Опыт большой аварии на АЭС Фукусима-1 для повышения экологической безопасности объектов Украины с высокорадиоактивными источниками

11 марта 2011 г. в 14:46 по местному времени в Японии произошло девятибалльное землетрясение, что привело к автоматической остановке 11-и энергоблоков на АЭС Фукусима-1, Фукусима-2, Онагава и Токай Данни.

Наиболее критическая ситуация сложилась на АЭС Фукусима-1, состоящей из 6-и блоков BWR (кипящие корпусные реакторы с водой под давлением). До землетрясения блоки  № 4 (784 МВт), № 5

(784 МВт) и № 6 (100 МВт) находились в планово-предупредительных ремонтах. Ядерное топливо на блоке № 4 находилось в приреакторном бассейне выдержки, а на блоках № 5 и 6 – в реакторах.

Таблица 1 – Предварительная информация по текущему состоянию блоков АЭС Фукусима-1
на 07:30 21 марта (активные зоны и приреакторные бассейны выдержки)

На рис. 1 и 2 представлен вид площадки АЭС Фукусима-1 и показано принципиальную схему компоновки основного оборудования АЭС с BWR.

Рис. 1. Площадка АЭС Фукусима-1

Рис. 2. Принципиальная схема компоновки основного оборудования АЭС с BWR

Первоначально авария на АЭС Фукусима-1 была переквалифицирована с 4-го уровня международной шкалы INES на 5-й уровень – «авария с широкими последствиями, связанными с тяжелым повреждением активной зоны». Но эксперты МАГАТЭ и ряд регулирующих органов других стран, эту аварию квалифицировали не ниже 6-го уровня – «тяжелая авария, значительный выброс радиоактивных продуктов за пределы площадки АЭС, которые требуют принятия соответствующих контрмер». Окончательно аварии на блоках № 1 – 3 были объединены в общее событие, квалифицированное аналогично Чернобыльской АЭС 7-м уровнем – «большая авария».

Предварительный анализ хронологии основных событий (предварительность анализа определяется, в первую очередь, предварительностью официальной информации о хронологии событий) в процессе аварий на энергоблоках № 1 – 4 АЭС Фукусима-1 позволяет сформулировать существенные комментарии в отношении их основных причин:

1. В отношении обеспечения безопасности при аварии на энергоблоках с полной потерей надежного и длительного проектного электроснабжения выявлены принципиальные недостатки реакторов BWR, имеющих достаточно длительные сроки эксплуатации (на момент аварии блок № 1 – 40 лет эксплуатации, блок № 2 – 37 лет, блок № 3 – 35 лет, блок № 4 – 33 года):

а) отсутствие дублирования или оперативного восстановления надежного и длительного электроснабжения активных систем безопасности АЭС;
б) недостаточное обеспечение надежного и длительного охлаждения РУ пассивными системами безопасности, не нуждающимися в длительном электроснабжении, в т.ч. конструкционные ограничения по обеспечению эффективного охлаждения естественной циркуляцией;
в) недостаточная эффективность систем предотвращения парогазовых взрывов;
г) недостаточная организация и эффективность систем контроля и диагностики, в т.ч. фактическое отсутствие объективной и достоверной информации о состоянии топлива (в частности, факт повреждения ядерного топлива косвенно оценивался только по появлению изотопов йода и цезия на промплощадке), реакторного контура и контаймента;
д) недостаточная организация и эффективность автоматизированных систем управления аварийными процессами, в т.ч. запроектными.

В итоге, указанные факторы перевели аварию в запроектную стадию с повреждением топлива а развитие аварийных процессов поставили в зависимость от непреднамеренно ошибочных действий персонала, получавшего ограниченную, а иногда и противоречивую, информацию о состоянии защитных барьеров безопасности (топливных конструкций, реакторного контура, контайнмента) и об условиях развития аварийных последовательностей.

2. Недостаточная обоснованность и эффективность системы инструкций/руководств по управлению запроектными, в т.ч. тяжелыми авариями [1]с относительно малой вероятностью возникновения, в частности, авариями с полной потерей надежного и длительного электроснабжения. Отсутствие эффективной системы управления относительно маловероятными запроектными авариями, может быть основной причиной непреднамеренно ошибочных действий персонала в процессе развития аварийных процессов, что подтверждается: а) отсутствием оперативного и эффективного восстановления/резервного обеспечения необходимого энергопитания активной части систем безопасности; б) фактом непредотвращения парогазовых взрывов и пожаров, которые привели к нарушению целостности защитных барьеров безопасности и значительным выбросам радиоактивных продуктов; в) отсутствием оперативного обеспечения эффективного охлаждения бассейнов выдержки и промежуточного хранилища отработанного ядерного топлива (эти мероприятия начались уже после взрывов и разрушений в остановленном перед аварией на ремонт блоке № 4, все топливо которого было перегружено в приреакторный бассейн выдержки.

