Атомная энергетика, обладая существенным инновационным потенциалом, способствует решению трех взаимосвязанных глобальных задач человечества - энергетической безопасности, экономического роста и улучшения экологической ситуации. Уже сегодня создаются ядерные энергосистемы принципиально нового типа – с замкнутым топливным циклом, обеспечивающие полную реализацию энергетического потенциала уранового топлива.
Важным фактором в пользу развития атомной энергетики остается ограниченность разведанных запасов углеводородного топлива, за счет которого сейчас обеспечивается большая часть энергетических потребностей человечества. Вместе с тем, сегодня на первый план выходят другие проблемы: изменение глобального климата, нарушение теплового баланса планеты и состава атмосферы, проблемы экспоненциального роста количества промышленных отходов, сохранение биоразнообразия и т.д. Переход от использования углеродного топлива на более безопасные для окружающей среды способы получения энергии позволит решить или существенно снизить масштабы этих проблем.
Одним из важных вопросов развития атомной энергетики является её безопасность. Под безопасностью обычно понимают такие свойства реактора и АЭС в целом, которые позволяют предотвратить в процессе их эксплуатации любое возможное воздействие радиоактивных веществ и ионизирующего излучения на персонал, население и окружающую среду.
Чтобы понять, насколько сегодня обеспечена безопасность и надёжность АЭС, необходимо обратиться к истории их эксплуатации.
За всю историю атомной энергетики случились три крупных аварийных события: на АЭС Три-Майл-Айленд в США, на Чернобыльской АЭС в Украине, и на АЭС Фукусима в Японии. При этом самая крупная авария, связанная с масштабным распространением радиоактивных веществ, безусловно, произошла на Чернобыльской АЭС. Именно в этой аварии от повышенного облучения получили официальный диагноз острая лучевая болезнь практически 150 человек из ликвидаторов аварии и персонала станции. К сожалению, в ряде случаев такой диагноз привел к летальному исходу. Все остальные аварийные ситуации фактически не были связаны с облучением персонала и, тем более, проживающего вблизи станции населения. Поскольку очень сложно было установить истинные масштабы распространения радиоактивных веществ из-за аварии на Чернобыльской АЭС, а также их влияние на здоровье населения Украины и соседних государств, позднее Всемирная организация здравоохранения (ВОЗ) сделала официальные выводы, о том, что воздействию радиации в целом, в ходе и вследствие аварии на Чернобыльской АЭС могли быть подвергнуты до 3000 человек, от микродоз до доз, способных оказать какое-либо влияние на здоровье.
Необходимо отметить, что инциденты и аварии на вышеуказанных АЭС произошли на реакторах второго поколения, спроектированных в 50-х годах прошлого столетия. Фактически, второе поколение реакторов представляет собой первые промышленные энергоблоки, вводимые серийно в эксплуатацию после ранних опытных образцов, которыми являлись реакторы первого поколения. Однако сотни реакторов второго поколения успешно и безопасно эксплуатируются до настоящего времени благодаря заложенным при их создании конструкторским решениям, а также модернизации и усовершенствованиям, которые были выполнены по результатам анализа аварийных ситуаций. Примечательно, что даже несмотря на тяжесть аварии на 4-м энергоблоке Чернобыльской АЭС, три оставшихся энергоблока впоследствии, будучи конечно же уже модернизированными, продолжили свою работу. В 2000-м году последним из эксплуатации был выведен 3-й энергоблок Чернобыльской АЭС.
Для более глубокого понимания необходимо отметить, что в мире принято условно делить реакторные установки на так называемые поколения. Первое поколение реакторов обладало минимальным набором технологических защит. Их задача состояла в принципиальной демонстрации возможности использовать атомную энергию в мирных целях для выработки энергии. Второе поколение проектировалось в целях сделать этот процесс более выгодным экономически. Увеличивался срок службы реактора, оптимизировались процессы изготовления комплектующих реакторных установок, технологического оборудования и строительства АЭС в целом, увеличивалась глубина выгорания ядерного топлива и длительность компании и т.д. Тем не менее, в части технологических защит реакторы второго поколения, в их оригинальных проектных решениях, все же были далеки от совершенства. Авария на АЭС Три-Майл-Айленд, произошедшая в 1979 году, а также безусловно крупнейшая в истории атомной энергетики авария на Чернобыльской АЭС в 1986 году, заставили научное сообщество, да и всю атомною отрасль в целом, кардинально пересмотреть свои подходы в отношении разработки, строительства и эксплуатации АЭС. Во главу угла были поставлены вопросы безопасности, с учетом этого была проведена масштабная модернизация уже действующих АЭС, а также внесены существенные изменения в проекты на тот момент разрабатываемых перспективных реакторных установок. Так появилось третье поколение реакторов, с совершенно иной философией безопасности и улучшенными технико-экономическими показателями в целом. Авария на АЭС второго поколения Фукусима в 2011 году инициировала существенное ужесточение требований по безопасности к уже имеющимся реакторам второго и третьего поколений и проектируемым перспективным реакторным установкам.
