Русский / English 
?php echo $word_institute;?>
INSTITUTERESEARCHPROJECTSSCIENCE AND EDUCATIONNEWSCONTACTS
 
News » Institute News

INSTITUTE NEWS

27.02.2015

Научное сообщение «Проблемы безопасности атомной энергетики» члена-корреспондента Леонида Александровича Большова

27.02.2015

Члены Президиума заслушали научное сообщение «Проблемы безопасности атомной энергетики»

Докладчик — член-корреспондент РАН Леонид Александрович Большов  

Институт проблем безопасного развития атомной энергетики (ИБРАЭ) РАН создан после аварии на ЧАЭС для фундаментальных исследований и независимого анализа ядерной и радиационной безопасности распоряжением СМ СССР № 2198р от 3 ноября 1988 г. Развитие требований к безопасности. Усиление требования независимости различных уровней защиты, минимизация возможности развития аварии на следующих уровнях. Радиационный риск во всех состояниях и режимах должен быть сопоставим с риском от других промышленных установок, используемых для аналогичных целей. Не должно возникать необходимости эвакуации за пределы промплощадки. Требования по размещению ядерных установок не должны содержать дополнительных ограничений по сравнению с другими промышленными объектами.

Постановка задачи. При тяжелой аварии на АЭС с реакторными установками с водой под давлением возможно расплавление активной зоны и перемещение значительных масс высокотемпературного топлива на днище корпуса реактора (Авария на TMI-2, 29.03.1979 г.). Перемещение расплава в бетонную шахту реактора чревато длительным взаимодействием с подстилающим грунтом и загрязнением грунтовых вод (Китайский синдром). Образование лавообразных топливосодержащих масс после аварии на Чернобыльской АЭС, 26 апреля 1986г.: предотвращение такого взаимодействия является одной из ключевых задач обеспечения безопасности АЭС; удержание расплава топлива в корпусе реактора; создание и установка специально разработанной ловушки расплавленного топлива (ВВЭР-1000 нового поколения, ВВЭР-1200). Удержание расплава в корпусе: механизмы теплопередачи от расплава к корпусу реактора (или ловушки) вследствие конвекции и теплопроводности; физико-химические процессы в сложных многокомпонентных расплавах (основные компоненты (UO2 , ZrO2 ,Zr, SS); фокусировка теплового потока вследствие разделения фаз; возможность теплоотвода к окружающей воде; механическое поведение днища в условиях неоднородных тепловых нагрузок. Проект расплав, «маска»: получена база данных по теплофизическим свойствам расплава при температурах до 3100К; создана база данных, описывающая ключевые параметры поведения бассейна расплава; создан расчетный инструмент. Удержание расплава в корпусе ВВЭР/PWR. ВВЭР-440: возможно и реализовано в технических решениях за рубежом – АЭС Ловииса (Финляндия), Пакш (Венгрия), Дукованы (Чехия), Моховце (Словакия). ВВЭР-600, ВВЭР-640: возможно, обосновано в проекте РУ. AP-600 (США): возможно, обосновано в проекте РУ. При коротких сценариях ТА (менее суток) удержание в корпусе может быть обосновано для РУ электрической мощностью менее 700 МВт. Для реакторных установок мощностью 1000 и более МВт удержание расплава может быть обеспечено за счет: удлинения сценариев путем увеличения времени до плавления а.з. более 3 суток с использованием дополнительных систем безопасности; использования внешнего устройства локализации расплава – ловушки. Выход расплава из реактора в УЛР. Пример: АЭС Тяньвань (КНР). Моделируемые процессы: перемещение расплава в УЛР. Растекание, застывание, разогрев, плавление, расслоение расплава; теплопередача в неоднородной среде: молекулярная, конвективная; состояние корпуса УЛР; граничная теплоотдача, включая тепловое излучение в полости; химические реакции (12 основных компонентов): нейтрализация агрессивных металлов (U, Zr, Cr), жертвенным материалом (Fe2O3+ Al2O3) и др., состав расплава; выход газов Н2О, Н2, СО; выход активности из расплава. Устройство локализации расплава – «ловушка». Назначение: прием, локализация и захолаживание расплава при авариях c разрушением активной зоны и корпуса реактора.

Последствия тяжелых аварий — опыт Чернобыля. В 1991 году, согласно «Чернобыльскому закону», территории, зараженные Cs свыше 1 Ки/км2, были отнесены к затронутым землям. Их общая площадь составила 160 тыс. км2 с населением около 3 млн. Как показывает Чернобыльский опыт, чрезмерные и радиационно- неоправданные защитные меры (прежде всего эвакуация) могут привести к резкому увеличению негативных психологических, социальных и экономических последствий. Выводы доклада Научного комитета по действию атомной радиации (НКДАР) ООН 2000 «Влияние облучения на состояние здоровья вследствие Чернобыльской аварии»: чернобыльское радиационное воздействие не сказалось на здоровье населения; зарегистрированные и ожидаемые воздействия не стоят в ряду приоритетных задач здравоохранения, а относятся к радиационной эпидемиологии.