Авария выявила ограниченность традиционного подхода нормативно-методического обеспечения руководств/симптомно-ориентированных аварийных инструкций по управлению запроектными и тяжелыми авариями - РУЗА, РУТА, СОАИ, который фактически исключает организацию эффективного управления авариями с относительно маловероятными исходными событиями и аварийными последовательностями, а также не учитывает зависимость развития процессов и аварийных последовательностей тяжелых аварий (ТА) от исходного аварийного события (ИСА) и предыстории возникновения условий тяжелого повреждения активной зоны реактора. Согласно международной практике критерием целесообразности рассмотрения аварийных последовательностей запроектных аварий (АПЗА) являются оценки 10-6 – 10-9 1/(реактор×год) [2], ниже которых обычно не разрабатываются соответствующие организационно-технические мероприятия (ОТМ) по управлению запроектными авариями. Аварии на АЭС Фукусима-1 с одновременными отказами основного и резервного электропитания также маловероятны, что и послужило возможной причиной фактической неподготовленности эксплуатирующей организации к управлению и устранению последствий таких аварий.

В настоящее время на АЭС Украины эксплуатируют другой тип реактора (ВВЭР) с ресурсом безопасной эксплуатации в сотни реакторо-лет. Вероятность возникновения на АЭС Украины 9-и бальных землетрясений и цунами практически нулевая. Однако опыт больших аварий на Чернобыльской АЭС и АЭС Фукусима-1 определяет предварительный набор выделенных актуальных для АЭС с ВВЭР задач, связанных с нормативно-методическим и проектно-техническим обеспечением контроля и управления ТА:

1. Пересмотр и совершенствование критериев целесообразности рассмотрения запроектных аварий (моделирование, анализ и обоснование ОТМ) с учетом состояния работоспособности ККС ФБ, что позволит разрабатывать ОТМ и для таких маловероятных аварий как на Чернобыльской АЭС и АЭС Фукусима-1.

2. Ныне при моделировании и анализе ТА на ВВЭР обычно в качестве ИСА рассматриваются большие течи 1-го контура или потеря питательной воды при конечных состояниях с повреждением топлива [3, 4 и др.]. Такой подход требует дополнительных обоснований его консервативности, так как при других ИСА (например, межконтурные течи, экстремальные воздействия и т.д.) могут создаться «худшие» условия возникновения и развития ТА.

3. Разработка альтернативных риск-ориентированных критериев надежности защитных барьеров экологической безопасности АЭС с ВВЭР, с учетом предыстории эксплуатационных нагрузок и технического состояния конструкций на момент возникновения внутренних и внешних экстремальных воздействий. События на АЭС Фукусима-1 определяют необходимость дополнительных технических обоснований надежности защитных барьеров безопасности ВВЭР при внешних и внутренних экстремальных событиях - землетрясения, наводнения, взрывы, пожары, падения крупных объектов и т.п., учитывающих как воздействия/нагрузки непосредственно в процессе аварий, так и с учетом предыстории эксплуатации и фактического состояния конструкций. Учет указанных выше альтернативных риск-ориентированных критериев позволит получить более реалистичные оценки основных вероятностных показателей безопасности АЭС с ВВЭР.

4. Необходимо совершенствование унифицированных для всех АЭС Украины методик штатного и аварийного мониторинга, прогнозирования развития аварии с выбросом радиоактивности в окружающую среду, оценки последствий аварии, выброса и оценки эффективности контр мероприятий, с учетом опыта АЭС Фукусима-1.

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

1. А.А. Ключников, В.И. Скалозубов, С.В. Волков, Ю.А. Коврижкин, В. Н. Колыханов, Г.Г. Габлая, В.Н. Ващенко, В.В. Злочевский. "Методические основы руководств по управлению тяжелыми авариями на АЭС с ВВЭР". Вторая международная научно-техническая конференция "Повышение безопасности и эффективности АЭС " 5 - 7 октября 2010, г. Одесса.
2. Скалозубов В. И., Ключников А. А., Колыханов В. Н. Основы управления запроектными авариями  с  потерей  теплоносителя  на АЭС с ВВЭР. – Чернобыль: ИПБ АЭС НАНУ, 2010. – 400 с.
3. Обеспечение локализующих функций защитной оболочки НВАЭС-2 при запроектной аварии с течами из реакторной установки (ФГУП «Атомэнергопроект» – ИПБЯЭ РНЦ «Курчатовский институт») // Материалы конф. «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР». – Подольск (Россия): ФГУП ОКБ «ГП», 2008.4. Звонарев Ю., Будаев М., Кобзарь В., Волчек А. Валидация компьютерного кода ASTEC и применение для анализа безопасности АЭС с ВВЭР // Code application and PSA methodologies. Paper No 1. The first European Review Meeting on Severe Accident Research (ERMSAR-2005). – Aix-en-Provence (France), 14 – 16 November 2005.

УДК 621.039
Ващенко В.Н. Опыт большой аварии на АЭС Фукусима-1 для повышения экологической безопасности объектов Украины с высокорадиоактивными источниками [Електронний ресурс]  / [Ващенко В.Н., Яровой С.С., Злочевский В.В.] // Збірник наукових статей “ІІІ-го Всеукраїнського з’їзду екологів з міжнародною участю”. – Вінниця, 2011. – Том.1. – С.102–104. Режим доступу: http://eco.com.ua/

Скачати в форматі pdf: