Аналіз недоліків проекту АЕС «Fukushima Dai-Ichi» за наслідками важкої аварії в світлі подальшого посилення безпеки АЕС України
Наведено хронологію розвитку аварії, проаналізовано роботу систем безпеки та протиаварійні дії персоналу, виконано оцінку недоліків проекту, надано рекомендації щодо посилення безпеки АЕС України. Приведена хронология развития аварии, проанализирована работа систем безопасности и противоаварийные...
Saved in:
| Published in: | Ядерна та радіаційна безпека |
|---|---|
| Date: | 2011 |
| Main Authors: | , |
| Format: | Article |
| Language: | Ukrainian |
| Published: |
Державне підприємство "Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки" Держатомрегулювання України та НАН України
2011
|
| Online Access: | https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/97430 |
| Tags: |
Add Tag
No Tags, Be the first to tag this record!
|
| Journal Title: | Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| Cite this: | Аналіз недоліків проекту АЕС «Fukushima Dai-Ichi» за наслідками важкої аварії в світлі подальшого посилення безпеки АЕС України / К.Л. Архангельський, С.Р.Михасюк // Ядерна та радіаційна безпека. — 2011. — № 3. — С. 9-14. — Бібліогр.: 6 назв. — укр. |
Institution
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine| _version_ | 1859609604556587008 |
|---|---|
| author | Архангельський, К.Л. Михасюк, С.Р. |
| author_facet | Архангельський, К.Л. Михасюк, С.Р. |
| citation_txt | Аналіз недоліків проекту АЕС «Fukushima Dai-Ichi» за наслідками важкої аварії в світлі подальшого посилення безпеки АЕС України / К.Л. Архангельський, С.Р.Михасюк // Ядерна та радіаційна безпека. — 2011. — № 3. — С. 9-14. — Бібліогр.: 6 назв. — укр. |
| collection | DSpace DC |
| container_title | Ядерна та радіаційна безпека |
| description | Наведено хронологію розвитку аварії, проаналізовано роботу систем безпеки та
протиаварійні дії персоналу, виконано оцінку недоліків проекту, надано рекомендації
щодо посилення безпеки АЕС України.
Приведена хронология развития аварии, проанализирована работа систем
безопасности и противоаварийные действия персонала, выполнена оценка недостатков
проекта, представлены рекомендации по повышению безопасности АЭС Украины.
The papers presents the chronology of the Fukushima-1 accident sequence, describes the
response of safety systems and personnel actions, assesses BWR design deficiencies, and
provides recommendations to enhance the safety of Ukrainian nuclear power plants.
|
| first_indexed | 2025-11-28T10:42:45Z |
| format | Article |
| fulltext |
Ядерна та радіаційна безпека 3 (51).2011 9
11
березня 2011 внаслідок землетрусу в Японії
сталася безпрецедентна важка аварія на АЕС
«Fukushima Dai-Ichi», майданчик якої зазнав
суттєвих пошкоджень від цунамі. На станції
було втрачене енергопостачання та тепловід-
ведення від реакторів та басейнів витримки відпрацьовано-
го палива на енергоблоках №№ 1–4, внаслідок чого сталися
пошкодження ядерного палива та вибухи водню з подаль-
шими пожежами та руйнуванням реакторних будівель
енергоблоків. Пізніше аварії був присвоєний вищий — сьо-
мий — рівень небезпеки за Міжнародною шкалою ядерних
подій INES. Сьомий рівень означає значний викид радіо-
активних речовин та важкі наслідки для здоров’я населення
та довкілля. До цього такий рівень ядерної небезпеки вста-
новлювався лише один раз для аварії на Чорнобильській
АЕС в 1986 р.
Аварія є прецедентом для світової ядерної енергетики
з точки зору розвитку подій та наслідків, тому її аналіз
є корисним для оцінки рівня безпеки наявних проектів
АЕС та планування подальшої діяльності з оцінки безпе-
ки АЕС України в напрямках важких аварій та зовнішніх
впливів.
Хронологія подій
11 березня 2011 р. за фактом землетрусу магнітудою
9 балів три енергоблоки АЕС «Fukushima Dai-Ichi» були
зупинені дією аварійного захисту. Всі аварійні системи
спрацювали в штатному режимі. Внаслідок землетрусу
в океані утворилися хвилі заввишки 14–15 м, які досягли
майданчика станції за 15 хв. Захист від таких хвиль не пе-
редбачався проектом станції: за розрахункову бралася ви-
сота хвиль 5,7 м.
Тринадцять аварійних дизель-генераторів почали
живлення охолоджувальних та керуючих систем стан-
ції, після чого дизель-генератори та електричні з’єднання
в приміщеннях будівлі реакторів були затоплені цунамі.
