Согласно заключению специализированного Научного комитета ООН по изучению действия атомной радиации, другие радиационные последствия для населения отсутствовали. Авария 1986 г. многое изменила в нашей стране, были выполнены масштабные и разноплановые работы по повышению безопасности атомной энергетики.
Однако в других странах не изучили уроки Чернобыля, подобно тому как не сделал это СССР после аварии на АЭС “Три-Майл- Айленд”.
Фрагмент для ознакомления
3
1. . Арутюнян Р. Ядерная рулетка. В 2-х томах. Т. 1. Чернобыль – Фукусима: Путевые заметки ликвидатора / М.: Институт проблем безопасного развития атомной энергетики РАН, 2019.
2. Объединённая конвенция о безопасности обращения с отработавшим топливом и о безопасности обращения с радиоактивными отходами. Информационный формуляр INFCIRC/546. МАГАТЭ, Вена, 2001.
3. Bolshov L.A., Strizhov V.F. SOCRAT – the system of codes for realistic analysis of severe accidents // Proceedings of International Congress on Advances in Nuclear Power Plants. Reno, USA. 2006. 4–8 June. P. 6439–6442.
4. Bolshov L.A., Dolganov K.S., Kiselev A.E., Strizhov V.F. Results of SOCRAT code development, validation and applications for NPP safety assessment under severe accidents // Nuclear Engineering and Design. 2019. V. 341. P. 326–345.
5. Арутюнян Р.В., Большов Л.А., Киселёв А.Е. и др. Оперативный анализ аварии на АЭС “Фукусима1” (Япония) и прогнозирование её последствий // Атомная энергия. 2012. № 3. С. 151–158.
6. . Большов Л.А., Глотов В.Ю., Головизнин В.М. и др. Валидация кода CABARET-SC1 на экспериментах по водородной взрывобезопасности на АЭС // Атомная энергия. 2019. № 4. С. 198–204.
7. Amielh M., Djeridane T., Anselmet F., Fulachier L. Velocity near-filed of variable density turbulent jets // Int. J. Heat Mass Transfer. 1996. V. 39. № 10. P. 2149– 2164.
8. Mosunova N.A., Alipchenkov V.M., Pribaturin N.A. et al. Lead coolant modeling in system thermal-hydraulic code HYDRA-IBRAE/LM and some validation results // Nuclear Engineering and Design. 2020. V. 359. № 1104631. P. 11–15.
9. . Veprev D.P., Boldyrev A.V., Chernov S.Y. Validation of the BERKUT fuel rod module against mixed nitride fuel experimental data // Annals of Nuclear Energy. 2020. V. 135. № 106963. P. 8–13.
10. Boldyrev A.V., Chernov S.Yu., Dolgodvorov A.P. et al. BERKUT – best estimate code for modelling of fast reactor fuel rod behaviour under normal and accidental conditions // Proc. Int. Conf. FR-17. Ekaterinburg. 2017. June 26–29. P. 363–365
11. Mosunova N.A. The EUCLID/V1 Integrated Code for Safety Assessment of Liquid Metal Cooled Fast Reactors. Part 1: Basic Models // Thermal Engineering. 2018. V. 65. №. 5. P. 304–316.
12. Alipchenkov V.M., Boldyrev A.V., Veprev D.P. et al. The EUCLID/V1 Integrated Code for Safety Assessment of Liquid Metal Cooled Fast Reactors. Part 2: Verification // Thermal Engineering. 2018. V. 65. № 9. P. 627–640.
13. Чуданов В.В., Аксёнова А.Е., Первичко В.А. Моделирование кодом CONV-3D течений несжимаемой жидкости в круглой трубе в ламинарном, переходном и турбулентном режимах // Атомная энергия. 2019. № 5. С. 295–298.
14. Большов Л.А., Линге И.И. Стратегия развития ядерной энергетики России и вопросы экологии // Атомная энергия. 2019. № 6. С. 303–309.
15. Капырин И. В., Иванов В.А., Копытов Г.В., Уткин С.С. Интегральный код GeRa для обоснования безопасности захоронения РАО // Горный журнал. 2015. № 10. С. 44–50.