Введение в экологию энергетики

Потенциальные аварийные ситуации на АЭС

У некоторых людей бытует мнение, что наихудшая авария реактора АЭС подобна атомному взрыву. Поэтому следует четко представлять, что необходимая для взрыва критическая масса при любой аварии ядерного реактора не может быть создана. Потенциальная опасность АЭС в случае аварии характеризуется выбросами в окружающую среду радионуклидов, накопленных в реакторе и первом контуре за время работы энергоблока.

При работе реактора температура внутри твэла составляет около 2000 °С, а на поверхности 350...500 °С. Попадание радионуклидов за пределы оболочки твэла (первого защитного барьера) может произойти, если ядерное топливо сильно перегрето и частично оплавлено.

Для АЭС с реакторами типа ВВЭР максимально возможная авария представляется следующей: разрывается паропровод второго контура, исчезает вся вода, т. е. полностью прекращается отвод теплоты в реакторе. В этом случае быстро повысится температура в активной зоне, твэлы расплавятся и продукты деления попадут в теплоноситель 1 контура. Повышение температуры в активной зоне приведет к росту давления в реакторе. Корпус реактора может разгерметизироваться (второй барьер защиты) и значительное количество радиоактивных веществ будет выброшено в реакторное помещение. Такая авария называется тепловым взрывом реактора. Оценка вероятности теплового взрыва на АЭС, базирующаяся на теории надежности, показывает, что она сравнима с вероятностью падения крупного метеорита на Землю и составляет около 10-7. К настоящему времени в мире наработано свыше 3000 реакторо-лет. Пока не произошло ни одного теплового взрыва на АЭС с реакторами типа ВВЭР.

Для обеспечения безопасности, исключающей выброс радиоактивных веществ в окружающую среду, все оборудование 1 контура, включая реактор, заключено в прочный стальной корпус. Этот корпус выдерживает избыточное давление при тепловом взрыве реактора.

Наиболее крупной аварией на АЭС с реакторами типа ВВЭР является авария на АЭС Три-Майл-Айленд (США) в 1979 г. В результате неправильного действия персонала при аварийном расхолаживании реактора произошло расплавление оболочек твэлов. При этом до 70 % продуктов деления реактора перешло в теплоноситель 1 контура.  В этой ситуации системы герметизации и очистки послужили барьером, который воспрепятствовал выносу в окружающую среду большого количества радионуклидов. Произошло два выброса в атмосферу и сброс около 185 м3 слабоактивных вод в реку. В итоге суммарная индивидуальная доза, полученная населением, проживающим на расстоянии 7,5; 13 и 80 км, составила 0,84; 0,71 и 0,01 мЗв соответственно. Отсюда видно, что даже вблизи АЭС доза облучения находилась на уровне естественного фона.

На АЭС с реакторами РБМК-1000 отсутствует прочный корпус, способный выдержать значительное избыточное давление. На таких АЭС система локализации и предотвращения выброса радиоактивных веществ базируется на высоконадежной системе управления и защиты (СУЗ), включающей 211 независимых стержней поглотителей, аварийного теплоотвода технологических каналов (ТК) и аварийного охлаждения кладки при обесточивании реактора и разрыве трубопроводов. Следует иметь в виду, что давление в котуре первичного теплоносителя РБМК ниже, чем в ВВЭР (6,5 вместо 16 МПа). Следовательно, вероятность разрыва трубопровода существенно ниже.

Максимально возможной проектной аварией АЭС с реакторами РБМК представляется авария при полном обесточивании всех систем управления и контроля. При этом скорость падения расхода воды через ТК выше скорости снижения тепловой мощности реактора, что приводит к росту паросодержания и уменьшению теплосъема. В этой ситуации предусмотрен немедленный останов реактора с помощью системы аварийной защиты. В киге У.Я. Маргулиса «Атомная энергия и радиационная безопасность» (М.: Энергоатомиздат, 1988) приводится случай с реактором РБМК-100 па Курской АЭС в 1980 г., когда произошло полное обесточивание реактора. При этом произошла автоматическая остановка реактора без отключений по температуре твэлов и активности теплоносителя.

То, что произошло на Чернобыльской АЭС 26 апреля 1986 г., представлялось ранее практически нереальным явлением. Перед остановкой 4-го блока с реактором РБМК-1000 на плановый ремонт после 2 лет работы было намечено провести испытания системы обеспечения собственных нужд реактора за счет выбега турбогенератора. 25 апреля 1986 года в 14 часов в соответствии с программой была отключена система аварийного охлаждения реактора (СОАР) и начато снижение его мощности. По указанию диспетчера останов блока был задержан до 23 часов, и он работал с отключенной СОАР, что является грубым нарушением правил эксплуатации. При дальнейшем снижением мощности реактора персоналу не удавалось удерживать параметры реактора в допустимых пределах. Чтобы избежать останова реактора вследствие срабатывания аварийной защиты, она была заблокирована. В конечном итоге действия персонала привели к росту мощности реактора, который оказалось уже невозможно остановить ввиду отсутствия запаса реактивности, т. е. Произошло дополнительное увеличение тепловыделения при появлении пара в активной зоне реактора.

Неконтролируемый рост мощности привел к интенсивному парообразованию, резкому снижению теплосъема и как следствие перегреву ядерного топлива, разрушению ТК и тепловому взрыву. Был разрушен реактор, часть здания и произошел выброс радиоактивных веществ. Над энергоблоком взлетели горящие обломки, часть которых упала на крышу машзала и вызвала пожар.

Авария па Чернобыльской АЭС показала, что при использовании атомной энергии необходимо предусматривать возникновение самых невероятных ситуаций. Поэтому в настоящее время, кроме работ но повышению надежности действующих АЭС, ведется разработка нового поколения реакторов, обладающих абсолютной безопасностью.


Сущность экологического аспекта в энергетике