3.1 ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ
Общие требования к анализу нестационарных режимов в обоснование безопасности атомных станций и их реакторных установок изложены в российских нормативных документах ОПБ-88/97 и ПБЯ РУ АС-89. Детальные требования к анализу таких режимов применительно к ВВЭР, в том числе к документированию анализа, изложены в нормативном документе ПНАЭ Г-01-036-95, введенном в действие с 01.08.1995. Ниже в основном рассматриваются требования этих документов, касающиеся анализов нестационарных режимов, так как в основном именно в результате этих анализов подтверждается безопасность реакторной установки.
Нормативный документ верхнего уровня ОПБ-88/97 устанавливает, что система технических и организационных мер по обеспечению безопасности должна быть представлена в отчете по обоснованию безопасности атомной станции (ООБ АС). Разработка ООБ АС обеспечивается эксплуатирующей организацией с участием разработчиков атомной станции и реакторной установки. Не допускаются какие-либо расхождения между информацией, содержащейся в ООБ АС, и информацией в проекте АС, равно как и между проектом АС и фактическим состоянием станции. Соответствие ООБ АС реальному состоянию станции поддерживается эксплуатирующей организацией в течение всего периода эксплуатации АС.
В составе проектных материалов по анализу и обоснованию безопасности АС должны быть представлены вероятностные анализы безопасности. При этом ОПБ 88/97 ориентирует разработчика АС, чтобы оцененное значение вероятности предельного аварийного выброса не превышало 10~7 на реактор в год. Считается, что такой показатель исключает необходимость эвакуации населения за пределами зоны планирования защитных мероприятий. Значение предельного аварийного выброса устанавливается в нормативных требованиях к размещению АС.
После завершения всех предпусковых наладочных работ на блоке должен быть выпушен окончательный ООБ АС, наличие которого является необходимым условием для выдачи лицензии на эксплуатацию энергоблока. При этом предусмотрено наличие двух редакций окончательного ООБ АС: предварительная редакция (до первого завоза ядерного топлива на площадку) и окончательная редакция (после завершения опытно-промышленной эксплуатации). Таким образом, обновление анализов нестационарных режимов в обоснование безопасности АС и реакторной установки требуется на всех стадиях проектирования и ввода АС в эксплуатацию
Документ ПБЯ РУ АС-89 требует наличия двух отдельных документов по обоснованию безопасности станции: ТОБ АС («Техническое обоснование безопасности атомной станции») и ТОБ РУ («Техническое обоснование безопасности реакторной установки»). К моменту выпуска ПБЯ РУ АС-89 относительно формата и содержания этих документов действовали соответствующие требования Госатомнадзора (документы ПНАЭ Г-1-001-85 и ПНАЭ Г-1-004-87). В этом отношении ПБЯ РУ АС-89 в определенной мере не соответствует ОПБ-88/97, где наличие отдельного документа по обоснованию безопасности РУ не предусмотрено. В новой редакции ПБЯ это несоответствие подлежит устранению.
В соответствии со своей областью действия (реакторная установка), ПБЯ РУ АС-89 устанавливает, что основным документом по обоснованию ядерной безопасности реакторной установки является ТОБ РУ, входящий в технический проект реакторной установки. ТОБ РУ, структура и содержание которого должны соответствовать требованиям (5), разрабатывается Главным конструктором РУ и согласовывается с Генеральным проектировщиком АС и Научным руководителем.
Обоснование безопасности должно содержать рассмотрение возможных отказов систем, важных для безопасности, и оценку их последствий. В ТОБ РУ должны быть приведены перечень исходных событий, анализ нарушений нормальной эксплуатации, проектных и запроектных аварий, а также классификация проектных и запроектных аварий по вероятности возникновения и по тяжести последствий. В числе запроектных аварий необходимо рассмотреть сценарии с тяжелым повреждением или расплавлением активной зоны. При этом необходимо стремиться к тому, чтобы частота тяжелого повреждения или расплавления активной зоны не превышала 10-5 на реактор в год.
В ТОБ РУ должны быть указаны пределы и условия безопасной эксплуатации. Должны быть также установлены проектные пределы для проектных аварий и показано, что эти пределы не превышаются с учетом действия систем безопасности. Должно быть показано, что для наиболее серьезных проектных аварий не превышается максимальный проектный предел повреждения твэлов. Проектные пределы повреждения твэлов для других проектных аварий должны иметь значения, меньшие максимального проектного предела повреждения твэлов.
