Анализ положения ОАО «СПбАЭП» в отрасли в региональном и глобальном разрезах, тенденций развития атомной отрасли и атомного инжиниринга,

Объем контайнмента довольно большой – 75 тыс. куб. метров, риск скопления в нем водорода во взрывоопасной концентрации значительно меньше, чем на АЭС «Фукусима-1». В случае аварии для снижения давления пара внутри защитной оболочки установлена «спринклерная система», которая из-под купола блока разбрызгивает раствор бора и других веществ, препятствующих распространению радиоактивности. Там же ставятся рекомбинаторы водорода, не позволяющие этому газу скапливаться и исключающие возможность взрыва.

В частности, одним из элементов «Системы аварийного охлаждения активной зоны» (САОЗ) являются специальные емкости с борной кислотой, находящиеся над реактором. Каждая емкость представляет собой толстостенный (90 миллиметров) сосуд из двухслойной плакированной стали диаметром 3175 мм и объемом 60 кубических метров, работающий под давлением в 60 атмосфер и выше. В случае максимальной проектной аварии – разрыва первого контура охлаждения реактора – содержимое этих емкостей самотеком оказывается внутри активной зоны реактора, и цепная ядерная реакция гасится большим количеством борсодержащего вещества, хорошо поглощающего нейтроны. Такого количества раствора достаточно для охлаждения активной зоны до подключения системы аварийного расхолаживания и охлаждения бассейна выдержки.

Принцип глубокоэшелонированной защиты предполагает также наличие такой концепции безопасности, которая предусматривает не только средства предотвращения аварий, но и средства управления последствиями запроектных аварий, обеспечивающих локализацию радиактивных веществ в пределах гермооболочки. К ним относятся системы удаления водорода (с пассивными рекомбинаторами); защиты первого контура от превышения давления; отвода тепла через парогенераторы; отвода тепла от защитной оболочки и устройство локализации расплава (УРЛ, так называемая «ловушка расплава»). Например, система отвода тепла от защитной оболочки обеспечивает долговременный отвод тепла при любых аварийных ситуациях, в том числе и при полном обесточивании АЭС. Что касается устройства локализации расплава, то оно обеспечивает локализацию расплава и исключает возможность его выхода за пределы гермооболочки при любых сценариях. Впервые им была оснащена Тяньваньская АЭС в Китае, построенная по российскому проекту. Оно предусмотрено также и в новом проекте «АЭС-2006». Фактически это холодный тигель, расположенный под реактором, в него производится прием и размещение твердых и жидких составляющих кориума. Его функции - защита шахты реактора от термомеханического воздействия кориума, уменьшение выхода водорода и радионуклидов под защитную оболочку.обеспечение теплоотвода из кориума к охлаждающей воде. Наличие УЛР позволяет гарантировать, что расплавленное топливо, «упав» в огнеупорный стакан, останется в стабильном состоянии, то есть будет сохранена подкритичность расплава. Кроме того, в ловушке присутствует так называемый «жертвенный материал» – специальный материал из оксидов железа и борной кислоты, позволяющий мгновенно заглушить реакцию.

Технические решения проектов АЭС-2006 и ВВЭР-ТОИ

Стечение природных катаклизмов на территории расположения АЭС в России, которые могут повлечь за собой аварию, сопоставимую с аварией на станции «Фукусима-1», невозможно. В настоящее время все российские АЭС находятся в зонах низкой сейсмоопасности. В европейской части нашей страны, на Великорусской плите, которая считается устойчивым массивом, землетрясения либо не происходят вовсе, либо происходят, но с небольшой интенсивностью (не более 5-6 баллов по шкале Рихтера).

