Ядерная перегрузка: как повысить безопасность атомных электростанций

Безопасность атомных электростанций — задача № 1 для отрасли. Этому всегда уделяется огромное внимание, поэтому статистика аварий или отказов на станциях крайне мала. Но работа по выявлению потенциальных рисков не останавливается, а существующие методы не совершенны. Выпускница Университета ИТМО Валерия Попова улучшила метод повышения безопасности процесса перегрузки ядерного топлива на АЭС. Эта разработка стала лучшим инновационным бизнес-предложением по результатам конкурса инновационных проектов в сфере науки и высшего образования Санкт-Петербурга.

Основа работы атомных электростанций — это управляемая цепная реакция деления урана, который делится медленными тепловыми нейронами, в результате чего выделяется огромное количество тепла. Оно нагревает воду, которая затем преобразуется в пар, приводящий в действие турбогенератор, и начинается выработка электричества (инфографику о том, как работает АЭС, можно посмотреть на сайте госкорпорации «Росатом»). Ядерное топливо используется в реакторах в виде таблеток, которые устанавливают в тепловыделяющие элементы (ТВЭЛ), а их, в свою очередь, большими группами помещают в тепловыделяющие сборки (ТВС). При перегрузке из реактора удаляют отработанное топливо и загружают новое.

Сегодня в России в основном эксплуатируются два типа реакторных установок: реактор большой мощности канальный (РБМК) и водо-водяной энергетический реактор (ВВЭР). Технологический процесс перегрузки топлива на этих двух типах реакторов достаточно разный. В реакторе второго типа топливо переставляют из центра на периферию реактора, а также помещают выгоревшие кассеты в защитные чехлы и увозят на хранение. Свежие ТВС загружают в реактор. Весь процесс длится несколько дней, за это время реактор полностью останавливают, что делает процесс перегрузки гораздо более безопасным по сравнению с перегрузкой на РБМК.

В случае с РБМК перегрузка отработавшего топлива происходит без остановки реактора с помощью разгрузочно-загрузочной машины (РЗМ). При помощи оптико-телевизионной системы РЗМ располагается точно над нужной ТВС, потом отработавший тепловыделяющий элемент помещается в специальный защитный скафандр, а на его место ставится новый. Весь процесс происходит под давлением и сопровождается большим количеством параметров, механизмов и операций. Чтобы обезопасить его, защитные системы и блокировки на реакторе должны качественно работать. Их тоже очень много, и при эксплуатации АЭС трудно определить, какие из них эффективны, а какие — нет, есть ли в существующем наборе защит «дыры», которые могут привести к аварии.

Схема работы ядерного реактора. Источник: depositphotos.com
Схема работы ядерного реактора. Источник: depositphotos.com

«Есть известный метод анализа безопасности — логико-вероятностный. Он хорош для структурно-сложных систем, а также используется, когда собрать статистику по отказам системы практически невозможно, что очень актуально для АЭС. Однако этот метод вносит некоторый субъективизм в оценку рисков, поэтому мы решили объединить его с методом HAZOP, который позволяет более точно определять исходные события для оценки рисков», — прокомментировала Валерия Попова.

Она разработала новый метод в рамках выпускной квалификационной работы на кафедре систем и технологий техногенной безопасности, созданной на базе ЗАО «Диаконт» — предприятии полного цикла, специализирующемся на разработке высокотехнологичной продукции для повышения безопасности в атомной и газовой промышленности, а также подготовке к производству прецизионных быстродействующих силовых электромеханических приводов нового поколения.

Сегодня исходные, то есть нежелательные события, в соответствии с которыми могут возникнуть те или иные риски на АЭС, для проведения логико-вероятностного анализа отказов обычно определяется группой экспертов. Таким образом, субъективизм появляется на самом начальном этапе работы. Использование метода «HAZOP» позволяет определять исходные события независимо от субъективных мнений с помощью формализованной процедуры.

Этот метод становится очень актуальным, когда необходимо работать с сотнями технических параметров. При нем те или иные операции разбиваются на «подоперации», составляющие. Для каждой составляющей определяются критичные физические состояния, например, по уровню давления: оно может быть высоким, низким, в норме и так далее. Затем все эти данные объединяются в таблицы, с помощью которых удобнее анализировать, какие ситуации могут вызывать критичные изменения того или иного параметра.

Университет ИТМО. Валерия Попова
Университет ИТМО. Валерия Попова

Таким образом, можно определять исходные события аварий без участия группы экспертов, то есть значительно снизить субъективизм анализа. Кроме того, эта методика универсальна и эффективно работает для любых структурно-сложных систем.

«В результате выполнения расчетов можно получить вероятность наступления нежелательного события в количественной форме. Результат может нас удовлетворять или нет. Если нет, принимаются необходимые меры по улучшению системы безопасности при перегрузках ядерного топлива. Риски, которые возникают на АЭС, могут быть самые разные. Но так как статистика по отказам на станциях очень мала, необходимо формализовать процедуру при поиске исходных событий для проведения последующих расчетов, что существенно повысит их объективность, поэтому наш метод актуален и может быть внедрен в реальную практику», — сказала Валерия Попова.

Редакция новостного портала
Архив по годам:
Пресс-служба