СОВЕРШЕНСТВОВАНИЕ МЕТОДОВ ЭКОНОМИЧЕСКОЙ КИБЕРНЕТИКИ В УПРАВЛЕНИИ АЭС

На украинских станциях работают реакторы, разработанные еще в Советском Союзе. Их три типа: ВВЭР-440, ВВЭР-1000, РБМК-.1000.

ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 - представители двух поколений вода-водяных реакторов с водой под давлением, корпусного типа, разной мощности.

РБМК-1000 - реактор большой мощности канaльный – вода-графитовый реактор канального типа электрической мощностью 1 000 МВТ. На Запорожской АЭС стоит реактор ВВЭР-1000.

В основу создания реакторов нового типа была положена идея реактора с "естественной" безопасностью, в котором физические свойства реактора и законы природы препятствуют зарождению и развитию аварийных процессов. Обладая стойким внутренним "иммунитетом" против опасных нарушений в работе, такой реактор смог бы сам надежно защитить себя и от ошибок персонала и от поломок оборудования.

Удачной в этом плане разработкой является реактор АСТ (атомная станция теплоснабжения). Такие станции необходимы для обеспечения теплом городов. Создатели реактора АСТ исходили из того, что любая техническая идея или конструкция, в принципе, может отказать, либо оказаться неработоспособной в результате ошибочных действий человека, что как раз и приводило к наиболее тяжелым авариям. Поэтому решено было в максимальной степени использовать для выполнения основных функций безопасности естественные процессы, которые управляются не человеком, а законами самой природы. Например, всем известна самоциркуляция нагреваемой жидкости, которая возникает при наличии в объеме жидкости источника тепла. Нагретая жидкость, как более легкая, стремится подняться вверх, а более холодная - опуститься вниз. В результате возникает так называемая естественная конвекция жидкости. Движущей силой такого процесса является один из фундаментальных законов природы - закон всемирного тяготения. Понятно, что действие этого закона не зависит от воли человека и, в принципе, не может быть кем-либо отключено. Поэтому использование в реакторе АСТ естественной конвекции водяного теплоносителя, вместо традиционной принудительной циркуляции с помощью электронасосов, позволяет многократно повысить надежность охлаждения ядерного топлива.

Реактор обретает способность самоохлаждаться в любых условиях, независимо от работы какого-либо оборудования и от подачи энергии извне. Для надежного выполнения другой важной функции безопасности - прекращения цепной реакции деления урана - были использованы разнообразные по принципу действия устройства, которые не могут быть выведены из строя по какой-то одной причине (потеря электропитания, пожар, ошибки оператора и т.д.). Во-первых, это специальные регулирующие стержни с поглотителем нейтронов, которые при нарушениях в работе реактора автоматически вводятся в активную зону реактора под собственным весом. Любой отказ в системе управления этими стержнями также вызывает их срабаты вание и глушение ядерной реакции.

Во-вторых, это баки с раствором поглотителя нейтронов, из которых раствор может поступать в реактор самотеком, - для этого они подняты выше реактора.

Кроме того, в АСТ удалось значительно усилить свойства саморегулирования, присущие процессу деления урана в реакторе с водяным замедлителем нейтронов. Эти свойства проявляются таким образом, что "тормозят" любые отклонения от заданного режима работы реактора. Скажем, при непредвиденном повышении температуры в реакторе физические свойства материалов активной зоны изменяются так, что условия "горения" ядерного топлива ухудшаются. В результате тепловая мощность реактора уменьшается, рост температуры в реакторе прекращается, не достигнув опасного уровня. При серьезных отклонениях параметров эти физические свойства вызывают самогашение ядерной реакции. Реактор глушится и постепенно охлаждается за счет естественной конвекции теплоносителя. Внутренне присущая такому реактору способность поддерживать свое безопасное состояние - то, что специалисты называют "самозащищенностью -это и есть самая надежная гарантия против серьезных аварий. Благодаря этому полностью исключается возможность "разгона" реактора.( так называется быстрый неуправляемый рост тепловой мощности ) и аварий с разрушением активной зоны, наподобие той,

которая произошла в Чернобыле.

