Accidents at nuclear power plants: correlation between reactor life and probability of failure

Full Text

Введение. На сегодняшний день в мире насчитывается порядка 415 действующих атомных реакторов (не включая остановленные на длительный срок) общей мощностью около 398 ГВт. Это говорит о большом интересе государств в строительстве атомных электростанций (АЭС), поскольку атом - источник дешевой электроэнергии [1]. С момента появления  атомной  промышленности,  а  на  сегодняшний  момент  ещё  более  остро,

 

обсуждаются вопросы безопасности получения такой электроэнергии. Поэтому к проектам, которые сейчас находятся на завершающихся стадиях, выдвигаются повышенные требования к обеспечению безопасности. Также повышается интерес к малым модульным реакторам и быстрым реакторам нового поколения. Из всех атомных реакторов больше половины приближаются к окончанию срока службы (средний возраст более 260 действующих реакторов превышает 30 лет). Это значит, что в ближайшее десятилетие будут решаться вопросы о дальнейшей судьбе многих атомных реакторов: их закрытие или продление срока эксплуатации. Никто не отменяет того факта, что реактор может выйти из строя раньше, чем ему предназначалось. В нашей работе постараемся разобраться с тем, важно ли соблюдать сроки эксплуатации или постоянный ремонт и замена материалов на новые поможет увеличить этот срок [2].

Цель работы. Целью нашего исследования является поиск и анализ данных о сроке службы реактора АЭС, на котором произошла авария, и вероятностью сбоя его работы. Также будут проведены причинно-следственные связи между первопричинами аварий и вызвавшими это факторами.

Материалы и методы исследования. Чтобы сравнить время работы атомного реактора и время, когда он введён в эксплуатацию, были взяты 6 крупных радиационных аварий (табл 1.), причинами которых являлись дефекты и недостатки в устройстве конструкции, а также человеческий фактор и влияние окружающей среды.

Таблица 1.

Сравнение между временем начала эксплуатации и временем аварии на АЭС

Характеристика	Авария     на                  АЭС Сен-Лоран-дез-О, Франция	Авария     на    АЭС Три-Майл-Айленд, США	Радиационная катастрофа                                 на Чернобыльской АЭС, СССР
Уровень международной шкалы ядерных событий (INES)	4	5	7 (максимальный уровень)
Дата введения в эксплуатацию энергоблока, где   произошла авария	Два энергоблока с реакторами UNGG введены                  в эксплуатацию в 1969 и 1971 гг.	Энергоблок № 2 сдан                        в коммерческую эксплуатацию 30.12.1978 г.	1-й блок: 27.05.1978 г. (энергопуск — сентябрь 1977 г.); 2-й блок: 28.05.1979 г.; 3-й блок: 08.06.1982 г.; 4-й блок: 21.12.1983                                   г. (турбогенератор включён     в      сеть). Официальная      дата начала работы АЭС — 25.09.1977 г.
Мощность энергоблока	500 МВт (эл.)	906 МВт (эл.)	Суммарная энергоблоков составляла 4          000 МВт.
Дата аварии	13 марта 1980 года	28 марта 1979 года	26       апреля       1986

 

	на втором блоке	на                  втором энергоблоке	года на        четвертом энергоблоке
Сколько прошло времени           с момента начала эксплуатации	8 лет, 4 месяца, 12 дней	2 месяца, 28 дней	2 года, 4 месяца, 5 дней
Причины аварии	Реактор               был автоматически заглушен          из-за резкого повышения активности.     Было выяснено,            что произошло частичное расплавление активной         зоны, вызванное коррозией конструкционных элементов топливных каналов.	Своевременно     не обнаруженной утечки теплоносит еля       в             первом контуре реакторной установки и, соответственно, потери охлаждения ядерно го                   топлива, произошло расплавление около                50% активной зоны реактора.	Сочетание технических нюансов РБМК            (реактор большой     мощности канальный)                                   и человеческого фактора:        —        в результате       аварии, вызванной испытанием станции с                 имитацией отключения электроэнергии, оказался    полностью разрушен        реактор № 4 в результате перегрева активной зоны, расплавления и возгорания графита с последующим взрывом скопившегося водорода
Масштаб повреждения реактора	Частичное расплавление активной   зоны    (2 твэла)	Расплавление около                50% активной         зоны реактора	Полное разрушение реактора № 4, продолжение горения активной зоны после взрывов

 

Таблица 1. Продолжение.

