Роль пасивних систем безпеки в запобіганні та пом’якшенні наслідків важких аварій на АЕС.
DOI:
https://doi.org/10.15276/opu.2.66.2022.03Ключові слова:
АЕС, ВВЕР, важка аварія, пасивна система безпеки, система пасивного відведення тепла, надійністьАнотація
Аварія на АЕС Фукусіма Даічі призвела до суттєвого оновлення вимог до безпеки АЕС у всьому світі. Особлива увага приділялася вимогам щодо подолання та управління важкими аваріями як при проектуванні нових енергоблоків АЕС, так і при переоцінці безпеки діючих. Основним результатом переоцінки безпеки діючих енергоблоків була розробка та впровадження технічних засобів і стратегій («FLEX-стратегії») для запобігання та/або пом’якшення наслідків важких аварій. Технічні рішення, які використовуються в сучасних проектах реакторних установок, передбачають декілька варіантів відведення теплоти від активної зони та гермооб’єму окремими системами. Більшість таких систем засновані на пасивних принципах роботи і повністю не вимагають або передбачають мінімальне втручання оперативного персоналу в їх роботу. Водночас реакторні установки, які експлуатуються в Україні, базуються на старих проектах ВВЕР, які не містять пасивних систем безпеки для тривалого відведення тепла від реакторної установки (особливо для випадку повного знеструмлення енергоблоків АЕС, оцінку впливу якого на безпеку АЕС виконано при позачерговій переоцінці безпеки, так званих «стрес-тестах»). Тож в даній роботі проаналізовано доцільність впровадження пасивних систем на АЕС України з ВВЕР-1000 та ВВЕР-440 разом із аналізом існуючих типів пасивних систем та їх поширеністю. За результатами проведеного аналізу визначено доцільність впровадження на АЕС України пасивної системи відводу теплоти від активної зони для ВВЕР-1000 та від конфайнмента для ВВЕР-440. Водночас можливість впровадження таких систем на українських АЕС потребує окремого аналізу. Крім того, надано загальну інформацію про поточний стан оцінки надійності пасивних систем. Адже, незважаючи на те, що надійність пасивних систем безпеки є одним із важливих питань, це питання є малодослідженим і потребує додаткового аналізу.
Завантаження
Посилання
SSR-2/1 (Rev. 1). Safety of nuclear power plants: design. IAEA safety standards series. International Atomic Energy Agency. Vienna, 2016. 71 p.
Council Directive 2014/87/EURATOM of 8 July 2014 amending Directive 2009/71/Euratom establishing a Community framework for the nuclear safety of nuclear installations.
WENRA Safety Reference Levels for Existing Reactors. Report. Update in Relation To Lessons Learned From TEPCO Fukushima Daiichi Accident. 24th September 2014. 13 p.
Diverse and Flexible Coping Strategies (FLEX) Implementation Guide. Nuclear Energy Institute. NEI 12-06, Rev. 1, 2012. 104 p. URL: http://pbadupws.nrc.gov/ docs / ML1214/ML12143A232.pdf.
International Atomic Energy Agency, Status of advanced light water reactor designs, p. 715–732, IAEA, IAEA-TECDOC-1391, Vienna 2004.
Takano K., et al., Integrated Modular Water Reactor (IMR), Development for Practical Application in the Near Future, Proc. of 14th Pacific Basin Nuclear Conference (PBNC 14th), Honolulu, USA 2004.
International Atomic Energy Agency, Fundamental Safety Principles, IAEA. Safety Standards, Safety Fundamentals, No. SF-1, IAEA, Vienna 2006.
AEA Safety Standards for protecting people and the environment, Safety of Nuclear Power Plants: Design. Specific Safety Requirements. No. SSR-2/1 (Rev. 1), Vienna 2016.
IAEA-TECDOC-626. Safety related terms for advanced nuclear plants. IAEA, Vienna, 1991.
IAEA-TECDOC-1624. Passive Safety Systems and Natural Circulation in Water Cooled Nuclear Power Plants, Vienna, 2009.
НП 306.2.141-2008. Загальні положення безпеки атомних станцій.
НП 306.2.204-2016. Вимоги до систем аварійного охолодження ядерного палива та відведення тепла до кінцевого поглинача.
Наффа Х.М., Дубковский В.А. Классификация систем пассивного отвода остаточных тепловыделений от защитных оболочек ядерных реакторов. Праці Одеського політехнічного університету, 2014. Вип. 1(43). C. 104 – 111.
Pierro F., Araneo D., Galassi G., D’Auria F.. Application of REPAS Methodology to Assess the Reliability of Passive Safety Systems. Science and Technology of Nuclear Installations. 2009. Article ID 768947. 18 p. DOI: 10.1155/2009/768947.
Bucknor M., Grabaskasa D., Brunetta A. The Development of a Demonstration Passive System Reliability Assessment. 12th International Conference on Probabilistic Safety Assessment and Management PSAM 12, June 22-27, 2014, Honolulu, HI, USA.
Passive system reliability analysis using the APSRA methodology / A.K. Nayaka, M.R. Gartia, A. Antony, G. Vinod, R.K. Sinha. Nuclear Engineering and Design. 2008. 238. P. 1430–1440.
Vyshemirskij M.P., Zhabin O.I., Ostapchuk S.A. Analysis of steam generator feeding with a mobile pump unit during a total NPP blackout with a VVER-1000/V-320 reactor facility. Nuclear and Radiation Safety. 2016. 4 (72). P. 25–31.
