Содержание к диссертации
Введение
1. Современное состояние и направления обеспечения безопасности энергоблоков АЭС с ВВЭР 11
1.1.Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР-1000 и аналогичных АЭС за рубежом в проектных решениях и при эксплуатации 11
1.1.1. Основные пути обеспечения безопасности и готовности к авариям 11
1.1.2. Анализ тяжелых аварий на зарубежных АЭС с PWR 16
1.1.3. Характеристики безопасности лучших зарубежных АЭС с PWR большой мощности 29
1.2. Анализ выполненных исследований по обеспечению безопасности АЭС с ВВЭР и управлению запроектными авариями 40
1.3.Цели и задачи исследования 48
2. Системная эффективность повышения эксплуатационной безопасности АЭС с ВВЭР 49
2.1.Повышение эксплуатационной безопасности АЭС с ВВЭР при запроектных авариях 49
2.2.Методческие положения анализа запроектных аварий 53
2.2.1. Обоснование показателей надежности и безопасности энергоблоков АЭС с ВВЭР-1000 при вероятностном анализе ...53
2.2.2. Детерминистические и вероятностные методы расчета показателей надежности и безопасности 63
2.2.3. Методы учета социального ущерба при авариях 79
2.3.Разработка решений по повышению надежности персонала 85
2.4.Методика расчета системной эффективности снижения риска запроектных аварий 94
3. Обоснование мероприятий по предотвращению и смягчению последствий запроектных аварий 105
3.1.Обоснование схемных решений по повышению надежности охлаждения активной зоны 105
3.2. Разработка систем надежного охлаждения парогенераторов энергоблоков в условиях обесточивания АЭС 110
3.3.Разработка симптомно-ориентированного метода управления запроектными авариями на АЭС с ВВЭР-1000 118
3.4. Вероятностная оценка безопасности АЭС при ее обесточивании и нарушении связей с системой 130
4. Анализ системной эффективности разработанных методов и мер повышения безопасности АЭС 137
4.1. Оценка оперативной эффективности внедрения симптомно-ориентированного метода управления запроектными авариями... 137
4.2. Влияние предлагаемых мер и решений на предотвращаемый системный ущерб 141
Выводы и рекомендации 159
Список использованных источников 162
Приложение 172
- Анализ выполненных исследований по обеспечению безопасности АЭС с ВВЭР и управлению запроектными авариями
- Обоснование показателей надежности и безопасности энергоблоков АЭС с ВВЭР-1000 при вероятностном анализе
- Разработка систем надежного охлаждения парогенераторов энергоблоков в условиях обесточивания АЭС
- Влияние предлагаемых мер и решений на предотвращаемый системный ущерб
Введение к работе
Атомная энергетика в России занимает сегодня прочные позиции вследствие достижения высоких показателей безопасности и эффективности. Доля АЭС в балансе мощностей России в перспективе значительно возрастет. АЭС с реакторами водо-водяного типа (АЭС с ВВЭР) сегодня занимают ведущее место в программе развития атомной энергетики России [21, 22, 54, 73].
Аналогичные реакторы за рубежом (PWR) также имеют преимущественную роль (до 65% по установленной мощности). Физическая концепция корпусных водо-водяных реакторов под давлением (ВВЭР, PWR) обладает важным свойством внутренне присущей безопасности. Это свойство проявляется в том, - что во всем диапазоне режимов эксплуатации отсутствуют положительные обратные связи между такими характеристиками, как температура теплоносителя и мощность активной зоны и, с другой, -реактивность. Это способствует избежанию тяжелых последствий во многих случаях развития аварий за счет саморегуляции процессов в активной зоне под дополнительным контролем систем регулирования и безопасности.
Физическая (для реактора) и общая проектная концепция реакторного отделения двухконтурных АЭС, как признано во всех странах, развивающих атомную энергетику, способны развиваться далее, прежде всего, в части повышения обеспечиваемой безопасности при проектировании и эксплуатации, а также роста готовности к ликвидации и смягчению последствий возможных аварий. В настоящей работе это доказывается на примере целого ряда обоснованных мероприятий при эксплуатации типовой многоблочной АЭС с ВВЭР-1000, направленных на повышение противоаварийной готовности.