Енергопостачання власних потреб та з’єднання з енер-
госистемою Японії енергоблоків №№ 1–3 було втраче-
но. Втратили працездатність й побудовані на узбережжі
охолоджувальні насосні станції. Після втрати резервних
дизельних електростанцій оператор АЕС — компанія
ТЕРСО — заявила уряду Японії про ядерно-небезпечну
ситуацію внаслідок непрацездатності системи аварійного
охолодження активної зони.
Енергоблоки №№ 5 та 6 фактично не постраждали
від цунамі, маючи кращий проектний захист. Був затоп-
лений турбінний зал; три насоси морської води для охо-
лодження стали непрацездатними, але їх легко відновили.
Електрогенератори розташовані в герметичній для води
будівлі реактора.
Внаслідок втрати охолодження температура ядерного
палива в реакторах енергоблоків №№ 1–4 зросла, збіль-
шився тиск в активній зоні. На енергоблоці № 1 тиск досяг
150–210 % номінального. Автоматичний скид тиску унемож-
ливився через непрацездатність обладнання. Зниження
рівня теплоносія в реакторі за умов високої температури
призвело до формування умов з окислення цирконію та
утворення водню, що скопичувався під кришкою реактора.
Пізніше персонал відкрив аварійні клапани для скидання
водню у внутрішню сталеву захисну оболонку та будівлі
реакторного відділення, де його накопичення в значній
концентрації стало причиною вибухів. Це призвело до
УДК 621.039.586
К. Л. Архангельський, С. Р. Михасюк
Державний науково-технічний центр
з ядерної та радіаційної безпеки, м. Київ, Україна
Аналіз недоліків проекту
АЕС «Fukushima Dai-Ichi»
за наслідками важкої аварії
в світлі
подальшого посилення
безпеки АЕС України
Наведено хронологію розвитку аварії, проаналізовано ро-
боту систем безпеки та протиаварійні дії персоналу, виконано
оцінку недоліків проекту, надано рекомендації щодо посилення
безпеки АЕС України.
К л ю ч о в і с л о в а: землетрус, цунамі, знеструмлення,
втрата тепловідведення, системи безпеки, басейн витримки,
пошкодження палива, вибух водню.
К. Л. Архангельский, С. Р. Михасюк
Анализ недостатков проекта АЭС «Fukushima Dai-Ichi» по
последствиям тяжелой аварии в свете обеспечения без-
опасности АЭС Украины
Приведена хронология развития аварии, проанализиро-
вана работа систем безопасности и противоаварийные дейст-
вия персонала, выполнена оценка недостатков проекта, пред-
ставлены рекомендации по повышению безопасности АЭС
Украины.
К л ю ч е в ы е с л о в а: землетрясение, цунами, обесточи-
вание, потеря теплоотвода, системы безопасности, бассейн
выдержки, повреждение топлива, взрыв водорода.
© К. Л. Архангельский, С. Р. Михасюк, 2011
10 Ядерна та радіаційна безпека 3 (51).2011
К. Л. Архангельский, С. Р. Михасюк
руйнування даху та стін будівель енергоблоків №№ 1, 3, 4
та захисної оболонки енергоблока № 2, які були запроек-
товані тільки для захисту внутрішніх приміщень у звичай-
них погодних умовах. Засоби для зпалювання водню, щоб
запобігти утворенню вибухонебезпечних концентрацій,
існували на станції, але відмовили (можливо, внаслідок
відсутності електроживлення).
Непрацездатність насосів охолодження стала причи-
ною зростання температури палива понад 1500 К та його
пошкодження до стадії формування розплаву активної зони
та проплавлення корпусів реакторів енергоблоків №№ 1–3.
Велика кількість води, що подавалася на охолодження ре-
акторів, випарювалася, внаслідок чого радіоактивні про-
дукти розповсюдилися на велику відстань. У басейнах ви-
тримки енергоблоків №№ 1–4 через зниження рівня води
відпрацьоване паливо перегрілося й пошкодилося.
На енергоблоці № 4 на момент аварії проводилася за-
міна захисного кожуху та перевантаження палива, при
цьому всі 548 паливних стрижнів були вивантажені в ба-
сейн витримки у верхній частині будівлі реактора; всього
в басейні утримувалося 1479 паливних стрижнів. За на-
слідками аварії басейн витримки відпрацьованого палива
енергоблока № 4 вважається пошкодженим. На енергобло-
ках №№ 5, 6 було тимчасово втрачене енергопостачання та
знизився рівень води в басейні витримки відпрацьованого
палива енергоблока № 5. Після його відновлення охолод-
ження палива переведено в безпечний штатний режим.
В покрівлях будівель енергоблоків №№ 5,6 персоналом
просвердлені отвори розміром 7 см для запобігання нако-
пиченню водню.
Пізніше (за даними на 25 травня 2011 р.) у зовнішніх
захисних оболонках першого і другого реакторів через на-
грівання і підвищення тиску утворилися отвори діаметром
від 7 до 10 см, через які стався викид радіоактивної пари
й води.