Не углубляясь в подробности необходимо отметить, что во всех вышеуказанных крупных аварийных ситуациях имели место быть как конструктивные и проектные недочеты или отказы технических устройств реакторов, так и человеческий фактор, связанный непосредственно с регламентом эксплуатации этих реакторных установок. При этом, аварии на АЭС Фукусима способствовала такое маловероятное сочетание природно-климатических факторов, которое, в принципе, трудно было вообразить. Тем не менее, проектный недочет, выразившийся в недостаточно консервативной оценке максимальной высоты волны от возможного цунами, а также способа размещения аварийных дизельных генераторов, не позволил запустить данные генераторы для отвода остаточного энерговыделения активной зоны реакторов, успешно остановленных защитными системами при предшествующем цунами землетрясении. Иными словами, атомная станция выдержала землетрясение, защитные системы отработали штатно, тем не менее разрушенные линии электропередач и залитые водой генераторы не позволили персоналу избежать развития тяжелой аварии впоследствии.
Все эти уроки атомная отрасль, являющаяся в настоящее время одной из самых дисциплинированных отраслей, усвоила на отлично. В настоящее время под эгидой МАГАТЭ в виде системы нормативной документации, различных технических руководств и физических миссий на объекты использования атомной энергии осуществляется аккумулирование и передача имеющегося международного опыта и знаний в сфере обеспечения безопасности АЭС, анализ эксплуатационной безопасности функционирующих АЭС, выработка концептуальных требований к проектируемым АЭС и многое другое. Все вопросы, связанные с проектированием, строительством, эксплуатацией и выводом из эксплуатации АЭС таким образом контролируются независимым международным сообществом компетентных экспертов. К слову необходимо отметить, что в отношении рассмотрения вопроса о возможности строительства АЭС, только за последние несколько лет Республика Казахстан приняла у себя уже три миссии МАГАТЭ, две миссии по комплексному обзору имеющейся в Казахстане ядерной инфраструктуры (INIR) и одну по оценке предполагаемого района строительства АЭС (SEED). По результатам данных миссий были получены положительные отзывы от международных экспертов МАГАТЭ.
На сегодняшний день все реакторы, которые предлагаются мировыми поставщиками атомных технологий к строительству, относятся к поколению III и III+. При их разработке уже учтены все возможные инциденты и аварии, которые происходили ранее и которые в принципе теоретически могут произойти. Современным реакторам присущи критерии, так называемой, внутренней безопасности, т.е. сама физика реакторов сейчас устроена таким образом, что при любом отклонении от условий нормальной эксплуатации всегда имеет место обусловленная физическими законами отрицательная обратная связь, возвращающая работу реактора в нормальный режим. Например, при непреднамеренном возрастании мощности, реактор сам не повышает, а снижает свою мощность и его неконтролируемый разгон становится физически невозможен. Необходимо отметить, что ситуация, связанная с допущенной в проекте возможностью положительной обратной связи коэффициента реактивности от мощности реактора, температуры и агрегатного состояния теплоносителя, а также с неконтролируемым разгоном на мгновенных нейтронах, являлась одним из сопутствующих факторов при развитии аварии, случившейся на Чернобыльской АЭС.
Современные реакторы можно отнести уже к технологически совершенным, у них есть многократно продублированные и резервированные защитные активные и пассивные системы безопасности, которые приведут установку в безопасное состояние, даже если оператор допустит ошибку, либо в принципе будет бездействовать, т.е. сработает человеческий фактор. Активные системы защиты используют внешний источник подводимой энергии, такой как электрический ток, сжатый воздух и т.п., пассивные же системы при этом работают под действием естественных природных сил и физических законов, таких как гравитация, давление, температурное расширение различных сред и т.п., таким образом, они не нуждаются во внешних источниках энергии. Как раз-таки отсутствие пассивных систем безопасности не позволило отводить тепло от остановленных реакторов на АЭС Фукусима, при исчезновении электропитания собственных нужд станции и невозможности использования аварийных источников электропитания, из-за залива оборудования водой во время цунами.
