SAFETY JUSTIFICATION OF FLOATING NUCLEAR POWER PLANTS (FNPP)

Одним из перспективных российских проектов в области энергетики является разработка и создание плавучих атомных электростанций (ПАЭС) и АЭС малой мощности (АСММ), которые уже в обозримом будущем способны обеспечить потребности в тепле и электроэнергии в отдаленных районах Севера и Дальнего Востока.

ИБРАЭ РАН проведена разработка технико-экономических и экологических предложений (с учетом штатных и аварийных режимов) по созданию ПАЭС и АСММ для отдельных энергопотребителей и изолированных энергосистем в ряде районов Арктического и Дальневосточного регионов России. Выполнены обоснования исходных данных по проектным и запроектным авариям ядерных энергетических установок, проведены типовые процедуры ОВОС (оценки воздействия на окружающую среду) и ТОБ (технического обоснования безопасности) применительно к районам возможного размещения ПАЭС и АСММ.  

Специфика обеспечения безопасности ПАЭС в сравнении со стационарными АЭС состоит в необходимости моделировать воздействие морской среды на плавучий объект, а также учитывать процессы распространения и накопления радионуклидов в морской среде, как при нормальной эксплуатации, так и в случае аварии. Особые требования предъявляются и к буксировке ПАЭС на дальние расстояния в условиях Крайнего Севера или Тихого океана, и к условиям стоянки и эксплуатации. Необходимо также учитывать воздействие приливов и отливов на работу систем охлаждения и линий передачи на берег электрической и тепловой энергии, влияние возможного крена и дифферента и т.д.

В 2011—2012 гг. совместно с ОАО «ОКБМ Африкантов» проведен анализ безопасности  реакторной установки повышенной надежности КЛТ-40С, на основе которой строится первая российская атомная теплоэлектростанция малой мощности (ПАТЭС) «Академик Ломоносов».

Строительство ПАТЭС «Академик Ломоносов» на Балтийском заводе в Санкт-Петербурге.

В расчетах различных сценариев протекания гипотетической тяжелой аварии с повреждением активной зоны реактора использовался РК СОКРАТ с адаптированными к решению данной задачи программными модулями. Было показано, что:

• резерв времени до начала плавления активной зоны реактора достаточен для проведения оператором корректирующих действий;
• подача воды в реактор на различных стадиях аварии не приводит к увеличению выхода водорода и позволяет предотвратить полное разрушение активной зоны;
• при работе системы залива шахты реактора надёжно обеспечивается удержание расплава активной зоны в корпусе.

Результаты моделирования позволили определить оптимальные меры по локализации последствий аварии и были использованы при расчете параметров защитной оболочки и обосновании водородной безопасности ПАТЭС.

Общий вид и нодализационная схема реакторной установки КЛТ-40С.