В новых проектах реакторных установок ВВЭР выпуск отдельного ТОБ РУ как проектного документа не предусмотрен, а результаты анализов нестационарных режимов в обоснование безопасности непосредственно используются в соответствующих главах отчета по обоснованию безопасности атомной станции. Детальные требования Госатомнадзора России к форме и содержанию отчета по обоснованию безопасности атомных станций (ООБ АС) с реакторами типа ВВЭР приведены в документе ПНАЭ Г-01-036-95. Следует отметить, что Госатомнадзор разрешает применять требования ПНАЭ Г-01-036-95 и для АС других типов с учетом их специфики. ООБ АС представляется в комплекте документов, обосновывающих заявку на получение лицензии на строительство или эксплуатацию АС. При этом для каждого энергоблока многоблочной АС должен представляться отдельный ООБ.
На основе ООБ АС Госатомнадзор оценивает достаточность обоснований размещения, строительства, ввода в эксплуатацию, эксплуатации и снятия с эксплуатации с точки зрения безопасности станции, как она определена в ОПБ-88/97. Все изменения начального проекта станции после первого представления ООБ при модернизации станции должны быть в отчете отражены и оценены с точки зрения влияния на безопасность станции. Содержание ООБ АС должно быть, насколько это практически возможно, таким, чтобы надзорному органу не требовалось рассматривать другие проектные или эксплуатационные документы. Однако вместе с ООБ АС должна представляться также вся проектная или другая документация (научные отчеты), на которую в ООБ АС имеется ссылка.
В соответствии с ПНАЭ Г-01-036-95, ООБ АС должен иметь следующие главы:
Глава 1. Общее описание атомной станции.
Глава 2. Характеристика района и площадки АС.
Глава 3. Общие положения и подходы к проектированию зданий, сооружений, систем и элементов.
Глава 4. Реактор.
Глава 5. Первый контур и связанные с ним системы.
Глава 6. Паротурбинная установка.
Глава 7. Контроль и управление.
Глава 8. Электроснабжение.
Глава 9. Вспомогательные системы энергоблока.
Глава 10. Обращение с радиоактивными отходами.
Глава 11. Защита от радиации.
Глава 12. Системы безопасности.
Глава 13. Эксплуатация.
Глава 14. Ввод в эксплуатацию.
Глава 15. Анализ аварий.
Глава 16. Пределы и условия безопасной эксплуатации, эксплуатационные пределы.
Глава 17. Обеспечение качества.
Глава 18. Снятие с эксплуатации.
С точки зрения обоснования безопасности станции особое значение имеют главы 12 и 15. Предметом главы 12 является доказательство того, что каждая система безопасности выполнит свою функцию с учетом принципа единичного отказа и с учетом всех нагрузок (механических, гидравлических, тепловых и т.д.), воздействующих на систему при нормальной эксплуатации энергоблока и при возникновении аварии, для которой предназначена данная система. Предметом главы 15 является доказательство того, что станция в целом безопасна в смысле определения ОПБ-88/97, а именно:
- при нормальной эксплуатации и нарушениях нормальной эксплуатации (включая проектные аварии) не превышаются разрешенные значения параметров радиационного воздействия (по дозам облучения персонала и населения, по выбросу и сбросу, по содержанию радиоактивных веществ в окружающей среде);
- при запроектных авариях указанные выше параметры радиационного воздействия ограничиваются.
В рамках реакторной установки предметом главы 15 является в основном проверка выполнения так называемых приемочных критериев, обеспечивающих приемлемые последствия нарушений нормальной эксплуатации. Для предаварийных ситуаций и проектных аварий эти приемочные критерии относятся главным образом к обеспечению целостности или допустимого масштаба повреждения физических барьеров на пути распространения радиоактивности (топливная таблетка, оболочка твэла, граница давления первого и второго контуров). Приемочные критерии для запроектных аварий относятся к предотвращению или снижению вероятности таких последствий, которые могут привести к чрезмерному выбросу радиоактивности из контейнмента. Например, для запроектных аварий с плавлением активной зоны одним из приемочных критериев является снижение давления в первом контуре к моменту выхода расплавленной активной зоны из корпуса реактора. Выполнение этого критерия исключает раннее разрушение контейнмента из-за быстрого роста давления (так называемый прямой нагрев контейнмента).
Основным способом проверки выполнения указанных выше приемочных критериев является расчет поведения реакторной установки при различных нарушениях нормальной эксплуатации с использованием системных теплогидравлических кодов. Перечень этих нарушений включает предаварийные ситуации и проектные аварии (далее обе эти категории режимов именуются как проектные аварии) и запроектные аварии. ОПБ-88/97 указывает, что примерные перечни исходных событий проектных и запроектных аварий должны быть установлены в нормативных документах.
В отношении запроектных аварий такого примерного перечня в действующих нормативных документах нет. Для проектных аварий примерный минимальный перечень исходных событий содержится в документе ПНАЭ Г-01-036-95.
Документ ПНАЭ Г-01-036-95 предписывает следующую структуру анализа проектных аварий в главе 15 ООБ АС:
- описание последовательности событий и работы систем;
- критерии оценки безопасности;
- анализ результатов расчета;
- заключение.