Сравнение между временем начала эксплуатации и временем аварии на АЭС

Характеристика	Авария     на     АЭС «Фукусима-1»	Кыштымская авария или Радиационная авария      на      ПО «Маяк»	Авария                      в Уиндскейле, Великобритания
Уровень международной	7 (максимальный	6	5

 

шкалы ядерных событий (INES)	уровень)
Дата введения в эксплуатацию энергоблока, где   произошла авария	26 марта 1971 года	19 июня 1948	октябрь 1950 года
Мощность энергоблока	Общая мощность шести энергоблоков составляет 4700 М Вт.	Реакторы «Маяка» работали исключительно в режиме наработки делящихся материа лов, а не для выработки электроэнергии: 100-200 МВт (тепл.)	100–200 МВт (тепл.)
Дата аварии	11 марта 2011	29  сентября  1957 года	10 октября 1957
Сколько прошло времени           с момента начала эксплуатации	39 лет и 350 дней	9 лет, 3 месяца и 10 дней	7 лет
Причины аварии	Разрушительное землетрясение с магнитудой более 9, которое             было признано самым сильным землетрясением в истории Японии. Произошёл отказ систем аварийного охлаждения после затопления подвальных помещений цунами.	Нарушение правил эксплуатации хранилища радиоактивных отходов на объекте «Маяк»	Перегрев активной зоны реактора во время процедуры отжига, что привело к пожару урановых блоков. Основными причинами стали ошибки персонала (слишком быстрый и ранний нагрев) и недостатки конструкции (отсутствие приборов).
Масштаб повреждения реактора	Расплавление активной          зоны произошло              в реакторах энергоблоков    №1, №2 и №3	Реакторы              не пострадали, так как инцидент произошёл не в реакторном цехе, а в             хранилище радиоактивных отходов - в ёмкости	Повреждение 150 топливных каналов, деформация и            заклинивание топливных сборок, повреждение графитовой кладки

 

№ 14

Результаты исследования. Проанализировав таблицу, можно выявить некоторые закономерности и особенности: период работы энергоблока до аварии не является основополагающим фактором, также своевременное выявление и устранение неисправностей могло предотвратить развитие аварий, во всех случаях человеческий фактор сыграл главную роль; особенности конструкции реакторов напрямую влияют на характер и масштаб аварий.

Таким образом, следует, что причины аварий — сочетание нескольких факторов:

недостатки конструкции реакторов (например, особенности РБМК на Чернобыльской АЭС, поспособствовавшие неконтролируемому росту мощности), ошибки в эксплуатации и обслуживании (необнаруженная утечка теплоносителя на Три-Майл-Айленд, нарушение инструкций при испытаниях на Чернобыльской АЭС), уязвимость АЭС перед природными аномалиями, износ оборудования (коррозия конструкционных элементов топливных каналов на Сен-Лоран-дез-О), неукомплектованность систем безопасности (неэффективные аварийные протоколы, отсутствие своевременного реагирования).

Отметим, что в процессе эксплуатации атомной станции, как и в любой промышленной установке, её материалы постепенно стареют и теряют исходные характеристики из-за повторяющихся механических, термических и других нагрузок [3]. На процессы старения материалов атомной станции существенно влияют: радиоактивное излучение, термические и механические нагрузки, а также коррозионные, абразивные и эрозивные процессы - в том числе их комбинации, поэтому все нарушения и недочёты, которые совершают люди, в большей степени отражаются на деятельности атомного реактора, поскольку материалы будут подвергаться большей нагрузке, скорее всего той, на которую они не были рассчитаны, следовательно, чем новее материал из которого сделан реактор, и чем он качественнее, тем в разы лучше. Тем самым доказательно то, что в таких вопросах срок эксплуатации очень важен.