Особливості конфігурації АЕС з реактором BWR.
Аналіз роботи систем безпеки та дій персоналу
Перша черга АЕС «Fukushima Dai-Ichi» складається з шес-
ти енергоблоків з реакторами з киплячою водою (типу BWR),
запроектованими компанією General Electric. Енергоблок
№ 1 потужністю 439 МВт має реактор типу BWR-3, побудо-
ваний в липні 1967 р. та введений в промислову експлуата-
цію 26 березня 1971 р. Енергоблоки №№ 2, 3 з реакторами
типу BWR-4 потужністю 784 МВт почали експлуатуватися
в липні 1974 та березні 1976 рр. відповідно.
Первісна захисна оболонка реакторів першої черги стан-
ції складається з бетонних конструкцій стін, сухої та мокрої
шахт («drywell» та «wetwell» в термінах проекту), що розта-
шовані на нижньому рівні будівель та огортають безпосе-
редньо реактор та басейн відпрацьованого палива (рис. 1).
Енергоблок № 1 потужністю 439 МВт з реактором
типу BWR-3 запроектований на максимальне приско-
рення грунту 0,18g (1,74 м/с2). Блоки №№ 2 та 3 потуж-
ністю 784 МВт з реакторами типу BWR-4 розраховані на
прискорення 0,42–0,46g (4,12–4,52 м/с2). Після землетрусу
«Miyagi» в 1978 р., для якого прискорення грунту складало
0,125g (1,22 м/с2) протягом 30 с, пошкоджень реакторних
установок на всіх енергоблоках виявлено не було.
Після цунамі, що утворилися внаслідок землетрусу,
на АЕС «Fukushima Dai-Ichi» було втрачене електрожив-
лення, якого потребують фактично всі системи безпеки.
Здійснювати тепловідведення від палива до кінцевого по-
глинача стало неможливо. Особливістю конструкції реак-
тора BWR є невеликий об’єм теплоносія в реакторі, через
що після втрати охолодження відразу ж почалося зростан-
ня температури теплоносія.
Безпосередньо після зупину реакторів потужність залиш-
кових тепловиділень становить приблизно 6 % номіналь-
ної потужності. Для забезпечення тепловідведення проек-
том передбачено системи охолоджуючої води для активної
зони та басейну витримки [1]. Як видно зі схеми енерго-
живлення (рис. 2), його втрата призводить до відмови всіх
систем охолодження активної зони, крім системи з тур-
боприводним насосом (HPCI). Ця система призначена для
підтримки рівня теплоносія в реакторі у діапазоні високо-
го тиску в разі аварій. Її насос приводиться в дію турбіною,
яка в свою чергу працює від пари, що утворюється в реак-
торі. Система спрацьовує автоматично, коли рівень в ре-
акторі знижується. Насос подає воду з бака запасу конден-
сату. За конденсатор використовується система зниження
тиску (бак-барботер), ефективність якої знижується у разі
збільшення тиску в баку внаслідок зростання температури
або накопичення газів, що не конденсуються. Недоліком
системи також є залежність від вироблення пари в реак-
торі та необхідність електроживлення для управління ар-
матурою, що стало можливою причиною її відмови.
Для проектних аварій з великими течами першого
контуру призначена система впорскування високого тис-
ку [2]. З урахуванням необхідності замкнення контуру
охолодження для рециркуляції теплоносія через течу пе-
редбачено автоматичне переключення насоса системи від
бака запасу конденсату на бак зниження тиску (барботер).
Тепловідведення від бака здійснюється електропривод-
ними насосами проміжного контуру через теплообмінні
апарати, які в свою чергу охолоджуються електричними
насосами морської води. У разі запроектних аварій внаслі-
док конденсації великої кількості пари в барботері значно
зростають рівень води та температура. Змащувальна олія
насосів охолоджується водою, що перекачується, і ця схема
стає непрацездатною.
Таким чином, конфігурація систем безпеки проекту
BWR не передбачає достатньої кількості та резерву пасив-
них систем безпеки, які дозволили б уникнути суттєвого
пошкодження ядерного палива внаслідок важкої аварії.
Баки запасу охолоджуючої води розташовані нижче актив-
ної зони і вода з них подаватися самопливом не може.
Дії персоналу на майданчику АЕС зосереджувалися на
відновленні живлення систем безпеки, для чого на станцію
були доставлені мобільні силові установки. Роботи з при-
єднання пересувного електрогенеруючого обладнання для
живлення охолоджуючих насосів були ускладнені відсут-
ністю необхідних кабелів, затопленням, пожежами та ви-
бухами. Численні пожежі сталися на енергоблоці № 4.