Другая задача: как исключить существующую во всех реакторах с водой под давлением опасность течи теплоносителя? Такая авария может привести к перегреву и повреждению ядерного топлива. Чтобы решить ее, все оборудование с радиоактивным теплоносителем разместили внутри реактора, а реактор, в свою очередь, заключили в прочную герметичную стальную капсулу "страховочный"корпус. В таком интегральном реакторе нет протяженных трубопроводов с радиоактивным теплоносителем. характерным для современных АЭС. Теплоноситель циркулирует только внутри реактора между его активной зоной и теплообменниками, размещенными над ней. Поэтому исключается возможность самых неприятных нарушений с течами воды из реактора по причине внезапного разрушения одного из трубопроводов. Но даже если небольшая течь из реактора все-таки возникнет, охлаждение ядерного топлива не нарушится. Страховочный корпус будет задерживать воду, которая вытекла из реактора, так что уровень теплоносителя в нем никогда не опустится настолько, чтобы осушилась активная зона. Возникшая течь сама прекратится после выравнивания давления в реакторе и страховочном корпусе.

Эта внешняя стальная капсула вокруг реактора позволила решить одновременно и другую задачу обеспечения безопасности. Она полностью задержит радиоактивные вещества в случае их выхода из реактора. К тому же реактор размещен внутри толстостенной железобетонной оболочки с герметичной стальной облицовкой. Эта оболочка - дополнительная защита от выхода радиоактивности наружу при аварии. Одновременно ока предохраняет реактор от неблагоприятных воздействий. Увеличенное количество защитных барьеров на пути распространения радиоактивных веществ, повышенная герметичность и надежность этих барьеров гарантирует минимальное радиационное воздействие станции на население и окружающую среду. Проведенный анализ поведения реактора АСТ при самых различных технических неполадках и ошибках персонала показал, что свойства самозащищенности, присущие этому реактору, надежно исключают аварии с опасными для населения радиационными последствиями.

Наиболее полным техническим воплощением идеи "естественной" безопасности применительно к энергетическому реактору с высокими рабочими параметрами является реактор ВПБЭР-600. По конструкции это "интегральный" реактор, в котором все основное оборудование - активная зона с ядерным топливом и средствами регулирования, парогенераторы, теплообменник аварийного расхолаживания, компенсатор изменения объема теплоносителя - заключено в один прочный стальной корпус. Водяной теплоноситель циркулирует внутри реактора с помощью электронасосов, которые также встроены в реактор. Вода охлаждает урановые стержни, затем передает теплоту в апрогенераторах нерадиоактивной воде внешнего контура. Здесь образуется пар, который выводится из реактора и направляется на турбогенератор. Реактор заключен в стальной "страховочный корпус" и размещен внутри защитной оболочки в виде прочного сооружения из железобетона с герметичной облицовкой. Тем самым создается надежная система защитных барьеров, предотвращающих выход радиоактивных веществ наружу. Все оборудование выполнено герметичным, что исключает даже малые

протечки радиоактивных сред при работе реактора. Тепловая мощность реактора и энергонапряженность его активной зоны понижены по сравнению с действующими реакторами ради повышения надежности и безопасности работы. Благодаря свойствам саморегулирования реактор способен самостоятельно справляться с неожиданными нарушениями режима работы, даже при отказе автоматики и бездействии оператора. Физические свойства реактора препятствуют неуправляемому росту его мощности, ограничивают перегрев ядерного топлива. В случае серьезных нарушений в работе реактор сам глушится и начинает расхолаживаться. При этом "работают" только законы природы. Глушение реактора происходит в результате самогашения цепной реакции либо введения в активную зону регулирующих стержней под действием собственного веса. Отвод теплоты от остывающего ядерного топлива происходит за счет самоциркуляции водяного теплоносителя внутри реактора и во внешних петлях. Через них тепло передается в баки с холодной водой или в атмосферу. Эти процессы развиваются независимо от воли или желания оператора. Тем самым надежно преотвращается возможность повреждения ядерного топлива и нарушения защитных барьеров.

Благодаря интегральной конструкции реактора и применению дополнительного "страковочного" корпуса здесь полностью исключаются большие течи теплоносителя. Невозможно осушение активной зоны и перегрев ядерного топлива. Благодаря тому, что реактор герметичен при работе, радиоактивность его воздушных выбросов исчезающе мала - она примерно в тысячу раз меньше, чем выброс радиоактивных веществ угольной ТЭС той же мощности. Значительно - примерно в 10 раз - сокращен по сравнению с действующими АЭС и объем радиоактивных отходов - до 50 куб. метров в год. Таким образом, данный реактор представляет собой экологически чистый и безопасный источник энергии. По степени технической готовности первый такой реактор может быть создан прмышленностью к 2000 году.