Системная эффективность повышения эксплуатационной безопасности АЭС с ВВЭР-1000 в России обусловлена следующими группами причин:
- наращивание производства электроэнергии на АЭС, возможное только при их высокой эксплуатационной безопасности, позволяет замещать органиче-
5 ское топливо (прежде всего, газ и мазут), увеличивая валютные поступления от продажи его за рубеж;
повышение безопасности и готовности к ликвидации аварий снижает риски недополученной прибыли и дополнительных затрат в восстановление оборудования, а также перерасхода топлива на резервных агрегатах энергосистемы при авариях;
повышение безопасности АЭС приводит к снижению риска тяжелых аварий по всем компонентам потерь: социальных, материальных, экологических.
Тяжелыми (или запроектными) авариями назовем аварии, вызванные исходными событиями, не учитываемыми для проектных аварий, или сопровождающиеся дополнительными по сравнению с проектными авариями отказами систем безопасности или ошибками персонала, которые могут привести к тяжелым повреждениям или к расплавлению активной зоны.
Готовность к тяжелым авариям и ее повышение в процессе эксплуатации обеспечиваются [13,14-26, 35-37, 63, 86]:
предусмотренными проектом, и новыми, дополнительно вводимыми в согласованном порядке, системами безопасности;
техническими и организационными мерами по управлению авариями и ограничению их последствий;
повышением готовности персонала к управлению авариями, повышением качества противоаварийного тренинга;
совершенствованием инструкций и процедур по действиям персонала в аварийных ситуациях и при тяжелых авариях на АЭС (в том числе СОАД -симптомно-ориентированных аварийных действий);
специальными техническими средствами и группами поддержки оперативного персонала на случай аварий;
планами мероприятий по защите персонала и населения в случае запро-ектных аварий.
Настоящая диссертационная работа посвящена решению поставленных выше задач повышения эксплуатационной безопасности АЭС с ВВЭР-1000 путем роста готовности АЭС к запроектным авариям, их ликвидации, локализации и смягчения их последствий на основе критерия системной эффективности.
Цель работы - научное обоснование эффективности повышения эксплуатационной безопасности АЭС с ВВЭР-1000 управлением запроектными авариями.
Основными задачами исследования являются:
Разработка методических положений оценки эффективности повышения эксплуатационной безопасности энергоблоков АЭС с реакторами ВВЭР-1000.
Обоснование обобщенного критерия и методики расчета системной эффективности повышения аварийной готовности АЭС с ВВЭР-1000 управлением запроектными авариями.
3. Разработка и оценка приоритетной значимости схемно-парамет-
рических решений и мероприятий по снижению риска запроектных аварий.
4. Разработка, внедрение и обоснование общей эффективности симптомно-
ориентированного метода управления запроектными авариями на АЭС с ВВЭР-
1000.
В диссертации разработаны теоретические положения расчетов системной эффективности повышения эксплуатационной безопасности АЭС с ВВЭР-1000 путем снижения риска запроектных аварий и смягчения их последствий.
Разработаны обобщенные критерии оценки эффективности схемных или других мероприятий по повышению аварийной готовности и выбора их приоритетного ряда в условиях ограниченных финансовых, материальных, временных и трудовых ресурсов.
Дополнены, формализованы и используются в работе, учитывающие специфику энергоблоков АЭС с ВВЭР-1000, методологические положения анализа запроектных аварий, основанные на новейших детерминистических и вероят-
7 ностных разработках в этом направлении в России и за рубежом (Атомэнерго-проект, Москва; Вестингауз, США).
Предложены и обоснованы схемные решения по повышению надежности охлаждения активной зоны, по надежному охлаждению парогенераторов энергоблоков в условиях обесточивания АЭС, по обеспечению надежного функционирования собственных нужд АЭС, снижающие риск запроектных аварий.