Предотвращение отказов и нарушений норм безопасной эксплуатации обеспечивается за счет выбора безопасной площадки размещение АЭС, применения консервативных принципов проектирования, наличия система обеспечения качества при выборе площадки, проектировании, строительстве и эксплуатации, а также культуры безопасности. Выбор безопасной площадки предполагает, в частности, определение прогнозируемого уровня сейсмического воздействия, который вычисляется отдельно для каждой площадки и каждого блока. Например, в ходе дополнительных исследований в районе 8-10 балльной сейсмичности могут быть выделены пригодные площадки в пределах 7-балльной зоны сейсмичности и однородных массивов гранитоидов, вдали от эпицентров мелкофокусных землетрясений. При выполнении таких работ в расчет берется уровень сейсмичности максимального расчетного землетрясения (МРЗ), которое может произойти с вероятностью 1 раз в 10 тысяч лет (и не более 8 баллов). Исходя из этого прогноза осуществляется выполнение соответствующих расчетов для строительных конструкций, проектирование всех трубопроводов и оборудования. При необходимости оборудование оснащается гидроамортизаторами.

Действующими нормами запрещено размещать АЭС: на площадках, расположенных непосредственно на активных разломах;  на площадках, сейсмичность которых характеризуется интенсивностью максимальных расчетных землетрясений (далее – МРЗ) более 9 баллов по шкале сейсмической активности Медведева-Шпонхойера-Карника; на территории, в пределах которой нахождение АС запрещено природоохранным законодательством.

Наконец, наличие собственных сил и средств ГО и ЧС на каждой АЭС делает максимально оперативным реагирование на нештатные ситуации. Эти подразделения находятся в постоянной готовности и оснащены необходимыми техническими средствами, в том числе резервными источниками питания и резервными насосами. Обычные пожарные машины могут подключаться к любому энергоблоку через специальные штуцеры на корпусах блоков, которые разнесены на разные стороны с тем, чтобы не быть одновременно поврежденными. Существуют специальные штабы по управлению кризисными ситуациями (например, Ситуационно-кризисный центр Росатома и такой же собственный центр ОАО «Концерн Росэнергоатом»), осуществляется планирование мероприятий в случае ЧС, регулярно проводятся соответствующие учения. Такие антикризисные центры в случае необходимости оперативно согласуют свои действия с МЧС РФ и Министерством энергетики РФ. Наконец, существуют также убежища и средства защиты персонала на площадке каждой АЭС.

С точки зрения защиты от террористов, все действующие АЭС надежно охраняются Внутренними войсками МВД России, которые имеют необходимое вооружение, технику и оснащение. Система охраны построена таким образом, что любой террорист (нарушитель) будет задержан на линии охраны. Пронос (провоз) на территорию АЭС запрещенных предметов (оружие, боеприпасы и пр.) невозможен, на всех КПП установлены приборы обнаружения и видеонаблюдения. Таким образом, совершение противоправных действий, которые повлекут тяжкие последствия для жизни и здоровья граждан, маловероятно.

На всех наших станциях после аварии на Чернобыльской АЭС  были проведены дополнительные исследования возможных аварийных ситуаций и путей их преодоления. «После Чернобыля мы изменили физику реактора, ужесточили контроль и минимизировали роль человеческого фактора в кризисной ситуации», - говорит заместитель генерального директора Росатома А. Локшин. На всех без исключения станциях была проведена модернизация систем безопасности. Где этого было сделать нельзя, старые реакторы были остановлены, в настоящее время ведутся работы по выводу их из эксплуатации (Белоярская АЭС, Нововоронежская АЭС). В результате на всех действующих станциях нашей страны есть несколько систем, которые включаются одна за другой в случае возникновения ситуации обесточивания, полностью исключая возможность такого развития событий, какое имело место в Японии.

Наконец, на всех российских атомных станциях установлена автоматическая система контроля радиационной обстановки (АСКРО). Она предусматривает наличие датчиков, которые фиксируют уровень радиации вокруг радиационно опасных объектов в режиме реального времени. Показания этих приборов передаются на специальный сайт в Интернете.

Если рассматривать безопасность АЭС, получивших разрешение на продление сроков эксплуатации, то любое подобное продление – это итог масштабной работы по проверке состояния всех систем и конструкционных материалов. При продлении принимается во внимание ресурс оборудования, получаются подтверждения конструкторов, которые обязаны гарантировать безопасность своего объекта сверх проектных сроков. Только при наличии таких гарантий может быть вынесено решение о продлении.