Для управління реакторами було прийнято рішення
тримати параметри в першому контурі максимальними,
щоб запобігти втраті теплоносія та забезпечити час для від-
новлення електропостачання. Зниження рівня теплоносія
в реакторі за умов високої температури призвело до окис-
нення цирконію та утворення водню, що скопичувався від
кришкою реактора. Після досягнення критичного значен-
ня тиску пари, що утворювалася з теплоносія, її скидали
у внутрішню сталеву захисну оболонку. Витрата пари пере-
вищувала конденсацію у внутрішній захисній оболонці че-
рез її стінки, тому тиск в ній також збільшувався. Коли
тиск удвічі перевищив розрахункове значення, персонал
Ядерна та радіаційна безпека 3 (51).2011 11
Аналіз недоліків проекту АЕС «Fukushima Dai-Ichi» за наслідками важкої аварії в світлі подальшого посилення безпеки АЕС України
прийняв рішення скидати пару в реакторне відділення (за-
лізобетонна споруда). Пара конденсувалася в будівлі, во-
день накопичувався під дахом, що й призвело до утворення
вибухонебезпечної концентрації та вибуху водню.
Подальші дії з ліквідації наслідків аварії здійснювали-
ся за такими напрямами:
заливання морської води для охолодження палива на
енергоблоках №№ 1–4;
періодичне скидання пари з герметичної оболонки;
підтримання в безпечному стані енергоблоків №№ 5, 6;
видалення води із затоплених приміщень турбінних за-
лів в систему конденсату.
Вода в турбінних відділеннях набула радіоактивності,
з чого були зроблені висновки щодо нещільності гер-
мооболонки блоків №№ 1, 2, 3. Радіоактивність води
на енергоблоці № 2 становила до 1000 мЗв/год. Під час
пошуку шляхів потрапляння радіоактивних речовин
в морську воду ліквідаторами було виявлено, що бетон-
ний канал для електрокабелів, розташований на глибині
2 м близько до водозабору морської води для технічних
потреб, також заповнений високоактивною водою. Цей
канал має зв’язок з підвальними приміщеннями енерго-
блока № 2 через систему технологічних тонелей. У стіні
кабельного каналу утворилася тріщина 20 см завширшки.
Велика витрата води через тріщину не дала змоги залити
ділянку бетоном та полімером. В результаті теча була зу-
пинена заливанням 1500 л рідкого скла у два пробурені
отвори біля місця течі.
За результатами моделювання важкої аварії з повним
знеструмленням АЕС «BrownFerry» [3], що має такий
самий тип реактора та захисної оболонки, у разі втрати
енергопостачання власних потреб та відмови всіх аварій-
них дизель-генераторів енергоблок живиться від акуму-
ляторних батарей протягом приблизно 4 год, при цьому
працюють насоси систем впорскування високого тиску та
системи з турбіною на парі з реактора. Після закінчення
заряду батарей системи безпеки не працюють та почи-
нається перегрівання й пошкодження палива.
Протиаварійні інструкції персоналу для АЕС «Brown-
Ferry» підтверджують, що на японській АЕС, виходячи
з аналізу ситуації, персонал діяв правильно в спробі утри-
мання розплаву активної зони в корпусі реактора [3, п. 10.4]:
«На додаток до дій щодо відновлення електропостачан-
ня рекомендується після втрати вприскування води, коли
вода в зоні кипить та пошкодженню палива запобігти не-
можливо, використовувати переносні насоси, в тому числі
від пожежних засобів, для заливу сухої шахти («drywell»)
з метою запобігти проплавленню корпусу реактора. Це
допоможе утримати паливо в корпусі та запобігти від-
мові захисної оболонки та виходу радіоактивних речовин
у довкілля.
Для аварійних послідовностей, в яких припускається
неможливість вприскування води в активну зону з почат-
ку повної втрати енергопостачання, рекомендована витра-
та заливу сухої шахти становить 50 000 галонів на хвилину
(11350 м3/год) для забезпечення покриття верху активної
зони до того моменту, коли корпус реактора буде проплав-
лений».
При цьому протиаварійні дії щодо збереження локалі-
зуючих бар’єрів безпеки, включаючи протидії утворенню
Рис. 1. Споруди головної будівлі
12 Ядерна та радіаційна безпека 3 (51).2011
К. Л. Архангельский, С. Р. Михасюк
вибухонебезпечних концентрацій водню, слід визнати не-
ефективними.
Висновки щодо недотримання критеріїв
безпеки та недоліків проекту BWR
Основними наслідками важкої аварії на першій чер-
зі АЕС «Fukushima Dai-Ichi» стали повне знеструмлення,
втрата охолодження ядерного палива в активній зоні реак-
торів та басейнах витримки, перегрівання та пошкодження
палива, вибух водню в приміщеннях енергоблоків та викид
радіоактивних речовин за межі, встановлені проектом.