Разработан симптомно-ориентированный метод управления запроектными авариями применительно к АЭС с ВВЭР-1000. Обоснованы основные положения метода, процедуры по предотвращению и смягчению последствий расплавления активной зоны, стратегии управляющих воздействий при тяжелых авариях, средства измерений и уставок для управляющих процедур, дана общая оценка эффективности способов управления, в том числе симптомно-ориентированных, запроектными авариями.
Проведен анализ системной эффективности разработанных методов и мер повышения безопасности АЭС.
Научная новизна. Разработаны методические положения оценки системной эффективности повышения эксплуатационной безопасности АЭС с ВВЭР-1000 и снижения риска запроектных аварий.
Предложены методики обоснования схемно-параметрических решений по снижению частоты тяжелых аварий с плавлением активной зоны.
Научно обоснован симптомно-ориентированный метод управления запроектными авариями на АЭС с ВВЭР-1000.
Практическая значимость.
Определена системная эффективность повышения эксплуатационной безопасности АЭС с ВВЭР-1000. Обоснованы мероприятия по предотвращению и смягчению последствий запроектных аварий, в том числе: по повышению надежности охлаждения активной зоны и парогенераторов энергоблоков в условиях обесточивания АЭС, по обеспечению надежного функционирования соб-
8 ственных нужд АЭС. Обоснован и внедрен симптомно-ориентированный метод управления тяжелыми авариями на Балаковской АЭС.
На защиту выносятся методические положения и результаты расчета системной эффективности повышения эксплуатационной безопасности АЭС с ВВЭР-1000 управлением запроектными авариями, схемные решения и организационные мероприятия по повышению надежности отдельных систем безопасности и по управлению запроектными авариями, основные положения сим-птомно-ориентированного метода управления запроектными авариями, результаты анализа системной эффективности разработанных методов и мер повышения безопасности АЭС.
Достоверность результатов и выводов диссертационной работы обоснована использованием методологии системных исследований в атомной энергетике, теории надежности и безопасности, теплопередачи и теплофизики реакторного и теплосилового контуров АЭС, а также теории надежности больших систем энергетики.
Основные организационные решения и положения симптомно-ориентированного метода управления тяжелыми авариями выверены в соответствии с основами технико-экономического анализа в атомной энергетике, принципами эргономики и квалиметрии. Проведено сопоставление полученных результатов и выводов исследования с имеющимися данными других работ.
Личный вклад автора заключается в следующем:
1. Разработаны методические положения оценки эффективности повыше
ния безопасности энергоблоков АЭС с реакторами ВВЭР-1000 управлением за
проектными авариями;
2. Разработана и оценена приоритетная значимость схемно-парамет-
рических решений и мероприятий по снижению риска запроектных аварий;
3. Обоснован и внедрен симптомно-ориентированный метод управления
запроектными авариями на Балаковской АЭС;
4. Выполнен анализ системной эффективности предложенных методов и мер повышения безопасности АЭС.
Работа выполнена на кафедре "Тепловые электрические станции" Саратовского государственного технического университета и в филиале концерна Росэнергоатом "Балаковская атомная электростанция" в рамках основного научного направления развития науки и техники Российской Федерации "Топливо и энергетика", Федеральной программы фундаментальных исследований "Физико-технические проблемы энергетики", программы Минвуза России 02 В.06. "Разработка научно-методических основ обеспечения безопасности функционирования объектов атомной энергетики".
Изложенные в диссертации материалы опубликованы [3,13, 35-37, 45, 63] и докладывались на научных конференциях и семинарах в 1998-2005 гг. в городах Саратове, Балаково, Пензе, международных симпозиумах концерна "Росэнергоатом" в г. Москве и др., в том числе, зарубежных симпозиумах и конференциях.
