Повышение безопасности судовых атомных энергетических установок

Атомная энергия и ее применение в стационарной и судовой энергетике явились результатом объективного технического прогресса и не имеют на ближайшую перспективу альтернативы для ряда областей техники.

В крупной стационарной энергетике это объясняется в первую очередь хорошо известными проблемами экономики, снижением запасов, удорожанием добычи и транспортировки углеводородного топлива, постоянным и неизбежным экологическим воздействием на окружающую среду гидро- и тепловых электростанций. Например, экологическое воздействие на окружающую среду тепловых электростанции, даже при нормальных эксплуатационных условиях, связано с выбросом в атмосферу вредных веществ и диоксида углерода, а также потреблением атмосферного кислорода при сжигании топлива. Хотя в настоящее время основной вклад в загрязнение окружающей среды вносят так называемая «малая энергетика» и транспорт (в первую очередь автомобильный), по имеющимся данным, в СССР из выбрасываемых ежегодно в атмосферу около 100 млн. т вредных веществ, не считая CO₂, 17 млн. т поступает от предприятий Минэнерго.

В судовой энергетике применение атомных реакторов позволило достигнуть практически неограниченной дальности плавания судов в сочетании с их высокой энерговооруженностью что особенно необходимо для ледоколов, морских транспортных судов, эксплуатирующихся в арктических районах, и подводных лодок. На судах и кораблях этих классов вряд ли можно ориентироваться на известные альтернативные например, возобновляемые источники энергии, которые в перспективе могут рассматриваться в стационарной энергетике, такие, как ветровая энергия, солнечные установки, морские и океанские приливы и т. п.

Высокие эксплуатационные качества АЭУ были наглядно продемонстрированы в процессе более чем 30-летней эксплуатации на отечественных атомных ледоколах (7 ед.). Уже первые годы работы ледокола «Ленин» доказали его высокую народнохозяйственную эффективность, проявившуюся в продлении сроков, арктической навигации и увеличении объема перевозок.

Вместе с тем инциденты, имевшие место в зарубежной и отечественной стационарной энергетике, главным образом авария на Чернобыльской атомной электростанции (ЧАЭС), а также аварийные ситуации, возникавшие по различным причинам при строительстве, ремонте, испытаниях и эксплуатации судовых атомных энергетических установок (АЭУ), резко обострили проблему их безопасности. В связи с последствиями аварии на ЧАЭС проблема приобрела не только техническую, но и социальную значимость, в результате чего сформировалось стремление некоторых специалистов смежных отраслей и общественности к требованию неограниченного обеспечения безопасности атомного источника энергии или даже полного исключения его использования. Однако такая интегральная оценка и выводы не основываются, как правило, на анализе особенностей принятых в атомной установке конструктивных технических решений, условий эксплуатации, мероприятий, обеспечивающих безопасность судна и последствий развития вероятных аварийных ситуаций.

В общем случае, понятие «чистых» и «грязных» технологий является относительным, но при нормальной эксплуатации АЭУ можно отнести к экологически «чистым», так как они ничего не потребляют из окружающей среды и не выбрасывают в нее (кроме тепла, отводимого от конечного охладителя, изолированного от реактора по крайней мере двумя промежуточными контурами). При этом АЭУ любого назначения (стационарная или судовая) является безопасной для персонала и окружающей среды, если при эксплуатации соблюдаются нормативно-технические я санитарно-гигиенические требования.

Так, например, отечественная судовая энергетика создавалась с учетом выполнения требований по безопасности, в том числе и международных, которые действовали в определенный период более чем 30-летней истории строительства различных типов АЭУ. В значительной степени поэтому, в процессе эксплуатации судовых АЭУ не отмечалось сравнительно тяжелых последствий в результате имевших место инцидентов, обусловленных использованием атомного источника энергии, хотя общая наработка АЭУ на флоте составила несколько тысяч реакторо-лет.