Таким чином, в ході аварії були порушені принципи
глибокоешелонованого захисту:
підтримання реактора в підкритичному стані;
аварійне відведення тепла від ядерного палива;
запобігання поширенню або обмеження розповсюджен-
ня радіоактивних речовин, що виділяються під час аварій,
за передбачені проектом межі.
Міжнародне агентство з атомної енергії (МАГАТЕ) під
час зустрічі «великої вісімки» в 2008 р. в Токіо на засіданні
експертної групи з ядерної безпеки заявило, що землетрус
з магнітудою вище 7 балів може завдати серйозних про-
блем японським АЕС. В період з 2005 до 2007 рр. три АЕС
Японії зазнали землетрусів, максимальне грунтове приско-
рення яких суттєво перевищувало закладені в проекті АЕС
значення. Комісії японського уряду в 2006 р. було доручено
переглянути стан захисту АЕС від землетрусу, що останній
раз суттєво переглядався в 2001 р. Результатом роботи ко-
місії стало нове регулююче керівницто «Regulatory Guide for
Reviewing Seismic Design of Nuclear Power Reactor Facilities»,
що вимагає перегляду проектів всіх існуючих АЕС Японії.
За інформацією «The Wall Street Journal» від 23.03.2011,
японський регулюючий орган обговорював питання ви-
користання нових технологій охолодження за наслідками
аварії на АЕС «Fukushima Dai-Ichi», при цьому не розгля-
нувши питання уразливості діючих реакторів.
Виходячи з наслідків аварії на АЕС «Fukushima Dai-
Ichi», основними недоліками проекту станції слід вважати:
Рис. 1. Схема живлення систем охолодження активної зони
Ядерна та радіаційна безпека 3 (51).2011 13
Аналіз недоліків проекту АЕС «Fukushima Dai-Ichi» за наслідками важкої аварії в світлі подальшого посилення безпеки АЕС України
некоректне розміщення на майданчику станції облад-
нання аварійних джерел енергоживлення та відсутність
альтернативних джерел;
фактично повну відсутність пасивних систем безпеки;
недостатню захищеність від зовнішніх впливів, вклю-
чаючи землетрус та затоплення;
малий об’єм теплоносія в корпусі реактора з точки зору
забезпечення тепловідведення від ядерного палива;
неефективність систем видалення водню з приміщень
реакторного відділення та їх залежність від електрожив-
лення;
відсутність резервної системи охолодження басейну ви-
тримки;
необґрунтованість сейсмічної безпеки.
Згідно з рекомендаціями МАГАТЕ, аналіз зовнішніх
впливів АЕС повинен мати більш детерміністичний на-
прямок [4, п. 11.2]:
«События, в результате которых образуются цунами,
и исходные связи этих событий с водой зафиксированы
документально в недостаточной степени и поэтому все
еще необходимо проводить большую научно-исследова-
тельскую работу. Следовательно, необходимо отдавать
предпочтение площадкам, которые в меньшей степени
подвержены воздействию цунами. Тем не менее, если
планируется разместить АЭС в регионе, который может
подвергнуться действию цунами, то следует проводить
консервативный анализ потенциальных последствий воз-
действия цунами, а станция должна быть спроектирована
на максимальное проектное наводнение с учетом макси-
мальной вероятной цунами. Оценка максимальной веро-
ятной цунами должна быть достаточно консервативной по
своему характеру для обеспечения того, что АЭС будет
адекватно защищена от всех потенциальных последствий
цунами».
Необхідність дотримання такого підходу була також за-
значена за результатами обговорення наслідків аварії на
японській АЕС на технічній нараді МАГАТЕ із сумісного
використання детерміністичного та імовірнісного аналізів
безпеки, що проходила 23–27 травня поточного року
в м. Дубровнік (Хорватія) [5]:
«Подія на АЕС “Fukushima” є суттєвим прикладом по-
рушення проектних меж, з якого необхідно зробити такі
висновки:
1. Не враховано частоти зовнішніх подій з низьким
чисельним значенням. Оцінка наслідків зовнішніх подій
є важливою частиною проекту, тому їх слід розглядати
з посиленням детерміністичного підходу. Статистику зов-
нішніх подій слід переглянути за достатній період часу та
використовувати її з урахуванням всіх можливих подій на
майданчику. Крім того, необхідно враховувати сумісний
негативний вплив подій, наприклад високої температу-
ри та диму внаслідок пожежі, вібрації та затоплень через
землетруси.
2. Рівень безпеки був знижений на догоду економічним
міркуванням.
3. За наслідками аварії слід зробити висновки щодо мо-
дернізацій проекту та експлуатаційних процедур.
4. Вимоги до вибору рівня проектних критеріїв слід пе-
реглянути.
5. Для майданчиків з кількома енергоблоками слід вра-
ховувати вплив енергоблоків один на одного та одночасні
події на кількох енергоблоках.
6. Оцінка «Cliff-edge» ефектів має проводитися з точки
зору внесення необхідних змін в проект.