Разработанные в диссертации методические положения и результаты исследования могут быть использованы при повышении эксплуатационной безопасности и аварийной готовности к запроектным авариям как для проектируемых, так и для действующих АЭС с ВВЭР-1000. Материалы диссертации окажутся полезными также для проектных организаций при системном технико-экономическом обосновании мероприятий и технических решений по повышению безопасности АЭС с ВВЭР-1000.
Автор выражает благодарность научным руководителям доктору технических наук, профессору, Заслуженному деятелю науки и техники РФ, Лауреату премии Правительства РФ Аминову Рашиду Зарифовичу и кандидату технических наук, Лауреату премии Совмина СССР, премии Правительства РФ Платову Павлу Леонидовичу, за внимательное руководство при выполнении работы, доктору технических наук, профессору Хрусталеву Владимиру Александровичу, кандидату технических наук, профессору Ларину Евгению Александровичу
10 за советы и консультации при выполнении работы, а также коллективам кафедр "Тепловые электрические станции" и "Теплоэнергетика" СГТУ за советы, замечания и пожелания, высказанные при подготовке и обсуждении диссертации.
Анализ выполненных исследований по обеспечению безопасности АЭС с ВВЭР и управлению запроектными авариями
Основу обеспечения безопасности АЭС составляет теория вероятностного анализа безопасности (ВАБ) в сочетании с детерминистическим анализом и математической статистикой. Такое мнение в России начало укореняться ещё с конца 80-х годов прошлого века, после трагических событий на ЧАЭС-3 28 апреля 1986 года. Ещё ранее к подобному выводу пришли в США после тяжелой аварии на АЭС с PWR «Три Майл Айленд» (блок №2), произошедшей 29 марта 1978 года. В период конца 80-х и начала 90-х годов опубликованы результаты научных исследований и выполнения ВАБ разных уровней для АЭС с ВВЭР, проведенных в институте «Атомэнергопроект» [86] под руководством Швыряева Ю.В. при участии ИАЭ им. И.В. Курчатова (Векслер Л.М.), во ВНИИАЭС [14] и других организациях. Проблемы безопасности и надежности АЭС исследованы в Институте системных исследований им. Л.А. Мелентьева [47], в ИБРАЭ, ВТИ им. Ф.Э. Дзержинского, ЭНИН им. Г.М. Кржижановского, ОЯР РНЦ «Курчатовский институт» [12, 22], СКБ ВТИ [16], в Санкт-Петербургском институте "Атомэнергопроект" [67, 83], НИКИЭТ [41,42] и в других организациях.
Интересные исследования по надежности и безопасности АЭС с ВВЭР были выполнены в крупных учебно-научных центрах России: Московском Энергетическом институте [25], Санкт-Петербургском государственном техническом университете [33, 34, 80], Нижегородском государственном техническом университете и ОКБМ [77], Саратовском государственном техническом университете [3, 6, 12, 53, 86] и в Отделе энергетики Поволжья СНЦ РАН (г. Саратов) [2,59] и других учебных заведениях и научных учреждениях.
Большое количество публикаций посвящено вопросам безопасности АЭС и управлению ими в аварийных ситуациях в зарубежной литературе [93-101].
Значительную роль в развитии научных основ и практических разработок по безопасности для конкретных действующих и проектируемых АЭС России имеет Российский государственный концерн по производству электрической и тепловой энергии на атомных станциях (Росэнергоатом). Эта роль заключается в обеспечении стабильных заказов на актуальные научные разработки в области повышения безопасности и противоаварийной готовности АЭС, в том числе с ВВЭР, а также в проектной реализации на АЭС самых современных достигнутых сегодня результатов, как научных, так и технологических.
Примером может служить очередное издание справочника по безопасности АЭС [14], подготовленного специалистами концерна «Росэнергоатом», «ВНИИАЭС» и дирекцией по эксплуатации АЭС Франции.