Число смертей при радиационных авариях. 1945–1965: 23; 1966–1986: 73; 1987–2007: 66. Всего:162. Реальное число жертв Хиросимы: мгновенная и быстрая гибель – 210 тыс. чел.; отдаленные последствия у 86572 хибакуси – 421 чел. Реальное число жертв Чернобыля: мгновенная и очень быстрая гибель – 31 чел., отдаленные последствия (ликвидаторы и насел.) » 60 чел.

Что неправильно. Основная задача безопасности – защита населения от облучения сверхдопустимыми дозами – поставлена неточно. Аварии с расплавом активной зоны с низким или нулевым уровнем переоблучения обычно имели широкомасштабные последствия вследствие неграмотности населения, противоречивости норм радиационной защиты, плохой коммуникации с населением.

Программно-аппаратные комплексы (ПАК). ПАК для спасательных подразделений ГК «Росатом», чтобы оценить последствия радиационных аварий для окружающей среды (воздух, вода) и населения; ПАК с 3-D моделями для оценки последствий радиационных аварий в сложных промышленных условиях.

Системы аварийного реагирования и радиационного мониторинга в регионах РФ. Территориальные системы создаются в тех регионах РФ, где размещены действующие и строящиеся АЭС, для поддержки работы местной администрации и демонстрации безопасности эксплуатации АЭС (система аварийного реагирования и независимого радиационного мониторинга). Состав и объем работ: создание кризисных центров; создание территориальной автоматизированной системы радиационного мониторинга; разработка и оснащение программных и технических систем; создание мобильных лабораторных комплексов; проведение учений и тренировок.

Уроки Фукусимы. Наихудший сценарий развития аварии на АЭС Фукусима 1 — для расчета выбраны наихудшие (маловероятные) метеоусловия: скорость ветра – 10 м/с, направление ветра - 115 градусов, категория устойчивости – E, локальные осадки в районе г. Владивостока интенсивностью 10 мм/ч. Полная эффективная годовая доза (дети, 1-2 года) в пределах 10 мЗв. Расчетный анализ аварии в 1–3 блоках и 1–4 бассейнах выдержки ОЯТ на АЭС Фукусима Даичи (СОКРАТ). Моделирование атмосферного переноса с помощью ПС «Нострадамус» с учетом подробных метеоданных на территории Японии. Северо-Западный след. Общий итог аварии на АЭС Фукусима-Дайичи. Многие факторы, усугубившие аварию на Фукусиме, были выявлены еще до аварии: отсутствие мер по повышению безопасности; слабая структура планирования и управления тяжелыми авариями; неадекватная оценка внешних факторов риска; слабая система регулирования; недостаточная подготовка персонала по готовности к аварийному реагированию. Не были предприняты необходимые меры по устранению этих недостатков. Жертвы аварии отсутствуют. Рекомендации по защитным мерам. Для основной части японской территории, суммарная радиация доз облучения для населения в течение 20 дней после аварии не превышала 0,1 мЗв. — не требуется защитных мер. Общая доза для населения за 20 дней в наиболее загрязненной префектуре Ибараки достигла 0,6-1,0 мЗв. — рекомендована такая мера профилактики, как контроль загрязнения молока и овощей в течение первого месяца. В северо-западном следе на границе 20-километровой зоны максимальные дозы в течение 20 дней могли достигать 50 мЗв. Ожидаемая доза за первый год без защитных мер могла составить всего 150 мЗв. Эвакуация населения не оправдана — рекомендуются дезактивация, регулярный контроль загрязнения продуктов питания и воды и некоторые другие меры.

Что делать? Следует принять защитные меры для тяжелых, хотя и мало вероятных, аварий. Национальные технические центры должны оказывать поддержку аварийному реагированию и профессиональному информированию населения при радиационных инцидентах. Следует устранить 100-кратный разрыв между порогом воздействия излучения и регламентирующими документами. Образование населения должно стать необходимым условием использования атомной энергии. Система адекватного реагирования (включая образование населения) должна быть создана государством. Выводы. Вопрос о безопасности АЭС будет снят с повестки дня при выполнении ряда условий: обеспечить приемлемый уровень технической безопасности; согласовать правила и нормы по радиационной защите; обязать правительства стран, допустивших использование атомной энергии, обеспечить образование населения в вопросах реальной опасности радиации и адекватное реагирование.

В обсуждении доклада приняли участие:

ак. И.А. Щербаков, д.физ.-мат.н. В.Ф.Водвин, ак. В.Л. Макаров, ак. Д.В. Рундквист, ак. В.Е. Фортов, ак. А.А. Саркисов, ак. В.А. Тутельян, ак. А.А. Макаров, ак. А.А. Лагарьков, ак. Б.Ф. Мясоедов.  

 


IBRAE RAN © 2013 Site map | Feedback