7. У діяльності з оцінки проекту слід враховувати такі
аспекти:
використання коректних історичних даних в достат-
ньому просторовому та часовому інтервалах;
визначення адекватного порогового значення частоти
з урахуванням додаткових факторів, таких, як вартісні ви-
трати, модернізації, соціальні умови тощо;
якщо результати аналізу продемонстрували перевищен-
ня проектних меж, мають бути заплановані та впроваджені
додаткові заходи з покращення глибокоешелонованого за-
хисту».
Рекомендації щодо посилення
безпеки АЕС України
Аналіз необхідності перегляду норм та правил з ядерної
та радіаційної безпеки. За наслідками аварії на АЕС
«Fukushima» слід приділити всеохоплюючу увагу перегля-
ду й розробці нових норм та правил з ядерної та радіацій-
ної безпеки, які б враховували, зокрема, детальний аналіз
сумісного впливу можливих зовнішніх подій з оцінкою на-
слідків та впровадженням протиаварійних рекомендацій,
а також посиленню критеріїв безпеки в детерміністично-
му напрямку згідно з рекомендаціями МАГАТЕ (див., на-
приклад, [4, п. 11.2] щодо зовнішніх затоплень внаслідок
цунамі).
Приблизний перелік чинних норм та правил з ядерної та
радіаційної безпеки для перегляду:
Правила безопасности при хранении и транспорти-
ровке ядерного топлива на объектах атомной энергетики
(ПНАЭ Г-14–029–91);
Нормы проектирования сейсмостойких атомных стан-
ций (ПНАЭ Г-5–006–87);
Правила устройства и эксплуатации систем аварийного
отвода тепла от ядерных реакторов к конечному поглоти-
телю (ПНАЭ Г-5–020–90);
Общие положения по устройству и эксплуатации си-
стем аварийного электроснабжения атомных станций
(ПНАЭ Г-9–026–90);
Правила проектирования систем аварийного электро-
снабжения атомных станций (ПНАЭ Г-9–027–91);
Вимоги з безпеки до вибору майданчика для розміщен-
ня атомної станції» (НП 306.2.144–2008);
Основні технічні вимоги до нових енергоблоків АЕС.
Приблизний перелік для розробки нових норм та правил
з ядерної та радіаційної безпеки:
Вимоги до проектування та використання пасивних си-
стем безпеки;
Вимоги до запобігання утворенню вибухонебезпечних
концентрацій газів у приміщеннях;
Вимоги до аналізу зовнішніх впливів, зокрема зем-
летрусів та затоплень.
Виконання аналізу важких аварій для АЕС України.
З урахуванням подій на АЕС «Fukushima Dai-Ichi» для
вдосконалення робіт з аналізу важких аварій енергоблоків
АЕС України слід приділити увагу таким аспектам:
аналізу та, в разі потреби, доповненню переліку важких
аварій подіями, що спричинені сумісною дією зовнішніх
впливів;
аналізу роботи систем видалення водню та вентиляції;
аналізу достатності та ефективності систем аварійного
тепловідведення, енергопостачання, підтримки ядерного
14 Ядерна та радіаційна безпека 3 (51).2011
К. Л. Архангельский, С. Р. Михасюк
палива в активній зоні та басейні витримки в підкритич-
ному стані;
аналізу надійності бар’єрів утримання радіоактивних
речовин в межах, встановлених проектом;
розробці заходів з управління важкими аваріями та на-
вчанню персоналу з урахуванням забезпечення необхідними
технічними засобами, резервним обладнанням та процеду-
рами підтримання та відновлення функцій безпеки.
Перегляд аналізів безпеки АЕС в напрямку посилен-
ня аналізу дотримання детерміністичних критеріїв безпеки.
Згідно з рекомендаціями МАГАТЕ, як зазначено вище,
особливу увагу в процесі виконання аналізів безпеки зов-
нішніх подій слід приділяти детерміністичному підходу [4,
п. 11.2]. У цьому сенсі слід звернути увагу на такі аспекти:
1. Перегляд аналізу запроектних аварій, в тому числі
з втратою енергопостачання та охолодження басейну ви-
тримки. Аналіз наявності та ефективності використання
додаткових джерел охолоджуючої води та енергопостачан-
ня (наприклад, система пожежогасіння, наявність зовніш-
ніх силових установок).