Монография [92] содержит комплексное описание и анализ систем безопасности серийных реакторов ВВЭР-1000 и оборудования, причем не только по первому, но и по второму контуру станции. Отдельная глава книги посвящена аварийным режимам энергоблока с реактором ВВЭР-1000 и методам анализа аварий: со срабатыванием аварийной и предупредительной защиты реактора по ложным сигналам (причинам); с уменьшением расхода теплоносителя; с непредусмотренным уменьшением нагрузки турбогенератора; с потерей расхода питательной воды; с нарушениями в системах управления реактивностью; с неуправляемым истечением пара во втором контуре; с течами из первого контура в пространство защитной оболочки. В книге предложены и описаны кроме активных систем безопасности, требующих для своей работы подачи электроэнергии, ряд дополнительных пассивных систем, которые вводятся в действие без вмешательства персонала и без подачи электроэнергии. В [92] представлены результаты исследований ИАЭ им. И.В. Курчатова, ВНИИАЭС, института «Атомэнергопроект», и др. организаций. В другой монографии [53] (под редакцией проф. А.И. Андрющенко) был в значительной мере восполнен накопившийся и существовавший к тому времени пробел по более широкому системному освещению вопросов надежности и безопасности эксплуатации ТЭС и АЭС. В книге, видимо, справедливо нарушены известные традиции изложения надежности и безопасности отдельными частями, входящими в общетехнические и специальные дисциплины энергетических и энергомашиностроительных специальностей вузов. В [53] этот материал приведен так, что дает целостное представление о прямом и косвенном непрерывном воздействии показателей надежности и безопасности на способность ТЭС, АЭС выполнять назначенные при проектировании функции, на эффективность работы на всех стадиях эксплуатации, а также о влиянии этих величин на показатели энергосистем, в которых ТЭС и АЭС работают. В книге убедительно показано, что надежность и безопасность АЭС обеспечивается решением, кроме главных, также всех других видимых и разнообразных задач. Среди них, например, подготовка персонала энергосистем, сотрудников, знающих проблемы безопасности АЭС и владеющих методами их расчета на стадиях проектирования, изготовления, эксплуатации и прекращения эксплуатации, способных планировать, организовывать и обеспечивать выполнение мероприя тий по эксплуатации и ремонтам, обеспечение надежного и бесперебойного энергоснабжения от АЭС и другие задачи. Вместе с тем, в этой книге, хотя и рассмотрены особенности и общие способы обеспечения надежности и безопасности АЭС, расчеты надежности активной зоны реактора, теплотехнической и теплогидравлической надежности реактора, но не ставились конкретные задачи анализа устойчивости АЭС заданного типа к тяжелым авариям, а также снижения системного ущерба при оптимизации управления тяжелыми авариями. В монографии [12] на основе системного технико-экономического подхода предложена методика обоснования схемных решений по структуре первого контура, по выбору варианта «моно» или «дубль» блок с учетом факторов надежности энергообеспечения. Эти исследования выполнены на основе марковской модели оценки структурной надежности, учитывающей разноуровневые отказы, зависимость предельной маневренности реактора от момента кампаний загрузки и другие специфические особенности ВВЭР-1000. Частично методические разработки [6, 8, 12, 86] с учетом корректировки, дополнений и дальнейшего развития использованы в данной работе.
Обоснование показателей надежности и безопасности энергоблоков АЭС с ВВЭР-1000 при вероятностном анализе
Под надежностью энергетических блоков АЭС с ВВЭР, работающих в энергетических системах, понимается управляемое их свойство выполнять заданные функции по выработке электрической мощности и энергии заданного качества в соответствии с требуемым графиком нагрузок и не допускать ситуаций, опасных для людей и окружающей среды. Комплексный характер свойства надежности определяет необходимость его выражения рядом единичных свойств и соответствующих им единичных показателей надежности. Среди них важнейшими для элементов и энергоблоков АЭС в целом являются безотказность, ремонтопригодность, долговечность, управляемость и безопасность. Последний показатель по причине его определяющего влияния на риск для АЭС выступает обычно как первостепенный среди ранее названных. Однако это не противоречит тому, что безопасность является составляющим свойством надежности.
