2.1. Потенциальные аварийные ситуации на аэс.

У некоторых людей бытует мнение, что наихудшая авария АЭС подобна атомному. Поэтому следует четко представлять, что необходимая для взрыва критическая масса при любой аварии ядерного реактора не может быть создана. Потенциальная опасность АЭС в случае аварии характеризуется выбросами в окружающею среду радионуклидов, накопленных в реакторе и первом контуре за время работы энергоблока.

При работе реактора температура внутри твэла составляет 2000⁰С, а на поверхности - 350-500. Попадание радионуклидов за приделы оболочки твэла (первого защитного барьера) может произойти, если ядерное топливо сильно перегрето и частично оплавлено.

Для АЭС с реакторами типа ВВЭР максимально возможная авария представляется следующей: разрывается паропровод второго контура, исчезает вся вода, т.е. полностью прекращается отвод теплоты в реакторе. В этом случае быстро повыситься температура в активной зоне твэлы расплавятся и продукты деления поступят в теплоноситель первого контура. Повышение температуры в активной зоне приведёт к росту давления в реакторе. Корпус реактора может разгерметизироваться (второй барьер защиты) и значительное количество радиоактивных веществ будет выброшено в реакторное помещение. Такая авария называется тепловым взрывом реактора. Оценка вероятности теплового взрыва на АЭС, базирующаяся на теории надёжности показывает что она сравнима с вероятностью падения крупного метеорита на Землю и составляет около 10^-7. К настоящему времени в мире наработано свыше 3000 реакторо-лет. Пока не произошло не одного теплового взрыва на АЭС с реакторами типа ВВЭР. Для обеспечения безопасности, исключающей выброс радиоактивных веществ в окружающею среду всё оборудование первого контура, включая ректор, заключено в прочный стальной корпус. Этот корпус выдерживает избыточное давление при тепловом взрыве реактора.

Пример: Наиболее крупной аварией на АЭС с реакторами типа ВВЭР является авария на АЭС Три-Майл-Айленд (США) в 1979 г. В результате неправильного действия персонала при аварийном расхолаживании реактора произошло расплавление оболочек почти у половины твэлов. При этом до 70 % продуктов деления реактора перешло в теплоноситель первого контура. В этой ситуации системы герметизации и очистки послужили барьером, который воспрепятствовал выносу в окружающую среду большого количества радионуклидов. Произошло два выброса в атмосферу и сброс около 185 м³ слабо активных вод в реку. В итоге суммарная индивидуальная доза полученная населением проживающем на расстоянии 7-13 и 80 км, составила 0,84-0,71 и 0,01 мЗв соответственно. Отсюда видно что даже вблизи АЭС доза облучения находилась на уровне естественного радиационного фона.

На АЭС с реакторами РБМК-1000 отсутствует прочный корпус способный выдержать значительное избыточное давление. Н а таких АЭС система локализации и предотвращения выброса радиоактивных веществ базируется на высоконадёжной системе управления и защиты (СУЗ), включающей 211 независимых стержней поглотителей, аварийного теплоотвода технологических каналов (ТК) и аварийного охлаждения кладки при обесточивании реактора и разрыве трубопроводов.

Следует иметь в виду. что давление в контуре первичного теплоносителя РБМК ниже чем ВВЭР (6,5 вместо 16 МПа). Следовательно вероятность разрыва трубопровода существенно ниже.

Максимально возможной проектной аварии АЭС с реакторами РБМК представляется авария при полном обесточивании всех систем управления и контроля. При этом скорость падения воды через ТК выше скорости снижения тепловой мощности реактора, что приводит к росту паросодержания и уменьшению теплосъема. В этой ситуации предусмотрен немедленный останов реактора с помощью системы аварийной защиты. На Курской АЭС в 1980 году произошло полное обесточивание реактора, при этом произошла автоматическая остановка реактора без отклонений по температуре твэлов и активности теплоносителя.

То, что произошло на Чернобыльской АЭС 26 апреля 1986 г., представлялось ранее практически нереальным явлением. Перед остановкой 4 энергоблока с реакторов РБМК-1000 на плановый ремонт после 2-х лет работы было намечено провести испытание системы обеспечения собственных нужд реактора за счёт выбега турбогенератора. 25 апреля 1986 г. в 14 часов в соответствии с программой была отключена система аварийного охлаждения реактора (СОАР) и начато снижение его мощности. По указанию диспетчера останов блока был задержан до 23 часов, и он работал с отключённой СОАР, что является грубым нарушением правил эксплуатации. При дальнейшем снижении мощности реактора персоналу не удавалось удерживать параметры реактора в допустимых приделах. Чтобы избежать останова реактора вследствие срабатывания аварийной защиты, она была заблокирована. В конечном итоге действия персонала привели к росту мощности реактора, который оказалось уже невозможно остановить ввиду отсутствия запаса реактивности, т.е. произошло дополнительное увеличение тепловыделения при появлении пара в активной зоне реактора.

Неконтролируемый рост мощности привёл к интенсивному парообразованию, резкому снижению теплосъема и как следствие к перегреву ядерного топлива, разрушению ТК и тепловому взрыву. Был разрешен реактор, часть здания и произошёл выброс радиоактивных веществ. Над энергоблоком взлетели горящие обломки, часть которых упала на крышу машзала и вызвала пожар.

Авария на Чернобыльской АЭС показала, что при использовании атомной энергии необходимо предусматривать возникновение самых невероятных ситуаций. Поэтому в настоящее время, кроме работ по повышению надёжности действующих АЭС ведётся разработка нового поколения реакторов, обладающих высокой безопасностью.