Глава 18
БЕЗОПАСНОСТЬ ГАЗООХЛАЖДАЕМЫХ БЫСТРЫХ РЕАКТОРОВ1
ВВОДНЫЕ ЗАМЕЧАНИЯ
Данная заключительная глава посвящена безопасности газоохлаждаемых быстрых реакторов. Многие рассмотренные ранее вопросы безопасности реакторов БН (см. гл. 13, 16) относятся также и к газоохлаждаемым БР, однако для последних существует ряд специфических проблем, на которых мы и сосредоточим внимание.
Изложение материала ведется в следующем порядке: общие вопросы безопасности, контролируемые аварии, неконтролируемые аварии, меры, снижающие опасность последствий неконтролируемых аварий. В нужных местах будет проводиться сравнение с реакторами БН, подчеркиваться различие конструкторских подходов и исследовательских программ.
ОБЩИЕ ВОПРОСЫ БЕЗОПАСНОСТИ
Проблема безопасности БР в общих чертах осуждалась в гл. 13. Для газоохлаждаемых быстрых реакторов особую важность имеют следующие задачи:
- разработка методов анализа и оценки риска, проистекающего от работы реакторов данного типа, для здоровья людей;
- определение гарантий безопасности на всех этапах производства энергии и ядерного топлива с использование газоохлаждаемых быстрых реакторов, равно как и выяснение вопроса —адекватны ли системы защиты выдвинутым требованиям безопасности.
1 Материал подготовлен А. Барри и Б. Бойяком из фирмы «Дженерал атомик».
Оценку риска можно провести исходя из концентрации многоступенчатой защиты (или защиты на многих уровнях). При этом делается попытка детерминистического прогнозирования условий работы реактора, начиная от нормальных условий и кончая аварийными ситуациями, имеющими исключительно малую вероятность. Что же касается гарантий, то их обеспечение невозможно без осуществления широкой программы исследований по безопасности газоохлаждаемых БР. В процессе разработки этой программы были определены ступени защиты (см. гл. 13). В табл. 18.1 представлен список средств защиты (барьеров), их функции, вероятности аварий соответствующего масштаба, ожидаемые последствия для АЭС при условии успешного срабатывания защиты, наконец, ожидаемые (по существу, требуемые) последствия для населения. Таким образом, вводится последовательная цепочка качественно нарастающих барьеров между населением и источником радиационной опасности, коим является БР с газовым охлаждением. Допустимые последствия постулированных аварий можно рассматривать как критерии безопасности.
Следует обратить внимание, что средства защиты под номерами 1 и 2 представляют собой необходимые компоненты конструкции реактора, предназначенные для его работы в нормальных условиях, тогда как остальные служат для уменьшения последствий аварийных ситуаций и выходят за рамки собственно конструкции реактора. Таким образом, данный список средств защиты иллюстрирует подход, именуемый «защита в глубину».
Таблица 18.1. Средства защиты (барьеры) и критерии безопасности
№ п/п | Средство защиты | Функция | Вероятность | Последствие для АЭС | Последствие для людей |
1 | Рабочая система | Остановка реактора, расхолаживание | 10-2 | Осуществим нормальный повторный пуск | Превышение над фоновой активностью нс более 1 % |
2 | Дополнительная система | Остановка реактора, расхолаживание (в случае отказа средства защиты 1) | 10-2 | То же | Газовая доза фоновой активности нс превышается |
3 | Внутренние (физические) особенности | Остановка реактора, расхолаживание (в случае отказа средства защиты 2) | 10-2 | Геометрия активной зоны сохраняется | Не превышается годовая предельно допустимая доза облучения для работников АЭС |
4 | Реакторный бак | Сохранение местоположения внутриреакторного оборудования, ограничение области энерговыделения (в случае отказа средства защиты 3) | 10-1 | Целостность бака и все функции внешней защитной оболочки сохранены | Не допускается причинение заметного ущерба для здоровья людей |
5 | Внешняя защитная оболочка | Локализация радиоактивных веществ (в случае отказа средства защиты 4) | 10-1 | Нарушения целостности внешней защитной оболочки нс существенны | Фатальные случаи отсутствуют |
6 | Естественные ограничения | Смягчение последствий воздействия ионизирующего излучения (в случае отказа средства защиты 5) | 10-1 | Критерии для АЭС отсутствуют. Можно выдвигать требования к защите окружающей среды | Последствия аварий не больше, чем в случае аналогичных аварий ЛВР |
Подчеркнем, что средства защиты 1—2 должны свести на нет вероятность потенциально возможной аварии со значительным выбросом радиоактивных продуктов в окружающую среду, тогда как назначение средств защиты 4—6 — предотвратить тяжелые последствия подобной маловероятной аварии, если она все же произойдет.