В основу выбора и обоснования единичных и комплексных показателей надежности энергоблоков АЭС с ВВЭР положено понятие отказа. Анализ надежности энергоблоков необходимо производить с позиций способности и выполнения заданных функций. Способность энергоблока выполнять заданные функции определяется состоянием элементов и энергоблока в целом с соответствующим уровнем работоспособности (например, уровнем электрической мощности, уровнем воздействия на персонал, население на прилегающей территории и уровнем воздействия на окружающую среду). При этом, если считать, что радиационный фактор выдерживается в допустимых пределах, каждый из элементов энергоблока может находиться в одном из двух состояний -работоспособном или неработоспособном, то для энергоблока в целом, как структурно-сложной системы, будут характерны следующие состояния: работоспособное (Ni= Ni/NH=1), частичный отказ (0 Ni l) и полный отказ (Ni=0). Здесь N; - уровень рабочей мощности энергоблока в і-ом состоянии, i=l,2,..n; NH номинальная мощность; Ni - уровень относительной мощности энергоблока в і-м состоянии.
Выполнение энергоблоком заданных функций характеризуется уровнем функционирования, т.е. соответствием рабочей мощности Np потребной NH (при уровне воздействия на персонал, население и окружающую среду в установленных пределах). Поэтому отказы работоспособности энергоблока (состояния энергоблока, когда Np NH) не всегда совпадают с отказами функционирования (состояние системы, когда NP Nn, Nn - требуемая потребителями мощность) и наоборот.
Если в момент времени t произошел отказ работоспособности (Np NH, t), то соответствующий ему отказ функционирования в энергосистеме произошел только в том случае, когда (Np+ ANPE3 Nn, t) т.е. отказу функционирования соответствует событие ANPE3 ANOTK=NH - Np (ANPE3 - мощность аварийного или ремонтного резерва мощности). Таким образом, критерии отказов работоспособности и функционирования должны быть сложными, учитывающими глубину, допускаемое время и вероятные характеристики отказов работоспособности, а также графики потребления электрической мощности и энергии.
Это обстоятельство привело к тому, что в практике расчетов надежности в энергетике используется несколько показателей, отражающих как единичные, так и комплексные свойства надежности элементов и энергоблоков в целом.
В качестве единичных показателей надежности (ПН) элементов и энергоблоков, отражающих единичные свойства безотказности и ремонтопригодно-где P(t), F(t) - соответственно, вероятность безотказной работы и вероятность восстановления отказа за период времени L Для расчета конкретных значений величин ,(t) и \i(t) могут быть использованы два метода - статистический метод анализа надежности элементов и энергоблоков в целом и метод математического физического моделирования, в основу которых положен анализ реального физического состояния элементов и узлов с последующим учетом структуры системы. В [53] в качестве комплексных показателей надежности рекомендуется использовать следующие показатели: соответственно, время работы, время в аварийном простое, время энергоблока в плановом простое в течение календарного периода времени Тк; Эсум - суммарная выработка электроэнергии за период времени Тк; Ny - установленная мощность энергоблока.