2. Перегляд детерміністичного (в рамках додаткових
матеріалів з аналізу безпеки) та імовірнісного аналізу
зовнішніх та внутрішніх впливів, включаючи землетрус,
затоплення, інші події природного та техногенного по-
ходження. При цьому слід переглянути коректність вста-
новлених критеріїв безпеки та врахувати:
уразливість приміщень блочного та резервного щитів
управління (БЩУ та РЩУ);
розрив трубопроводів великого діаметра (зокрема, на-
пірні та зливні трубопроводи технічної води важливих
споживачів на ніжній відмітці реакторного відділення) із
затопленням обладнання, важливого для безпеки, вклю-
чаючи РЩУ;
відмову важливого для безпеки обладнання внаслідок
затоплення турбінного відділення;
пошкодження та розрив внаслідок землетрусу, зміщен-
ня та пом’якшення грунтів трубопроводів технічної води
важливих споживачів, циркуляційної води, технічної води
блочної та загальної резервних дизельних електростанцій
(РДЕС та ОРДЕС) та інших систем, що призначені для
подання охолоджуючої води в турбінне та реакторне від-
ділення, розташовані під землею, в приміщеннях РДЕС,
ОРДЕС та блочної насосної станції (БНС) та на світловому
дворі майданчиків;
руйнування будівельних конструкцій РДЕС, ОРДЕС
та БНС внаслідок землетрусу, зміщення та пом’якшення
грунтів, зростання рівня грунтових вод;
втрату електропостачання власних потреб внаслідок
короткого замикання з приводу розриву водопроводів по-
бутової води в приміщеннях етажерки електротехнічних
пристроїв (ЕЕТП) енергоблоків з реакторною установкою
В-320;
аналіз внутрішніх пожеж;
аналіз предметів, що летять.
3. Урахування в складі перегляду аналізу поводження зі
свіжим та відпрацьованим паливом:
втрати цілісності облицювання басейну витримки, на-
слідком якої є втрата води в БВ;
втрати підживлення басейну через відмову спринклер-
ної системи;
розриву трубопроводів системи охолодження, дрену-
вання та контролю течі басейнів витримки відпрацьова-
ного палива із втратою води в БВ;
аналізу можливості ремонту басейнів витримки з ура-
хуванням вимог щодо вивантаження активної зони у разі
аварії (зокрема, для енергоблоків з реакторною установ-
кою В-213).
Впровадження модернізації та оцінка перспективних
проектів для спорудження нових енергоблоків. На підставі
наявних аналізів безпеки діючих АЕС України та оцінки
світового досвіду розвитку нових ядерних установок для
виконання комплексної програми підвищення безпеки
АЕС України та планування діяльності з вибору типу но-
вих енергоблоків пропонується:
встановлення герметичних дверей в приміщеннях
з уразливим до зовнішніх факторів обладнанням систем,
важливих для безпеки, зокрема АЕ052 (приміщення РЩУ
на АЕС з реактором ВВЕР-1000).
встановлення пасивних систем видалення водню для
проектних та запроектних аварій;
встановлення додаткових систем запасу води для охо-
лодження палива в реакторі та басейні витримки та точок
підключення мобільних установок;
використання додаткових пасивних систем охолоджен-
ня активної зони та басейну витримки;
встановлення точок підключення зовнішніх джерел
енергопостачання та прокладання додаткових ліній енер-
гопостачання від незалежних джерел, стійких до зовніш-
ніх впливів;
посилення ефективності систем пожежогасіння;
встановлення герметичних насосів для видалення води
у разі затоплення приміщень реакторного та турбінного
відділень;
встановлення ємностей для видалення та зберігання
радіоактивної води.
Держатомрегулюванням України у співпраці з Держтех-
ногенбезпеки та ДП НАЕК «Енергоатом» розроблено План
дій щодо виконання цільової позачергової оцінки стану
безпеки та подальшого підвищення безпеки енергоблоків
АЕС України з урахуванням подій на АЕС «Fukushima», що
складається з реалізації короткострокових та довгостроко-
вих заходів, які викладено в Постанові колегії ДІЯРУ [6].
Список літератури
1. Long-term Training Course on Safety Regulation and Safety
Analysis / Inspection 2005 Outline of safety design (case of BWR)
7 September — 11 November 2005 Tokyo, Japan, Nuclear Energy
Safety Organization (JNES).
2. USNRC Technical Training Center. Reactor Concepts Manual/
Boiling Water Reactor Systems.
3. NUREG/CR-2182. Station Blackout at Browns Ferry Unit
One—Accident Sequence Analysis.
4. NS-G-3.5. Оценка риска наводнения на прибрежных пло-
щадках АЭС. — Вена; МАГАТЭ, 2008.
5. RER9095/9027/01. Regional Technical Meeting on Combining
Insights from Probabilistic and Deterministic Safety Analyses. Croatia,
Dubrovnik. 2011–05–23 — 2011–05–27. Звіт робочої групи 2 з за-
стосування детерміністичного підходу до аналізу зовнішніх
подій.
6. Постанова колегії Державної інспекції ядерного регулю-
вання України від 19 травня 2011 р. «Щодо Плану дій з виконан-
ня цільової позачергової перевірки та подальшого підвищення
безпеки АЕС України з урахуванням подій на Фукусіма-1 («stress-
test»)».