Коэффициент резервирования отдельных подсистем активных и пассивных защит в большинстве случаев доходит до 400%, то есть для одного вида защиты у современных реакторов имеется до 4-х независимых комплектов оборудования, разнесенных друг от друга в пространстве и физически разделенных перегородками помещений АЭС. Таким образом, практически невероятный одномоментный отказ по общим причинам, разрушение или выход из строя даже 3-х комплектов оборудования конкретной защиты не повлияет на работу оставшегося 4-го комплекта, способного самостоятельно полноценно решить возникшую проблему. Предусмотрен и вариант отказа всей подсистемы для конкретной защиты, в этом случае основные функции данной защиты на себя берет иная подсистема. Это достигается перекрестными управляющими воздействиями между аварийными защитами и подсистемами нормальной эксплуатации, а также дублированием функций конкретной подсистемы активной защиты функциями аналогично действующей пассивной защиты. Звучит довольно сложно, но это говорит о высочайшей степени перестраховки в отношении вопросов безопасности для предлагаемых в настоящее время к строительству АЭС.
К примеру, управлять реактивностью водо-водяного реактора на современной АЭС в процессе нормальной эксплуатации мы можем, регулируя глубину погружения специализированных управляющих стержней в активную зону реактора при помощи электропривода, а, в случае аварии, сбрасыванием данных стержней в активную зону под действием сил гравитации, поскольку стержни закрепляются на приводе посредством специальных электромагнитов, расцепляющих замки при исчезновении внешнего электропитания. Если такой путь управления реактивностью по каким-либо причинам стал невозможным - аналогичные функции выполняет система борного регулирования реактивности, где в активной части этой системы, в том числе и в процессе нормальной эксплуатации, используется принудительная прокачка теплоносителя с борным раствором через активную зону реактора насосом, а в пассивной части при аварии - нагнетание и залив активной зоны борным раствором от гидроаккумулятора, находящегося под давлением и геометрически выше уровня активной зоны.
Таким образом, современный реактор в аварийных условиях, даже без источников электропитания собственных нужд и иных источников энергии, при помощи только пассивных систем безопасности, способен поддерживать подкритическое состояние и отводить тепло от активной зоны самостоятельно, в течении, в среднем, до 3 - 4 суток. Применяемые в настоящее время пассивные системы рекомбинации водорода способны нейтрализовать водород, в случае если произойдет его массированный выход в пространство герметичной оболочки (контаймента) реактора и не допустить взрыва газовоздушной смеси, как это имело место в Японии на АЭС Фукусима. Иными словами, в случае аварии, современная атомная станция допускает абсолютное бездействие со стороны персонала, что конечно же просто невозможно себе представить. На случай аварийной ситуации, помимо технических средств и технологических систем АЭС, предусмотрены различные противоаварийные мероприятия и планы ликвидации аварийной ситуации для персонала станции и самодостаточных пристанционных аварийно-спасательных формирований быстрого реагирования, оборудованных всеми необходимыми техническими устройствами и техникой.
Все вышеуказанные мероприятия и системы безопасности призваны не допустить возникновения тяжелой аварии, связанной с плавлением активной зоны реактора и теоретическим выходом радиоактивных веществ за пределы реакторного помещения. Это самый тяжелый случай и сама вероятность такой аварии для современного реактора ничтожно мала. Теоретически допускается один такой случай для одного конкретного реактора за 10 млн. лет его эксплуатации, хотя в настоящее время срок эксплуатации АЭС составляет 60 лет с перспективой продления до 80-100 лет.
Что же делать, если весь могучий комплекс технических средств и противоаварийных организационных мер не сработал, и тяжелая авария все-таки произошла? На этот случай все современные атомные станции обладают множеством физических барьеров (так называемой глубокоэшелонированной защитой), которые препятствуют выходу радиоактивных веществ за пределы площадки АЭС, даже если такой крайне маловероятный сценарий произойдет, и такая авария случится. К таким барьерам относятся: сама топливная матрица таблетки с диоксидом урана, окружающая ее оболочка, корпус реактора в котором они располагаются, прочнейшая двойная герметичная оболочка из предварительно напряженного бетона (контаймент), облицованная изнутри сталью и выдерживающая высокое как внутреннее, так и внешнее давление или механическое воздействие, вплоть до падения крупногабаритного воздушного судна, а также ловушка расплавленного топлива под реактором или внутрикорпусное устройство удерживания расплава. В случае крайне маловероятной тяжелой аварии и плавления активной зоны все радиоактивные вещества будут надежно локализованы в пределах площадки АЭС и населению, которое проживает вблизи атомной станции беспокоится не стоит. В этом направлении проделана огромная работа и в настоящее время до половины себестоимости АЭС составляет стоимость именно системы безопасности.
