Безопасность реакторной установки.
Проектирование энергоблока с реактором БН-600 производилось исходя из условия, чтобы радиационное воздействие на персонал, население и окружающую среду при нормальной эксплуатации и проектных авариях не приводило к превышению установленных доз облучения персонала и населения и нормативов по выбросам и содержанию радиоактивных веществ в окружающей среде, а также исходя из условия ограничения этого воздействия при запроектных авариях. Общий подход, который лежит в основе технологии безопасности энергоблока с реактором БН600, заключался в применении принципа глубоко эшелонированной защиты в виде системы барьеров на пути распространения ионизирующих излучений и радиоактивных веществ в окружающую среду и реализации системы технических и организационных мер по защите и сохранению эффективности этих барьеров. Как и во всех типах реакторов на энергоблоке с реактором БН-600 в качестве первого, второго и третьего барьеров рассматриваются матрица топлива, герметичная и прочная оболочка твэла и корпус реактора Отличительной особенностью в условиях работы корпуса реактора является отсутствие каких-либо значительных повреждающих факторов: он не подвергается действию высокого давления, коррозионного воздействия и большого облучения нейтронами. Четвертым барьером является страховочный корпус реактора, страховочные кожухи вспомогательных трубопроводов 1 контура и герметичные помещения 1 контура.
Основными решениями обеспечения защиты и сохранения эффективности барьеров являлись:
выбор благоприятной площадки с невысокой сейсмичностью в соответствии с требованиями нормативных документов;
использование и развитие внутренне присущих реактору на быстрых нейтронах свойств безопасности и его самозащиты за счет пассивных средств, отрицательных во всех режимах эффектов реактивности, низкой избыточной реактивности, отсутствия локальных критичностей, способности СУЗ обеспечивать приведение реактора в подкритическое состояние и поддержание его в этом состоянии во всех режимах, простоты в управлении реактором, интегральной компоновки реактора, высокой тепловой инерции 1 и 2 контуров и осуществимости режимов естественной циркуляции теплоносителя в них;
обеспечение требуемого качества систем, важных для безопасности, на всех этапах жизненного цикла энергоблока;
применение систем безопасности, построенных на основе принципов резервирования, независимости, единичного отказа;
применение средств диагностирования дефектов оборудования и отклонений режима их работы от нормального.
Основными принципами обеспечения безопасности в ходе эксплуатации энергоблока №3 БАЭС с реактором БН-600 являются:
эксплуатация энергоблока в соответствии с нормативно-технической документацией по обоснованным эксплуатационным регламентам и инструкциям;
поддержание в исправном состоянии систем и оборудования, важных для безопасности, путем проведения на них планово-предупредительных ремонтов, технического обслуживания и замены выработавшего ресурс оборудования;
организация эффективно действующей системы документирования результатов работ и контроля;
разработка организационно-технических мероприятий, направленных на предотвращение перерастания исходных событий в проектные аварии, а проектных аварий - в запроектные, а также направленных на ограничение и ликвидацию аварий, защиту локализующих систем безопасности от разрушения при запроектных авариях;
разработка плана мероприятий по защите персонала и плана мероприятий по защите населения в случае возникновения запроектных аварий;
подготовка эксплуатационного персонала для действий в нормальных и аварийных условиях, поддержание его квалификации и дисциплины на должном уровне, формирование у персонала культуры безопасности, когда для каждого работника станции обеспечение безопасности является приоритетной целью и внутренней потребностью при выполнении работ, влияющих на безопасность. Признавая за персоналом право на ошибку, администрация станции устанавливает такой контроль за проведением таких работ, который может считаться избыточным с точки зрения производственной деятельности обычных предприятий.
Пересмотр Технического обоснования безопасности БН-600 в соответствии с современными нормативными документами, разработка Программы обеспечения качества, получение Лицензии на эксплуатацию БН-600 с соответствующими Условиями и целого пакета других лицензий, регламентирующих виды деятельности - все это составляющие безопасной эксплуатации Белоярской АЭС.
Новое поколение реакторов на быстрых нейтронах
В 1983 г. на базе БН-600 предприятием был разработан проект усовершенствованного реактора БН-800 для энергоблока мощностью 880 МВт(э). В 1984 г. были начаты работы по сооружению двух реакторов БН-800 на Белоярской и новой Южно-Уральской АЭС. Последующая задержка сооружения этих реакторов была использована для доработки проекта с целью дальнейшего повышения его безопасности и улучшения технико-экономических показателей.
Текущее состояние и перспективы
На всех объектах сооружения 4-го энергоблока Белоярской АЭС развернуты строительно-монтажные работы: совмещенный с возведением зданий монтаж оборудования и технологических систем.К настоящему времени введен в эксплуатацию пусковой Комплекс теплоснабжения в составе 22 объектов.
Главный корпус возведен до отм. +36,60; машзал до отм. +14,90; спецкорпус до отм. +31,20; спецбытоыой корпус – до отм. +36,30; смонтированы основной и страховочный корпус реактора; изготавливается технологическое оборудование. Степень строительной готовности блока – около 40%.
Дальнейшие ключевые события:
2011 г. - возведение Реакторного отделения до отм.+62,00; монтаж внутрикорпусных устройств;
2012 г. – закрытие контура главного корпуса и сооружение купола центрального зала, окончание строительных работ и начало пуско-наладочных работ;
2013 г. – заполнение натриевым теплоносителем реактора и систем I и II контуров, загрузка ядерного топлива и физический пуск реактора;
2014 г. – энергопуск (включение в энергосистему), освоение мощности.
Рис5 Реактор на быстрых нейтронах БН 800 (вертикальный разрез)
Перед строящимся реактором БН-800 поставлены следующие важные задачи:
Обеспечение эксплуатации на MOX-топливе.
Экспериментальная демонстрация ключевых компонентов закрытого топливного цикла.
Отработка в реальных условиях эксплуатации новых видов оборудования и усовершенствованных технических решений, введенных для повышения показателей экономичности, надежности и безопасности.
Разработка инновационных технологий для будущих реакторов на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем:
испытания и аттестация перспективного топлива и конструкционных материалов;
демонстрация технологии выжигания минорных актинидов и трансмутации долгоживущих продуктов деления, составляющих наиболее опасную часть радиоактивных отходов атомной энергетики.