В разделе «Описание последовательности событий и работы систем» необходимо на основе результатов анализа описать последовательность событий и работы систем в виде таблицы, в которую включать характерные точки для данного процесса с указанием соответствующего момента времени. В разделе «Критерии оценки безопасности» необходимо дать критерии, с которыми будут сравниваться расчетные результаты для соответствующих параметров станции. Такое сравнение позволяет делать оценку безопасности в данном аварийном режиме. В разделе «Анализ результатов расчета» следует представить результаты анализа для всех стадий аварии. Следует представлять детальную информацию об изменении параметров в реакторной установке и в контейнменте. Необходимо также представить информацию о выходе и распространении радиоактивных продуктов, включая оценку доз и радиуса зоны возможного радиоактивного загрязнения. Представляемые параметры должны сравниваться с соответствующими допустимыми значениями. В разделе «Заключение» необходимо сделать выводы об основных результатах анализа, включающие определения наиболее тяжелых режимов и основания для заключения о безопасности блока в условиях проектных аварий.
Структура анализа запроектных аварий похожа на описанную выше, с добавлением двух новых разделов. В дополнительном разделе «Меры по управлению запроектными авариями» необходимо сформулировать оперативные цели безопасности для каждого уровня тяжести (цели, к достижению которых оперативный персонал должен стремиться в данных условиях). Необходимо на основе анализа аварии указать признаки состояния станции, по которым персонал должен определить факт возникновения запроектной аварии. Необходимо определить системы и оборудование, которые могут быть использованы для достижения целей безопасности, сформулировать критерии успешности действий персонала и на этой основе рекомендовать стратегию действий оперативного персонала. В дополнительном разделе «Оценка эффективности предлагаемых мер по управлению запроектными авариями» необходимо привести результаты расчетов, подтверждающие, что реализация рекомендованной стратегии либо обеспечивает прерывание аварийного процесса, либо существенно смягчает последствия аварии.
3.2 КАТЕГОРИИ НЕСТАЦИОНАРНЫХ РЕЖИМОВ ДЛЯ ОБОСНОВАНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ
Расчеты нестационарных режимов, выполняемые с целью обоснования безопасности, являются по существу анализом отклика реакторной установки на различные исходные события. При этом рассматриваются как реально возможные события (например, непреднамеренное отключение главного насоса теплоносителя), так и события, чрезвычайно малая вероятность которых обоснована в проекте (например, гильотинный разрыв главного циркуляционного трубопровода). Эти последние анализируются с демонстрацией достаточности проектных характеристик соответствующих систем безопасности (например, системы аварийного охлаждения активной зоны).
С учетом требований современных нормативных документов ОПБ-88/97 и ПБЯ РУ АС-89 можно выделить четыре категории исходных событий и, соответственно, четыре категории нестационарных режимов, анализируемых с точки зрения обоснования безопасности реакторной установки:
- режимы нормальной эксплуатации (состояние реакторной установки в определенных проектом эксплуатационных пределах и условиях);
- предаварийные ситуации (состояние установки с нарушением пределов или условий безопасной эксплуатации, не перешедшее в аварию);
- проектные аварии (нарушение нормальной эксплуатации, при котором произошел выход радиоактивности за предусмотренные проектом для нормальной эксплуатации границы). Последствия проектных аварий должны ограничиваться установленными для них проектными пределами. Это обеспечивается специальными системами безопасности, которые должны выполнить свою функцию с учетом принципа единичного отказа и единичной ошибки оператора. Для этой категории событий должны быть установлены проектные пределы, а в анализах соответствующих нестационарных режимов должно быть показано, что эти пределы не превышаются с учетом действия систем безопасности. Должно быть показано, что для наиболее серьезных проектных аварий не превышается максимальный проектный предел повреждения твэлов. Проектные пределы повреждения твэлов для других проектных аварий должны иметь значения, меньшие максимального проектного предела повреждения твэлов;
- запроектные аварии (авария, вызванная не учитываемыми для проектных аварий исходными событиями, или проектная авария, сопровождающаяся дополнительными по сравнению с проектными авариями отказами систем безопасности или реализацией ошибочных решений персонала). В числе запроектных аварий необходимо рассмотреть сценарии с тяжелым повреждением или расплавлением активной зоны. При этом необходимо стремиться к тому, чтобы частота тяжелого повреждения или расплавления активной зоны не превышала 10-5 на реактор в год.
Можно отметить также, что нормативный документ верхнего уровня ОПБ-88/97 объединяет три последние категории режимов в класс нарушений нормальной эксплуатации.