Формулируя проблему создания современной судовой АЭУ с повышенной безопасностью, важно подчеркнуть, что в любой сложной энергетической системе, создаваемой на основе компромиссов при выполнении взаимоисключающих требований, независимо от вида топлива, принципиально невозможно достижение абсолютной надежности вследствие отказов в элементах оборудования, ошибочных действий персонала или внешних причин, например навигационных повреждений корпуса судна. Для АЭУ последствия такой ситуации усугубляются спецификой топлива и связаны с возможностью возникновения ядерной аварии в результате нарушения контроля и управления цепной реакцией, отвода тепла от элементов, содержащих ядерное топливо, или образованием критической массы при перегрузке топлива. При этом необходимо учитывать, что судно само по себе является объектом потенциальной опасности. На судне любые аварийные ситуации, вызванные внешними (навигационные повреждения), внутренними (пожар, взрыв) причинами, функциональными отказами оборудования или неправильными действиями личного состава, могут по времени накладываться друг на друга, а их последствия усугубляться.

Исходя из изложенного, с учетом современных требований можно сформулировать определение «судовой АЭУ с повышенной безопасностью» как свойство системы «АЭУ—судно» обеспечивать радиационные последствия в результате любых аварийных ситуаций, связанных с эксплуатацией судна или АЭУ, или их одновременного возникновения, соответствующие нормативным требованиям, практически исключающим вредное влияние на персонал, население региона и окружающую среду.

В этом случае концепция судовой АЭУ с повышенной безопасностью как цель и система подхода к решению задачи создания АЭУ, обладающей такими свойствами, должна включать следующие три фактора обеспечения безопасности:

• предотвращение возникновения причин любого вида в системе «судно—АЭУ», которые потенциально могут привести в конечном счете к разрушению активной зоны реактора в результате возникновения ядерно-опасной ситуации, связанной с нарушением контроля и управления цепной ядерной реакцией или теплоотвода от тепловыделяющих элементов активной зоны;
• в случае, если такие, даже маловероятные причины возникли, АЭУ, как судовая энергетическая система, должна ограничить развитие ядерно-опасной ситуации и предотвратить разрушение активной зоны реактора;
• если авария, связанная с повреждением активной зоны реактора и выходом радиоактивных веществ или ионизирующего излучения, все же произошла, система «судно—АЭУ», за счет внутренних, по отношению к окружающей среде средств, должна обеспечить локализацию распространения радиоактивности в самой системе и предупредить ее распространение за пределы судна.

Таким образом, судовая АЭУ с повышенной безопасностью должна быть:

• устойчивой к внешним воздействиям и авариям судна в любых аварийных ситуациях, включая его потопление;
• способной противостоять функциональным нарушениям и аварийным воздействиям в результате отказов в комплектующем оборудовании, элементах и системах контроля, управления и защиты;
• защищена от ошибочных действий персонала;
• оснащена защитными или противоаварийными барьерами безопасности, устройствами и системами для локализации последствий вероятных радиационно-опасных аварий, вплоть до полного предотвращения распространения радиоактивных продуктов за пределы этих барьеров.

В плане сформулированной концепции современной судовой АЭУ с повышенной безопасностью, важное значение имеют в первую очередь вопросы оценки надежности и безопасности реакторной установки как потенциального источника ядерной аварии и обоснования принципов защиты и методов локализации развития аварии на судне. Реакторные установки в созданных судовых АЭУ обладают рядом объективных предпосылок, позволяющих априори утверждать об их большой безопасности в сравнении с реакторами АЭС.

Основные отличия судовых реакторов от канальных реакторов типа РБМК, использованных на ЧАЭС, которые в свою очередь определяют вероятность возникновения и развития аварии, подобной происшедшей, кратко сводятся к следующему:

• все судовые реакторы в отличие от реакторов типа РБМК имеют прочный корпус, рассчитанный более чем на двойное рабочее давление, и защитные оболочки, ограничивающие или полностью локализующие выход радиоактивности при разгерметизации рабочих контуров;
• судовые АЭУ выполнены по двухконтурной схеме охлаждения, что исключает при нормальной эксплуатации радиоактивное загрязнение рабочего пара;
• в судовых АЭУ невозможен саморазгон реактора вследствие неконтролируемого роста температуры в активной зоне, и в ее составе отсутствуют горючие материалы, как, например, графит в реакторе тина РБМК;
• судовые АЭУ в отличие от АЭС проектируются с учетом постоянно действующих нагрузок, связанных с волнением моря, взаимодействием корпуса судна со льдом, возможными столкновениями судов и посадкой на мель;
• первый контур судовых АЭУ имеет меньший объем и значительно меньшую протяженность коммуникаций большого диаметра, что существенно снижает вероятность их разгерметизации и в совокупности с относительно низким уровнем мощности позволяет надежно организовать аварийное охлаждение активных зон при течи теплоносителя.

