Поколения СКУЗ.
Исключение возможности ядерной аварии на АС никогда не ставилось государством перед учёными и конструкторами в качестве первоочередной задачи. Создатели первых реакторов имели совсем другие приоритеты и работали в весьма специфических условиях оборонного заказа. При сопоставлении вариантов предпочтение отдавалось тем конструкциям, оборудованию и материалам, которые были уже освоены промышленностью и быстрее приводили к цели, поставленной оборонным ведомством. Ставилась конкретная практическая задача, на которую выделялись ограниченный лимит времени и все необходимые наличные средства. Под принятые решения создавалась инфраструктура ядерной промышленности, предназначенная для эффективного и быстрого удовлетворения военных заказов. Разумеется, проблемы безопасности рассматривались, но не были приоритетными. Достижения научно-технической разведки выравнивали уровни знаний, остужали излишне самобытных. Нет ничего удивительного, что США и СССР, а за ними и другие страны создали очень похожие конструкции твэлов и реакторов, отличавшиеся лишь в деталях.
Сказанное выше подтверждается анализом интереснейшего сборника /1/ (1. Ядерная энергия: экспертные оценки развития. Курчатовский институт 1949 – 2008 годы, М. ИздАт,2008.)
, где приведены экспертные оценки перспектив развития атомной энергетики. Из их анализа ясно видно, как расставлялись приоритеты, каковы были критерии выбора и какое влияние оказал опыт Чернобыля. Приводятся предисловия и заключительные главы трёх отчётов, содержащие выводы и задачи дальнейших исследований. Так вот, в выводах 1975г. понятию «безопасность» вообще не нашлось места. Производный от него эпитет относится к безопасному захоронению РАО.
Оценка 1984г. содержит основные направления развития, описывает необходимые технологии, ставит задачи НИОКР, как они виделись на этапе эйфоричного отношения к атомной энергетике. Слово «безопасность» упоминается только однажды, в предпоследнем абзаце шестистраничного текста, где приведён перечень основных исследований, на которых предлагалось сконцентрировать усилия: оптимизация структуры ядерного теплоснабжения, обеспечение строительства первой АТЭЦ, совершенствование ВВЭР и РБМК, создание маневренного энергоблока, обеспечение строительства прототипной высокотемпературной установки, реакторное материаловедение, проблема безопасности ЯЭУ различного назначения. Как будто задачи дальнейших исследований по безопасности уже полностью решены. Такое представление только усиливается при чтении полного текста отчёта.
А в выводах 1989г. уже на первой странице требуется «пересмотреть концепцию развития атомной энергетики прежде всего с точки зрения её безопасности» Вот этот призыв, по мнению автора, не услышан до сих пор, инерция инфраструктуры и традиции мышления не преодолены.
Эволюция конверсионных реакторов
Общепринято конверсионные реакторы подразделять на поколения в соответствии с исторически сложившимися концепциями их безопасности /2/. Так, у нас в стране к первому поколению ядерных энергетических реакторов относят энергоблоки АС, проекты которых выполнялись задолго до 1973г. – введения в действие ОПБ-73. В те годы предполагалось, что надёжность оборудования столь высока, что ни корпуса ВВЭРов, ни их главные циркуляционные трубопроводы не смогут разуплотниться, и максимальный разрыв первого контура, если произойдёт, то – на трубопроводах Ду-100, специально снабжённых ограничителем расхода диаметром 32 мм. Соответствующим образом из этого условия проектировались системы безопасности, в том числе, системы герметичного ограждения, чтобы радиационное воздействие на персонал и население не превышало критериев, установленных санитарными нормами.
ОПБ-73 сконцентрировали отечественный и зарубежный опыт эксплуатации конверсионных реакторов первого поколения. На их основе создавалось второе поколение ВВЭРов, которые должны были уже выдержать разрыв главных циркуляционных трубопроводов условными диаметрами 500 и 850 мм для ВВЭР-440 и 1000, соответственно. Чтобы удовлетворить критериям радиационной безопасности человека, ВВЭР-440 снабжались барботажно-вакуумной системой безопасности, а ВВЭР-1000 размещались в защитной оболочке, выдерживающей избыточное давление до 0,5 Мпа. Ко второму поколению относится большая часть эксплуатируемых в настоящее время ВВЭРов, а также вторые очереди энергоблоков с РБМК.
Отличительной чертой третьего поколения ВВЭРов, проекты которых разрабатывались после чернобыльской аварии и введения в действие ОПБ-88, является то, что их концепция глубоко эшелонированной защиты, предусматривает управление запроектными авариями. То есть возможность тяжёлых аварий признаётся и требуется умение ими управлять. К конструктивным особенностям этих ВВЭРов относятся двухслойная защитная оболочка, пассивные системы аварийного охлаждения активной зоны, ловушка для удержания расплава и т.п. Наличие последней некоторые авторы связывают с поколением 3, для определения которого пока нет нормативных оснований. ОПБ-88 были преобразованы в 1996 году в ОПБ-88/96 без существенных изменений концепции безопасности. (1. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций (ОПБ-88/97), НП-001-97. Утверждены постановлением Госатомнадзора России от 14 ноября 1997 г. № 9. Введены с 1 июля 1998 г.)