1.3 Принципы построения систем безопасности

Мировой опыт эксплуатации ядерных энергетических установок показывает, что проблема безопасности - это, проблема потенциально возможных маловероятных аварий по причине отказа технических систем, ошибок персонала и внешних воздействий. Аварии на атомных электростанциях отличаются от аварий на обычных электростанциях тем, что они могут привести к выбросу в окружающее пространство значительного количества радиоактивных веществ.

Обеспечение безопасности при возникновении аварийных режимов (аварий) осуществляется введенными в состав атомных станций специальными системами, предназначенными для препреждения аварий и ограничения их последствий. Системы безопасности "контролируют" аварию, выполняя следующие основные функции: остановку реактора, отвод остаточных тепловыделений, ограничение распространения радиоактивных продуктов. Системы безопасности подразделяются на защитные, локализующие, управляющие и обеспечивающие.

Нормальное состояние систем безопасности - это режим ожидания аварии, а основное требование к ним - гарантированное срабатывание и обеспечение при работе проектных характеристик.

Различают активный и пассивный принципы действия систем безопасности.

Активный принцип действия системы или устройства - такой, при котором для выполнения заданной функции необходимо обеспечить некоторые условия (например, подать команду на включение, обеспечить снабжение энергией, средой и т. д.) Системы и устройства, для которых характерен активный принцип действия, называют активными. Как правило, они сложны по конструкции и имеют многочисленные связи с другими устройствами, от которых зависит их работоспособность.

Пассивный принцип действия системы и устройства -это такой, при котором для выполнения заданной функции не требуется работа других систем и устройств. Пассивные системы функционируют под влиянием воздействий, непосредственно возникающих вследствие исходного события. Как правило такие системы характеризуются более высокой надежностью по сравнению с активными.

Для уменьшения вероятности выхода из строя важных для безопасности систем следует использовать четыре принципа:

1)               резервирование - применение избыточного количества систем и компонентов для избыточной способности выполнения ответственной функции;

2)       независимость - функционирование одной системы не должно зависеть от работы другой; З) разделение - физическое отделение систем, выполняющих одну и ту же функцию, барьером или разнесение их на определенное расстояние для уменьшения вероятности одновременного отказа их по общей причине;

4) различие (разнообразие, разнотипность) - защита систем и компонентов, выполняющих одну задачу, от однотипного отказа путем выполнения их различными по конструкции, принципу работы и т. дь Известно, что разнообразие всегда было защитой жизни от различных ее превратностей.

Необходимость защиты от отказов с общей причиной привела к построению систем безопасности по канальной структуре. При такой структуре в одном канале безопасности сосредоточивается выполнение в полном объеме всех функций безопасности. В проекте АЭС принята структура трех полностью независимых каналов систем безопасности , каждый из которых по своим характеристикам  и набору оборудования достаточен для обеспечения безопасности АЭС в любом из аварийных режимов. Каждый из каналов снабжен индивидуальными технологическими механизмами и оборудованием, индивидуальными источниками энерго- и водоснабжения, средствами контроля, сигнализации и управления.

Для поддержания безопасной работы АЭС с ВВЭР-1000 имеются специальные устройства, основными из которых являются системы регулирования цепной реакции и охлаждения активной зоны. Все основные системы реактора продублированы , т.е. созданы параллельные системы с таким расчетом, что если одна система откажет, вторая возьмет на себя ее функции.

Регулирование цепной реакции осуществляется путем погружения в активную зону стержней из бора и кадмия, которые поглощают нейтроны. Опуская и поднимая стержни, можно поддерживать реактор на необходимой мощности. Для быстрой аварийной остановки реакторов простейшего типа, на которых проводились исследования в 40-е годы в США, над урановыми стержнями на толстом канате подвешивалась бутыль с раствором борной кислоты. В случае необходимости быстрой остановки реактора, топором перерубали канат, бутыль падала, разбивалась и борная кислота заливала каналы в реакторе. Реактор останавливался. С тех пор конструкция и размеры реактора существенно изменились, однако бор также используется для остановки реактора. Специальный стержень аварийной защиты реактора позволяет быстро остановить реактор в экстренных случаях.

Охлаждение реактора. В ядерном реакторе огромное количество производимого тепла должно постоянно отводится теплоносителем. Причем активная зона реактора должна охлаждаться и при остановке реактора, так как топливо продолжает выделять тепло в результате радиоактивного распада накопившихся там продуктов деления. Правда, количество остаточного тепла существенно меньше ( не более 5% ), чем при реакции деления.

В качестве теплоносителя для охлаждения активной зоны используют жидкости (вода). Прекращение подачи теплоносителя в активную зону может привести к значительному повышению температуры и расплавлению топлива.