Таким образом, по своим физическим свойствам судовые реакторы обладают достаточно высоким уровнем безопасности, в связи с чем аварии, подобные ЧАЭС, и с такими последствиями в судовых водо-водяных реакторах произойти не могут. Отличаются судовые АЭУ, в силу рассмотренных выше особенностей, и от АЭС на базе корпусных водо-водяных реакторов типа ВВЭР-440 и ВВЭР-1000, хотя и в меньшей степени.

Однако требование повышенной безопасности судовой АЭУ так, как это сформулировано выше, предполагает устойчивость системы «АЭУ—судно» и в случае гипотетических или запроектных аварий, что ранее лишь оценивалось на стадии проектирования.

Для суждения об уровне безопасности АЭУ часто предлагается в качестве критерия, определяющего степень безопасности установки, использовать величину вероятности аварии, под которой понимается вероятность аварии с разрушением активной зоны, не превышающую, например, 10^-6—10^-7 на один реактор-год, вместе с тем такая оценка вряд ли может быть убедительной, в силу большой неопределенности исходных данных, значимости субъективных оценок, да и самой сути вероятности событий, как статистической величины. Если речь идет о вероятности одной аварии, то она может произойти и через один год или 100 000 лет, поэтому вероятностный подход может быть использован для относительного сравнения безопасности АЭУ при сопоставлении между собой различных вариантов установок.

Тем не менее, главной задачей в обеспечении безопасности АЭУ для проектантов, строителей, эксплуатационников остается создание условий для минимально возможной вероятности возникновения разного рода аварийных ситуаций, а также разработка практических мероприятий по предотвращению выхода радиоактивности в окружающую среду. Решение задачи локализации развития аварии на судне должно идти по ряду направлений, однако ключевой является так называемая «защита в глубину», предусматривающая ряд защитных барьеров на пути распространения радиоактивности от источника в окружающую среду. Нарушение целостности этих защитных барьеров, одномоментное (как результат какого-либо внешнего события) или последовательное (в результате развития аварии), является признаком запроектной или гипотетической аварии. Следовательно, чем большему количеству исходных событий противостоит установка и судно без перехода последствий аварии за пределы проектных, тем более она безопасна.

Рассмотрим возможные причины нарушения целостности и мероприятия, способствующие выполнению функций защитных барьеров.

Под первым защитным барьером понимают тепловыделяющие элементы (ТВЭЛ) и главным образом их оболочку. Несмотря на то, что обеспечению герметичности ТВЭЛ всегда уделяется много внимания, добиться полной их герметичности в течение кампании не удается по технологическим причинам, из-за неоптимального профилирования энерговыделений в активной зоне, несоответствий в реальной и расчетной моделях использования. Поэтому в эксплуатации допускают разгерметизацию ограниченного числа ТВЭЛов, определяемого приемлемой активностью теплоносителя 1 контура.

^Ри авариях, связанных с нарушением теплоотвода от ТВЭЛов, или несанкционированного увеличения энерговыделения, вплоть до вспышки СЦР (самопроизвольная цепная реакция), происходит потеря стойкости оболочек и даже разрушение в пределах охлаждаемой геометрии активной зоны. Высвобождаемые продукты деления из ТВЭЛов поступают в теплоноситель, активность которого может увеличиваться на три—пять порядков. Следовательно, для обеспечения сохранности первого защитного барьера, прежде всего следует предусмотреть средства, обеспечивающие гарантированное прекращение реакции деления и надежный теплоотвод от ТВЭЛов в любых аварийных ситуациях.

