Article

ПРОБЛЕМЫ БЕЗОПАСНОСТИ

Одно из самых важных требований, предъявляемых к ядерным энергетическим реакторам,— безопасность АЭС во всех режимах ее работы, как нормальных, так и аварийных. Это значит, что надо обеспечить достаточную защиту обслуживающего персонала и населения от облучения, а также не допустить загрязнения радиоактивными веществами окружающей местности выше установленных норм. Причем это в равной мере относится и к условиям длительной эксплуатации и к аварийным ситуациям, которые могут возникнуть на АЭС.

Следовательно, должно быть обеспечено надежное прекращение цепной реакции деления при любых аварийных ситуациях; надежное охлаждение активной зоны в нормальных эксплуатационных, а также аварийных режимах, связанных с выходом из строя различного оборудования. Кроме того, необходимо так организовать управление реактором, чтобы не допустить разрушения оболочек твэлов при любых возможных разрывах трубопроводов циркуляционного контура и, конечно, не допустить выброса радиоактивного теплоносителя за пределы АЭС или за пределы специальных локализующих устройств.

Гарантировать выполнение всех этих условий призвана система управления и защиты (СУЗ) реактора РБМК. Нейтронная мощность контролируется во всем диапазоне ее изменения, начиная с предкритиче-ского состояния. При обесточивании установки, разгерметизации крупных трубопроводов, а также по сигналам превышения мощности или скорости ее нарастания СУЗ реактора обеспечивает быстрое полное прекращение реакции деления.

Исследование аварийных ситуаций, связанных с выходом из строя технологического оборудования, показало, что в ряде случаев   нет необходимости останавливать

реактор, а достаточно снизить его мощность до безопасного уровня. Сохранение энергетического режима существенно улучшает технико-экономические показатели АЭС.

Чтобы исключить аварийное повышение давления в циркуляционном контуре при остановке одной или обеих турбин, излишки пара сбрасываются через быстродействующие редукционные установки в конденсаторы турбин или через систему предохранительных клапанов в пароприемный узел.

Предусмотрены также технические средства, которые обеспечивают безопасность АЭС при авариях, вызванных разгерметизацией циркуляционного контура. Применительно к реактору типа РБМК исследованы аварийные ситуации при разрывах трубопроводов циркуляционной петли в наиболее опасных сечениях с точки зрения воздействия на активную зону. В результате исследований определены признаки обнаружения аварий, алгоритм срабатывания аварийной защиты, температурный режим тепловыделяющих элементов, схема, параметры и алгоритм срабатывания системы аварийного охлаждения реактора, временные и интегральные выбросы теплоносителя, определяющие производительность локализующих устройств. Все эти данные используются для управления атомной электростанцией, которое осуществляется централизованно с помощью информационно-вычислительного комплекса «Скала».

Для своевременного обнаружения течей предусмотрена система контроля целостности технологических каналов.

Наиболее опасен по своему воздействию на активную зону гипотетический разрыв коллектора, находящегося под напором главных циркуляционных насосов, так как при этом мгновенно прекратится подача теплоносителя в технологические каналы поврежденной циркуляционной петли. Чтобы в этом случае не расплавились тепловыделяющие элементы, в каналы петли необходимо подавать теплоноситель от автономной системы аварийного охлаждения реактора. Такая система у реактора РБМК состоит из двух подсистем: основной, имеющей гидроаккумулирующий узел, и подсистемы длительного расхолаживания, использующей специальные насосы и запасы воды в баках. Гидроаккумулирующая система обеспечивает охлаждение тепловыделяющих элементов аварийной петли и не позволяет температуре кратковременного разогрева оболочек тепловыделяющих элементов подняться выше допустимой температуры, которая регламентирована Международными правилами безопасности.

Следует подчеркнуть, что весь комплекс принятых мер обеспечивает возможность надежной и безопасной эксплуатации энергоблоков с реакторами РБМК-1000, что подтверждено прежде всего опытом работы гиганта атомной энергетики — Ленинградской АЭС имени В. И. Ленина.