Надійшла до редакції 09.06.2011.
|
| id | nasplib_isofts_kiev_ua-123456789-97430 |
| institution | Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| issn | 2073-6231 |
| language | Ukrainian |
| last_indexed | 2025-11-28T10:42:45Z |
| publishDate | 2011 |
| publisher | Державне підприємство "Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки" Держатомрегулювання України та НАН України |
| record_format | dspace |
| spelling | Архангельський, К.Л. Михасюк, С.Р. 2016-03-28T10:59:11Z 2016-03-28T10:59:11Z 2011 Аналіз недоліків проекту АЕС «Fukushima Dai-Ichi» за наслідками важкої аварії в світлі подальшого посилення безпеки АЕС України / К.Л. Архангельський, С.Р.Михасюк // Ядерна та радіаційна безпека. — 2011. — № 3. — С. 9-14. — Бібліогр.: 6 назв. — укр. 2073-6231 https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/97430 621.039.586 Наведено хронологію розвитку аварії, проаналізовано роботу систем безпеки та протиаварійні дії персоналу, виконано оцінку недоліків проекту, надано рекомендації щодо посилення безпеки АЕС України. Приведена хронология развития аварии, проанализирована работа систем безопасности и противоаварийные действия персонала, выполнена оценка недостатков проекта, представлены рекомендации по повышению безопасности АЭС Украины. The papers presents the chronology of the Fukushima-1 accident sequence, describes the response of safety systems and personnel actions, assesses BWR design deficiencies, and provides recommendations to enhance the safety of Ukrainian nuclear power plants. uk Державне підприємство "Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки" Держатомрегулювання України та НАН України Ядерна та радіаційна безпека Аналіз недоліків проекту АЕС «Fukushima Dai-Ichi» за наслідками важкої аварії в світлі подальшого посилення безпеки АЕС України Анализ недостатков проекта АЭС «Fukushima Dai-Ichi» по последствиям тяжелой аварии в свете обеспечения безопасности АЭС Украины Assessment of Fukushima-1 Design Deficiencies Based on Severe Accident Consequences with Recommendations to Improve Safety of Ukrainian Nuclear Power Plants Article published earlier |
| spellingShingle | Аналіз недоліків проекту АЕС «Fukushima Dai-Ichi» за наслідками важкої аварії в світлі подальшого посилення безпеки АЕС України Архангельський, К.Л. Михасюк, С.Р. |
| title | Аналіз недоліків проекту АЕС «Fukushima Dai-Ichi» за наслідками важкої аварії в світлі подальшого посилення безпеки АЕС України |
| title_alt | Анализ недостатков проекта АЭС «Fukushima Dai-Ichi» по последствиям тяжелой аварии в свете обеспечения безопасности АЭС Украины Assessment of Fukushima-1 Design Deficiencies Based on Severe Accident Consequences with Recommendations to Improve Safety of Ukrainian Nuclear Power Plants |
| title_full | Аналіз недоліків проекту АЕС «Fukushima Dai-Ichi» за наслідками важкої аварії в світлі подальшого посилення безпеки АЕС України |
| title_fullStr | Аналіз недоліків проекту АЕС «Fukushima Dai-Ichi» за наслідками важкої аварії в світлі подальшого посилення безпеки АЕС України |
| title_full_unstemmed | Аналіз недоліків проекту АЕС «Fukushima Dai-Ichi» за наслідками важкої аварії в світлі подальшого посилення безпеки АЕС України |
| title_short | Аналіз недоліків проекту АЕС «Fukushima Dai-Ichi» за наслідками важкої аварії в світлі подальшого посилення безпеки АЕС України |
| title_sort | аналіз недоліків проекту аес «fukushima dai-ichi» за наслідками важкої аварії в світлі подальшого посилення безпеки аес україни |
| url | https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/97430 |
| work_keys_str_mv | AT arhangelʹsʹkiikl analíznedolíkívproektuaesfukushimadaiichizanaslídkamivažkoíavaríívsvítlípodalʹšogoposilennâbezpekiaesukraíni AT mihasûksr analíznedolíkívproektuaesfukushimadaiichizanaslídkamivažkoíavaríívsvítlípodalʹšogoposilennâbezpekiaesukraíni AT arhangelʹsʹkiikl analiznedostatkovproektaaésfukushimadaiichipoposledstviâmtâželoiavariivsveteobespečeniâbezopasnostiaésukrainy AT mihasûksr analiznedostatkovproektaaésfukushimadaiichipoposledstviâmtâželoiavariivsveteobespečeniâbezopasnostiaésukrainy AT arhangelʹsʹkiikl assessmentoffukushima1designdeficienciesbasedonsevereaccidentconsequenceswithrecommendationstoimprovesafetyofukrainiannuclearpowerplants AT mihasûksr assessmentoffukushima1designdeficienciesbasedonsevereaccidentconsequenceswithrecommendationstoimprovesafetyofukrainiannuclearpowerplants |