Критической здесь является авария с потерей теплоносителя первого контура (АПТ). Так как эта авария непосредственно связана с целостностью второго защитного барьера (корпусные конструкции, реакторы и коммуникации, содержащие теплоноситель первого контура), рассмотрим ее несколько подробнее. Аварийная потеря теплоносителя первого контура является потенциально наиболее опасной аварией по двум причинам. Во-первых, из-за того, что при потере теплоносителя, полной или частичной, нарушается теплоотвод от ТВЭЛов и возможно, в зависимости от масштаба АПТ, нарушение герметичности или даже разрушение ТВЭЛов и выход продуктов деления за пределы первого контура. Во-вторых, высвобождение большого количества аккумулированной в теплоносителе первого контура энергии приводит к резкому росту параметров среды в реакторном помещении, что может способствовать дальнейшему развитию аварии и выходу радиоактивных продуктов в смежные помещения и окружающую среду.

Именно эти два фактора послужили основанием для назначения такой аварии в качестве максимальной проектной (МПА), т. е. аварии с разгерметизацией первого контура, последствия которой анализируются при проектировании АЭУ, и принимаются меры, обеспечивающие безопасность.

Предохранить ТВЭЛы от разрушения при АПТ можно за счет:

• исключения возможности полной потери теплоносителя при разгерметизации первого контура (сохранение остатка воды в корпусе реактора, достаточного для того, чтобы закрыть активную зону, в конце процесса истечения теплоносителя). Это достигается с помощью конструктивно-компоновочных решений, например применения моноблочного парогенерирующего блока, что позволяет снизить вероятность разгерметизации первого контура на три-четыре порядка. Способствует этому также рациональный выбор систем, обслуживающих реактор, путем сокращения количества и протяженности трубопроводов обвязки, размещения вводов трубопроводов в корпус реактора в его верхней части, предпочтительно на горячей ветке контура циркуляции. Масштаб возможной разгерметизации может ограничиваться путем установки в потенциально-опасные трубопроводы пассивных устройств, влияющих на аварийный расход, или полностью его прекращающий. Следует также предусмотреть возможности захолаживания теплоносителя, даже в случаях наложения отказов, например типа «АПТ+стоп питательная вода»;
• обеспечения аварийной проливки корпуса реактора с помощью пассивных систем, а также за счет активных средств АЭУ, в том числе на возвратном принципе, или общесудовых систем.

Другой, не менее важной, задачей в проблеме сохранения целостности первого защитного барьера является обеспечение аварийного расхолаживания установки при утрате возможности нормального расхолаживания через штатные системы, как это может быть при полном обесточивании установки. Для ее решения все большее применение находят пассивные системы аварийного расхолаживания, использующие для своего функционирования естественные физические процессы, например естественную циркуляцию теплоносителей или системы гравитационно-напорного типа. Примером может быть также проливка парогенератора (ПГ) за счет запаса воды в деаэраторе, последующее ее выпаривание в ПГ и сброс пара в атмосферу. Для этой же цели могут использоваться пневмогидроаккумуляторы.

Наиболее предпочтительными, из-за практически неограниченной длительности действия, являются системы, построенные на принципах естественной циркуляции теплоносителей.

Реактивностные аварии, вызванные несанкционированным или ошибочным перемещением органов регулирования, могут привести к искажению полей или всплеску энерговыделения в активной зоне и как следствие к перегреву ТВЭЛов и потере герметичности их оболочек. Как указывалось выше, хотя современные судовые реакторы обладают высокой внутренней «самозащищеннюстью» во всем интервале рабочих температур, тем не менее продолжает оставаться актуальной задача отыскания оптимального значения отрицательного коэффициента реактивности, определяющего, помимо характеристики самозащищенности, динамические характеристики реактора.

Вое более очевидной становится необходимость уменьшения физической массы отдельных частей компенсирующих решеток, что объективно вступает в противоречие с конструктивно-компоновочными решениями, в части размещения приводов СУЗ (система управления защитой). С другой стороны, следует шире рассмотреть ступенчатое перемещение компенсирующих групп с запретом непрерывного подъема.

Обязательным условием безопасности должно стать требование гарантированного ввода и надежной фиксации поглощающих органов в активной зоне, предотвращающих их перемещение при изменении пространственного положения судна, вскрытии реактора и ряде других операций.