Нормативный документ ПБЯ РУ АС-89 предусматривает, что рассматриваемые исходные события следует классифицировать также по вероятности (частоте) возникновения и по тяжести последствий. При этом можно отметить, что менее частым событиям соответствуют, как правило, менее жесткие требования в отношении их последствий, т.е. для менее вероятных событий допускаются более тяжелые последствия. В российской нормативной документации отсутствует соотнесение указанных выше четырех категорий режимов с ожидаемой частотой их возникновения. На основе зарубежной нормативной документации, рекомендаций МАГАТЭ и проектной практики реакторных установок ВВЭР можно указать примерно следующие диапазоны для частоты (на реактор в год) возникновения исходных событий, относящихся к этим четырем категориям:
- режимы нормальной эксплуатации - 1,0-0,1;
- предаварийные ситуации, в которых не нарушаются условия безопасной эксплуатации (в проекте это ННУЭ) - 0,1-0,01;
- проектные аварии - 0,01—0,0001;
- запроектные аварии - менее 0,0001.
В соответствии с требованиями нормативного документа ПНАЭ Г-01-036-95 исходные события следует также классифицировать по признакам их функционального воздействия на реакторную установку. Применительно к конфигурации реакторных установок типа ВВЭР документ ПНАЭ Г-01-036-95 выделяет следующие категории исходных событий и, соответственно, нестационарных режимов, анализируемых главным образом с помощью системных теплогидравлических кодов.
Увеличение теплоотвода от первого контура
- Нарушения в системе питательной воды со снижением температуры питательной воды.
- Нарушения в системе питательной воды с увеличением расхода питательной воды.
- Неисправности в системе регулирования, приводящие к увеличению расхода пара.
- Срабатывание сбросных и/или предохранительных устройств по различным причинам с учетом возможной непосадки этих устройств.
- Разрывы паропроводов и питательных трубопроводов в различных местах и помещениях:
- на неотсекаемых участках;
- на отсекаемых участках;
- в герметичных объемах;
- в негерметичных помещениях;
- в машинном зале.
Уменьшение теплоотвода от первого контура
- Неисправности в системе регулирования с уменьшением расхода пара.
- Потеря внешней электрической нагрузки.
- Закрытие стопорного клапана турбоустановки.
- Закрытие отсечных задвижек на паропроводах.
- Потеря вакуума в конденсаторе.
- Отключение питательных насосов.
- Разрывы трубопроводов питательной воды.
Уменьшение расхода теплоносителя первого контура
- Отключение различного количества ГЦН.
- Заклинивание ГЦН.
- Обрыв вала ГЦН.
Изменение реактивности и распределения энерговыделения
- Неконтролируемое извлечение органа регулирования с рабочей скоростью в различных условиях:
- на минимально контролируемом уровне;
- на номинальном уровне мощности;
- на максимальном уровне мощности с учетом плюсовой погрешности (приборов и исполнительных механизмов).
- Выброс органов регулирования.
- Неправильное действие с регулирующими органами.
- Подключение нефункционирующей петли ГЦК.
- Неисправность в системе регулирования концентрации растворенного поглотителя (неисправность борного регулирования).
Увеличение массы теплоносителя первого контура
- Неправильное функционирование систем аварийного расхолаживания.
- Неправильное функционирование системы подпитки.
- Неисправность в системах регулирования уровня в КД.
Уменьшение, включая потерю, массы теплоносителя первого контура
- Срабатывание предохранительных устройств первого контура с последующей непосадкой.
- Разрыв трубопроводов, содержащих среду первого контура:
- разрыв импульсных трубок;
- разрыв трубок ПГ;
- разрыв трубопроводов, транспортирующих среду первого контура за пределы гермообъема;
- разрыв трубопроводов, соединяющих оборудование первого контура;
- разрыв главных трубопроводов;
- разрыв коллекторов ПГ.
Потеря теплоносителя второго контура
- Срабатывание и непосадка предохранительных и сбросных устройств второго контура.
- Разрыв трубопроводов второго контура.
Потеря источников энергоснабжения
- Частичное обесточивание собственных нужд:
- при работе на мощности;
- при перегрузках.
- Полное обесточивание собственных нужд:
- при работе на мощности;
- при перегрузках.
Ложная работа систем
- Частичное срабатывание систем (оборудования) безопасности по аварийным программам в различных эксплуатационных режимах.
- Полное включение систем безопасности (СБ) по аварийным программам в различных эксплуатационных режимах.
- Частичное срабатывание систем (оборудования) нормальной эксплуатации в различных эксплуатационных режимах.
- Частичное срабатывание систем (оборудования) нормальной эксплуатации в различных аварийных режимах.
Приведенный выше спектр проектных исходных событий, входящих в категории предаварийных ситуаций и проектных аварий, является типичным для современных проектов ВВЭР. Однако в зависимости от конфигурации данной реакторной установки и требований технического задания на ее проектирование перечень режимов предаварийных ситуаций и проектных аварий конкретизируется, а также дополняется перечнем запроектных аварий.