Для определения КИУМ для АЭС с ВВЭР пользуются более рациональной формулой, учитывающей число (п) частичных перегрузок топлива в полном цикле и структуру ремонтного графика. Для стационарного режима с эффективной кампанией Тэф, с длительностями средних и капитальных ремонтов СР и КР КИУМ рассчитывается как
Разработка систем надежного охлаждения парогенераторов энергоблоков в условиях обесточивания АЭС
Для расчетного (детерминистического) анализа использовались основные модели и методы версии кода ATHLET Mod 1.1.с [97], а также кода CONDRU-4 [98]. Код ATHLET моделирует удельный спектр течей и переходных процессов для реакторов с водой под давлением. Код имеет модульную структуру и состоит из нескольких основных модулей для расчета явлений: теплогидравлики (TFD); теплоотдачи и теплопроводности (HECU); нейтронной кинетики (NEUKIN); имитации управления (GCSM); численного интегрирования (FEBE). Отметим, что системы контроля и управления АЭС, регуляторы, технологические защиты и блокировки моделируются в базовом модуле GCSM. Большинство системных переменных, рассчитываемых кодом ATHLET, могут быть использованы как входные величины для функциональных блоков GCSM. Выходные величины этих блоков могут выступать в роли обратных связей к теп-логидравлике в форме действий, связанных с оборудованием (например, проходные сечения задвижек, положения стержней регулирования), или в роли граничных условий (температуры, приток массы и энергии). GCSM обеспечивает также интерфейс к внешней библиотеке моделей управления. Эта библиотека содержит детальные модели для компонентов АЭС (например, турбина) или для систем управления (например, контроль уровня в компенсаторе давления). Программа CONDRU-4 предназначена для расчетов процессов в контеинментах водоохлаждаемых реакторов при авариях с потерей теплоносителя и дает возможность оценивать изменения давления и температуры под гермооболочкой в длительных (часы) процессах с учетом конденсации на разнообразных структурах контейнмента. Программа основана на двухфазной трехкомпонентной трехзонной точечной модели. В качестве компонентов рассматриваются вода, воздух и дополнительный газ. Три зоны представляют собой собственно контейнмент, обстройку контейнмента и окружающую среду. Режим полного обесточивания блока с потерей дизель-генераторов является запроектной аварией, которая может привести к тяжелым последствиям: выкипанию сначала воды второго контура (рабочего тела) в ПГ, а затем теплоносителя первого контура с последующим разогревом активной зоны вплоть до ее расплавления. Мероприятия по управлению такой запроектной аварией сводятся к организации принудительного расхолаживания реакторной установки. Цель таких мероприятий - увеличить время до начала оголения и разогрева активной зоны. Это повышает шансы на восстановление электропитания и организацию нормального режима расхолаживания.
Для организации принудительного расхолаживания были проанализированы следующие мероприятия: открытие системы аварийного газоудаления через 15 минут после начала режима; открытие системы аварийного газоудаления через 15 минут после начала режима вместе с переводом БРУ-А в режим расхолаживания первого контура со скоростью 60 С/час; предыдущая ситуация дополняется обеспечением питания ПГ от резервного источника через 1 час после начала аварии. В качестве базового режима был проанализирован режим полного обесточивания с отказом дизель-генераторов и без вмешательства оператора. Цель расчета базового режима - определение запаса времени до начала оголения и разогрева активной зоны до недопустимых температур. Расчет базового режима выполнялся для уровня остаточного энерговыделения, соответствующего условиям стационарного топливного цикла. При введении сигнала полного обесточивания происходят следующие события: отключение всех ГЦН; срабатывание аварийной защиты АЗ-1: закрытие стопорных клапанов турбины; отключение подпитки-продувки первого контура; потеря основной и аварийной питательной воды; потеря БРУ-К; потеря каналов САОЗ высокого и низкого давления. После обесточивания и срабатывания АЗ-1 мощность реактора снижается до уровня остаточных тепловыделений. Отвод тепла через второй контур осуществляется за счет работы БРУ-А. Вследствие отключения ГЦН в петлях первого контура устанавливается естественная циркуляция. Внутренняя рециркуляция в парогенераторах по второму контуру значительно снижается. Работа БРУ-А и отсутствие подачи питательной воды в парогенераторы приводит к снижению уровня в них. Все эти факторы приводят к снижению теплоотвода от первого контура ниже уровня остаточных тепловыделений. В результате этого параметры первого контура (давление, температура, уровень в компенсаторе) начинают возрастать, и через 3850 с (64 минут 10 секунд) после начала режима давление в первом контуре достигает уставки срабатывания предохранительного клапана. После этого происходит периодическое открытие предохранительного клапана и сброс теплоносителя первого контура.