И, если концепцию безопасности удастся серьёзно усовершенствовать, то могут возникнуть проекты конверсионных реакторов четвёртого поколения, к которым пока без достаточных оснований относят некоторые виды давно известных реакторов на быстрых нейтронах.
Надо отметить, что нормативные документы не содержат строгих критериев отнесения конкретных энергоблоков к тому или иному поколению, что вызывает дискуссии, особенно после проведённых масштабных модернизаций. Но цель статьи – не принять участие в этих спорах, а продемонстрировать тот очевидный факт, что развитие конверсионных реакторов представляло собой постепенное повышение ядерной безопасности, эволюцию конструкций и систем безопасности тех реакторов, которые изначально не предназначались для мирного использования.
Поколения СКУ.
В России принято все системы контроля и управления (СКУ) действующих атомных станций относить к трем поколениям [1].
К первому поколению относятся СКУ энергоблоков АЭС, введенных в эксплуатацию до 1975 года. Их особенностью является широкое использование дистанционного управления с операторских пультов, большое число средств дистанционного контроля параметров оборудования, применение относительно простых и слабо связанных автоматических устройств, использование централизованных информационно-измерительных систем на базе малых ЭВМ. Элементной базой систем контроля, управления, технологических защит и блокировок являются электромеханические реле, приборы теплотехнического контроля, полупроводниковые элементы общего назначения. Информация оператору представляется в виде показаний аналоговых и цифровых приборов, сигнальных табло и мнемосхем.
Ко второму поколению можно отнести СКУ, разработанные и введенные в эксплуатацию в период с1975 года до начала 80-х годов.
Системы этого типа характеризуются широким применением измерительных и регулирующих приборов с унифицированными сигналами, устройств логического управления, агрегатированных систем контроля параметров генераторов, турбин и т.д. В системах автоматического регулирования, управления и защиты реактора применены элементы микроэлектронной техники. Построение схем технологических защит, дистанционного управления и отображения информации осталось без изменений.
СКУ энергоблоков третьего поколения широко используются в микропроцессорной технике для контроля и управления технологическими процессами. Для представления информации оператору, наряду с мнемосхемами, предоставляются алфавитно-цифровые и цветные графические мониторы. В достаточном объеме в них внедрены специализированные подсистемы, важные для безопасности, реализованные на основе жесткой логики.
Технические средства, используемые для реализации СУЗ серийного ВВЭР-1000 базируются в основном на элементах "жесткой” логики. Базовые элементы - микросхемы средней степени интеграции. Быстрое развитие цифровой техники, микропроцессорных систем привело к появлению разработок аппаратуры и оборудования СУЗ с широким применением новых технологий. На действующих энергоблоках происходит непрерывный процесс модернизации и технического перевооружения систем контроля и управления, включая СУЗ, имеющий целью повышение безопасности, эксплуатационной готовности и уменьшение трудозатрат на эксплуатацию энергоблоков.
Комплекс электрооборудования СУЗ реакторов ВВЭР структур-
но состоит из двух основных систем - системы управления распре-
деленными электроприводами органов регулирования реактора
(ОР) и интегрированной системы аварийной защиты (АЗ).
Система управления приводами ОР разработки НПП ВНИИЭМ
построена с широким применением РС-совместимых и специали-
зированных микроконтроллеров класса 3Н по нормам Госатомнад-
зора и обеспечивает управление, диагностику, регистрацию и пред-
ставление оператору необходимой информации.
Система аварийной защиты в России до настоящего времени
строится на непрограммируемых средствах, так как эта система
должна сертифицироваться по более высокому классу безопасности
- 2У. В Европейских странах, например во Франции, на АЭС с реак-
торами ВВЭР большой мощности, системы аварийной защиты ос-
нащены цифровыми вычислительными средствами, позволяющими
существенно сократить проводные связи между отдельными подсистемами АЗ и, тем самым, значительно повысить надежность систем аварийной защиты и, следовательно, повысить безопасность АЭС.
Выпускаемые в настоящее время средства вычислительной тех-
ники отечественного и импортного производства позволяют уже
сегодня создавать системы аварийной защиты на базе микрокон-
троллеров, интегрированных с помощью интерфейсных связей и
сетевых структур. При этом отдельные подсистемы предлагаемого
комплекса аварийной защиты уже опробованы на промышленных
объектах, включая АЭС.