По литературным данным, 60% аварий связаны с техническими неисправностями, из них 17% это повреждение активной зоны реактора[4]. После двадцати лет эксплуатации вне зависимости от типа реактора начинается активная фаза проявления эффектов старения материалов и оборудования, аварии могут произойти и раньше этого срока, по другим причинам, но тоже техническим, поэтому здесь следует обращать внимание не только на новизну материала и его качественное изготовление, но и на то, как все компоненты системы работают вместе.

Не стоит забывать и про человеческий фактор (29% аварий на АЭС проиходят по вине персонала). Например, это может быть невыполнение регламента, недостаточные знания в этой области или просто невнимательность[5]. Поэтому при работе на АЭС весь персонал должен быть высоко квалифицированным и хорошо понимать объем и ответственность своей работы.

Необходимо также подвести выводы по каждой аварии отдельно, так как каждая катастрофа позволяет людям оценить риски возникновения следующих, похожих происшествий, следовательно, на это стоит обратить особое внимание, чтобы такого больше не повторилось.

Кыштымская авария (1957, СССР) -усилила требования к безопасности второстепенных систем (хранилищ, транспортирования отходов);

Уиндскейл (1957, Великобритания) - пересмотр норм пожарной безопасности и систем охлаждения;

Три-Майл-Айленд (1979, США)-ужесточению подготовки персонала и модернизации систем безопасности;

Сен-Лоран-дез-О (1980, Франция)- необходимость многоуровневой системы безопасности и учёта «человеческого фактора» при эксплуатации АЭС;

Чернобыль (1986, СССР)- привёл к глобальному пересмотру подходов к ядерной безопасности: реконструкция реакторов типа РБМК, внедрение автоматических систем защиты, исключающих вмешательство персонала, ужесточение международных норм, развитие новых поколений реакторов с повышенной безопасностью;

Фукусима-1 (2011, Япония) - стимулировала разработку мер по защите от землетрясений, цунами, отключения электроснабжения.

Заключение. В заключение хотим сказать, что корреляция между сроком службы реактора и вероятностью аварии носит опосредованный характер. Основной риск создают не годы эксплуатации, а накопление технических и организационных недочётов, а также человеческий фактор. Новые технологические решения и накопленный за многие годы опыт позволяют существенно повысить безопасность атомной энергетики. С 1999 года на атомных электростанциях России не зарегистрировано ни одного инцидента, который по Международной шкале ядерных и радиологических событий (INES) оценивался бы выше первого уровня.

Таким образом можно сделать вывод, что безопасность на АЭС зависит от системного подхода к обслуживанию, модернизации и управлению, а не от календарного возраста оборудования.

 

About the authors

Iuliia Aleksandrovna Aleshkina

Voronezh State Medical University named after N.N. Burdenko

Email: yulia.ales25@mail.ru
ORCID iD: 0009-0003-0402-5918
https://vk.com/id311018109

student

Russian Federation, 10 Studenchskaya Street, 394036, Voronezh, Russian Federation

Anastasia Romanovna Krivospitskya

Voronezh State Medical University named after N.N. Burdenko

Email: anastasiakriv06@icloud.com
ORCID iD: 0009-0009-5586-6972
https://vk.com/id429126918

student

Russian Federation, 10 Studenchskaya Street, 394036, Voronezh, Russian Federation

Ludmila Evgenievna Mehantieva

Voronezh State Medical University named after N.N. Burdenko

Email: medkat@vrngmu.ru
ORCID iD: 0000-0002-2439-3625
https://vrngmu.ru/academy/personnel/354/

Doctor of Medical Sciences, Professor, Head of the Department of Disaster Medicine

Russian Federation, 10 Studenchskaya Street, 394036, Voronezh, Russian Federation

Alexey Viktorovich Masalytin

Voronezh State Medical University named after N.N. Burdenko

Author for correspondence.
Email: Alexmasa@rambler.ru
ORCID iD: 0009-0003-6157-7743
https://vrngmu.ru/academy/personnel/3812/

assistant

Russian Federation, 10 Studenchskaya Street, 394036, Voronezh, Russian Federation

References

Supplementary files

There are no supplementary files to display.