Влияние предлагаемых мер и решений на предотвращаемый системный ущерб
Опыт восстановления аварийных энергоблоков АЭС как в мире, так и в России показал, что затраты на ликвидацию последствий аварий, связанных с плавлением активной зоны (ПАЗ) могут быть весьма существенны. Так, например, для восстановления 1 блока НВ АЭС после аварии (1969г.) потребовалось около 1,5 года. В полном объеме были выполнены следующие ремонтные работы: выгрузка активной зоны, реконструкция и замена внутри-корпусных устройств (ВКУ), замена блока защитных труб, главных циркуляционных насосов (ГЦН), ремонт парогенераторов (ПГ), дезактивация всего оборудования 1-го контура и другие дозоемкие работы. Однако системный подход к оценке аварийного ущерба предполагает, как указывалось ранее (п. 2.2), не только прямые материальные потери, но и косвенные ущербы в поставарийный период: от прекращения более экономичной выработки (на аварийном блоке АЭС), до вреда, нанесенного здоровью персонала и населения и других негативных факторов. Основываясь на имеющихся данных послеаварийных ремонтов в примерных расчетах можно принять, что стоимость послеаварийного ремонта (авария с ПАЗ) составляет до 15% первоначальной стоимости энергоблока АЭС. После аварии на АЭС TMI-2 (1977 г. США) в мире стало уделяться значительно больше внимания определению общих потерь и финансового риска, связанного с возможными авариями на АЭС.
Если в первых посвященных этому работах рассматривались внешние и внутренние последствия аварии: загрязнение окружающей среды, ущерб здоровью населения, повреждение компонентов, структур и оборудования АЭС, стоимость замещающей энергии, то в более поздних разработках стали оценивать возможные финансовые последствия тяжелых аварий, связанные с отрицательным общественным мнением, с различными реакциями властей (например, полный или частичный мораторий на ядерную энергетику - табл. 4.4). Так, внутренние потери от аварии TMI-2 были оценены в 1 млрд. долл. по курсу 1985 г. - серьезное повреждение активной зоны с начальной стадией плавления. Внешние потери включают: приведенный к денежному эквиваленту ущерб для здоровья населения (ранние, поздние заболевания и смертельные исходы); потери от запрета использования земель; потери урожаев; затраты на дезактивацию и другие сопутствующие восстановительному периоду цели. Внешние потери как правило значительны только для аварий типа 3 (НТА) (табл. 4.4). В настоящей работе приняты величины внутренних потерь 3 млрд. долларов для более тяжелых аварий (типа 2 и 3 - табл. 4.4) и внешние потери - 3 Экспресс-информация, Серия "Атомная энергетика за рубежом", 1986, вып. 9. млрд. долларов (только по авариям типа 3). Величина потерь на уровне 2002 г. составит
Предложенная в работе методология укрупненной оценки ущерба, потерь и финансовых рисков, связанных с эксплуатацией АЭС, корректна с позиции системного анализа и вполне приемлема в условиях недостаточности исходной информации. Основные положения этой методологии приняты в данной работе и состоят с учетом их корректировки в следующем: при рассмотрении риска тяжелой аварии на конкретном энергоблоке в России также целесообразно учитывать (прибавлять) финансовый риск для энергетики, связанный с той или иной вероятностью различных реакций властей на факт тяжелой аварии; следует принять вариант, когда негативная реакция будет усиливаться по мере повышения тяжести аварий (1— 2— 3), но в условиях данной работы рассмотрим только аварии с ПАЗ: 1 - серьезное повреждение активной зоны (СПЗ) и 2 - полное плавление зоны (ППЗ); в российской экономике в структуре финансового риска с учетом вероятных ограничений на развитие атомной энергетики (при еще одной тяжелой аварии) необходимо учитывать и недополучаемые в этом случае валютные поступления от экспорта нефти и газа [19]; прогнозные сценарии развития энергетики в России (и атомной энергетики, в частности) составлены до 2030 года. Поэтому за расчетный временной горизонт при оценках ожидаемых общих потерь и финансовых рисков: базового и сниженного за счет меньшей вероятности тяжелой аварии (с ПАЗ) следует принять 2002-2030 гг. [21,22,73,79] (рисунки 4.1, 4.2).