Как уже отмечалось, прочноплотный корпус реактора с трубопроводами обвязки систем ППУ, содержащими теплоноситель первого контура, является вторым защитным барьером. Собственно корпус реактора является весьма надежной конструкцией, вероятность разгерметизации которого по различным оценкам очень низка и составляет от 10^-12 до 10^-8 1/год. Существенно более высока вероятность разрывов трубопроводов первого контура, оцениваемая величиной 10^-3…10^-2 1/год, что подтверждает и опыт эксплуатации. Причины таких ситуаций (Многообразны, но в основном они сводятся к технологическим дефектам при изготовлении и монтаже, переопрессовкам, коррозионным процессам, возможными внешними воздействиями.

Третьим защитным барьерам на пути распространения радионуклидов при нарушении первых двух является прочно-плотная защитная оболочка, рассчитанная на восприятие энергии, аккумулированной в теплоносителе 1 контура. Конструктивно она может являться частью корпусных конструкций судна^ или быть отключенной от них с помощью податливых связей и фундаментов, исключающих передачу деформаций от корпуса судна на защитную оболочку.

Защитная оболочка может быть, и это целесообразно делать по технико-экономическим и радиологическим соображениям, снабжена системами, отводящими или аккумулирующими энергию аварийной среды из объема оболочки. Такие системы, рассчитанные на снижение максимально возможной величины повышения давления, должны быть пассивными, например барботажного типа, а системы нормализации радиоактивной обстановки могут быть системами активного типа (системами последствия), вводимые в работу личным составом, например системы орошения защитной оболочки.

К защитной оболочке предъявляются весьма жесткие требования по герметичности, которая определяет радиационные последствия аварии. Так, например, при МПа, даже при сохранности первого защитного барьера, величина утечки не должна превышать 1 % объемных/сутки. Именно по этой причине следует стремиться к уменьшению теплофизичеоких последствий аварии.

Для судовых АЭУ в качестве четвертого защитного барьера обычно рассматривают судовые помещения, непосредственно примыкающие к защитной оболочке и полностью или частично окружающие ее. Комплекс таких помещений образует защитное ограждение, к которому предъявляется требование плотности, и главным его назначением является обор протечек радионуклидов из защитной оболочки с последующим их удалением и предотвращение распространения активности по другим помещениям судна.

Изложенное выше относится к проблеме локализации и уменьшения последствий аварий, обусловленных внутренними функциональными нарушениями в работе АЭУ. Однако для судовых АЭУ характерен и спектр различного рода внешних воздействий, которые могут прийти к АЭУ извне. Это различного рода навигационные ситуации и столкновения, взрывы груза, природные воздействия и т. п. Для защиты АЭУ в этих случаях предусматривают конструктивную защиту корпуса судна и используют рациональное размещение оборудования в наиболее защищенных местах. Особого внимания требуют вопросы обеспечения сохранности защитных барьеров при гибели судна. С этой целью применяют, например, системы затопления защитной оболочки, подвергают углубленному анализу поведение оборудования АЭУ в затопленном состоянии, расхолаживание установки.

В целом решение проблемы судовой АЭУ с повышенной безопасностью требует комплексного подхода на всех стадиях ее создания и кроме рассмотренных вопросов должно обеспечиваться:

• качеством проектирования, на основе использования апробированных методик, технических материалов, отработки на моделях, макетах и стендах элементов и систем установки с анализом условий эксплуатации и вероятных проектных и гипотетических аварий, с реализацией принципа «защиты в глубину»;
• качествам строительства и прежде всего соблюдением требований технической и нормативной документации, высокой технологической дисциплины и использованием методов контроля и испытаний;
• качеством обслуживания, определяемого в первую очередь наличием квалифицированного персонала, способного ответственно выполнять инструкции по эксплуатации и регламент обслуживания, включая ремонт и перегрузку ядерного топлива. Важное значение имеет эргономичность постов управления и использование современных систем диагностического контроля для информации и принятия необходимых действий персонала;
• живучестью судна-носителя АЭУ и самой установки за счет возможности объекта противостоять навигационным, природным и другим маловероятным событиям при эксплуатации, связанным с повреждением или затоплением судна, а также за счет рациональных методов, например, компоновки и резервирования элементов АЭУ;
• разработкой оптимальных с экономических и экологических позиций способов вывода судна из эксплуатации по истечению срока службы, предусматривающих утилизацию и захоронение отработанного топлива, элементов, узлов и оборудования АЭУ, имеющих повышенную радиоактивность.