На всех энергоблоках АЭС с реакторами РБМК-1000, БН-600 и ЭГП-6, получивших лицензию Ростехнадзора на продление срока службы сверх проектного, был выполнен комплекс работ по крупномасштабной модернизации и замене оборудования и систем АЭС, обеспечивших достижение уровня современных требований к состоянию безопасности АЭС. В частности выполненные в составе обосновывающих документов на повышение мощности энергоблоков АЭС с РБМК-1000 вероятностные анализы безопасности (ВАБ) показали, что повышение мощности АЭС с реактором РБМК-1000 до 105% не оказывает влияния на показатели безопасности. В настоящее время получены разрешения Ростехнадзора (изменения в действующую лицензию) и находятся в опытно-промышленной эксплуатации на уровне мощности 105% энергоблоки №№ 1, 2 Курской АЭС.

Однако бесконечно продлением заниматься нельзя, потому что есть фактор старения материалов, кроме того, невозможно на старые реакторы поставить некоторые новые системы безопасности. Поэтому идет работа по строительству новых реакторов. На сооружаемых новых блоках общая стоимость систем безопасности, предотвращающих радиоактивное воздействие на население и окружающую среду при самых неблагоприятных условиях (падение тяжелого самолета, землетрясение, цунами, взрывная волна), составляет около 40% от стоимости энергоблока. И атомщики идут на эти затраты.

Конечная цель – гарантировать, что ни при каком сценарии не будет угрозы выхода радиоактивности за пределы площадки. «Это абсолютное требование для всех АЭС российского дизайна, построенных не только в нашей стране, но и в любой точке планеты», - заявил генеральный директор Росатома С. Кириенко.

Виды реакторов

• PWR — водо-водяной ядерный реактор, энергоблоки строят Westinghouse  (сейчас ей владеет Toshiba), General Electric, Areva, Kraftwerk Union  (часть Siemens, которая сейчас передана в Areva), Babcock & Wilcox , ABB, Combustion Engineering  (компания стала в 80-е частью ABB, а сейчас входит в Westinghouse), Toshiba, Mitsubishi Heavy Industries, Hitachi. Также в некоторых странах существуют «национальные» модели PWR: в России — ВВЭР (полностью собственная технология, строят подразделения Росатома), в Китае CNP и CPR (основаны на западных технологиях с 30-70% китайского оборудования, строит CNNC , в Южной Корее OPR (технология скопирована с западной, но оборудование в последних блоках полностью своё, строят совместно KEPCO  и Doosan Heavy Industries & Construction .
• BWR — корпусной кипящий реактор, строят те же американские, японские и немецкие компании, что и перечислены выше, а также скандинавская ABB. В Японии функционируют также ABWR, усовершенствованные реакторы этого типа.
• PHWR — тяжеловодный ядерный реактор. Реакторы этого типа в основном известны под названием CANDU, это национальное канадское направление ядерной энергетики, которое успешно выступает на международном рынке, так как канадцы открыто работают в плане технологий, и топливо для этих реакторов страны, в которых построены PHWR, способны производить самостоятельно, так как оно не требует сложного высокотехнологичного процесса — обогащения. PHWR также строил Siemens, но в настоящее время действует лишь один немецкий реактор (в Аргентине). Кроме Канады и Германии единственной страной, самостоятельно развившей технологию тяжеловодных реакторов, является Индия, которая строила их только у себя в стране.
• GCR — газоохлаждаемый реактор. Национальное направление ядерной энергетики Великобритании, которая активно строила модификации Magnox  и AGR , однако большинство из них в настоящий момент закрыто. Также несколько реакторов этого типа англичане построили в Италии и Японии, однако все они уже не работают.
• LWGR — графито-водный ядерный реактор. Исключительно советское направление в реакторостроении, энергоблоки с реакторами этого типа, РБМК и маломощными ЭГП-6 строились только в СССР, последний был пущен в 1990 году. Довольно большое их количество эксплуатируется по настоящее время в России, работавшие на Украине и в Литве энергоблоки были закрыты.
• FBR — реактор-размножитель на быстрых нейтронах. Реакторы этого типа были разработаны и функционировали в нескольких странах, однако в настоящий момент работает лишь единственный в мире, БН на Белоярской АЭС в России. В США, Франции, Японии и Казахстане реакторы были закрыты, однако в мире имеется большой интерес к этой технологии.