В целом, несмотря на резонансные и громкие случаи, повлиявшие в свое время на имидж атомной энергетики, если внимательно посмотреть статистику по количеству человеческих жертв на 1 ТВт*ч вырабатываемой энергии за всю историю энергетики в мире, где представлены все без исключения виды генерирующих станций, включая: гидростанции, объекты ВИЭ, тепловые станции и атомные, то тепловые станции находятся в лидерах, а атомные станции в конце списка, немногим уступая лишь солнечным электростанциям. Об этом свидетельствуют исследования, опубликованные в крупнейшем авторитетном медицинском журнале The Lancet, а также данные международных аналитических агентств, включая Our World in Data, Environmental Progress и др.
Да, атомные станции на сегодня это практически самый безопасный способ генерации энергии, но поскольку аварии в атомной отрасли в свое время получили такую широкую огласку и резонанс, у определенной части нашего общества, к сожалению, сформировалось неверное представление о рисках атомной энергетики в целом, основанное на иррациональном страхе и окружающих атомную отрасль слухах, искаженных фактах и домыслах, зачастую безосновательно транслируемых противниками атомной энергетики.
Вопросам безопасности атомной энергетики Национальный ядерный центр Республики Казахстан уделяет самое пристальное внимание, а одной из главных наших компетенций являются работы по еще большему повышению безопасности и снижению рисков негативного воздействия на население и окружающую среду перспективных и используемых в настоящее время ядерных энергетических реакторов, которые мы проводим практически со всеми мировыми разработчиками и поставщиками атомно-энергетических технологий.
На протяжении многих лет нами проводятся исследования по совершенствованию процедуры управления тяжелыми авариями на легководных ядерных реакторах с тепловыми нейтронами, доля которых составляет сегодня более 80% от всех используемых в мире типов реакторов. Мы реализовали ряд крупных научно-исследовательских проектов совместно с нашими японскими партнерами, в числе которых всемирно известные компании Toshiba Corporation и Marubeni Utility Services. В частности, нами реализован проект «Fukushima Debris» и успешно выполнен проект CORMIT. Результаты работ по проекту CORMIT позволили выбрать жаростойкий материал, который является наиболее устойчивым к расплаву активной зоны аварийного реактора для создания защитного слоя в подреакторных ловушках расплава. Результаты этих исследований нашли реальное применение на АЭС Японии. В рамках проекта «Fukushima Debris» нам удалось экспериментально смоделировать прототип затвердевшего расплава активной зоны соответствующего по компонентному составу реальному расплаву аварийных реакторов АЭС Фукусима-1. Это позволило выработать важные рекомендации по обращению с реальным расплавом на аварийных блоках для наших японских коллег.
Особое место в исследованиях занимают работы по безопасности перспективных реакторов поколения IV на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем. По заказу Японского агентства по атомной энергии успешно реализована экспериментальная часть многолетней международной исследовательской программы EAGLE, полученные уникальные экспериментальные данные легли в основу обоснования технических решений, направленных на смягчение последствий в случае возникновения тяжелой аварии с расплавлением активной зоны будущих перспективных ядерных реакторов.
В 2019 году в Национальном ядерном центре приступили к исполнению контракта с французским Комиссариатом по атомной и альтернативным видам энергии (CEA) по проекту SAIGA. Его целью является изучение поведения топливной сборки их проектируемого реактора поколения IV на быстрых нейтронах ASTRID в условиях аварии с потерей расхода теплоносителя.
В 2021 году была успешно выполнена программа реакторных испытаний инновационного смешанного нитридного уран-плутониевого топлива (СНУП) нового российского реактора на быстрых нейтронах БРЕСТ-ОД-300.
Таким образом, опираясь на имеющиеся у нас компетенции, мы можем уверенно констатировать, что атомные реакторы поколения III и III+, которые в настоящее время рассматриваются для строительства в Казахстане, отвечают всем необходимым нормам и требованиям по безопасности, обладают требуемой степенью надежности и опасаться их не следует.
Батырбеков Э.Г.
Генеральный директор НЯЦ РК,
доктор физ-мат наук, профессор, академик КазНАЕН и НИА РК,
Лауреат Гос. премии в области науки и техники им. Аль Фараби 2023 года