Приложение 10. Приказ Ростехнадзора от 13.08.2018 N 359 "Об утверждении руководства по безопасности при использовании атомной энергии "Рекомендации по формированию окончательного перечня запроектных аварий, подлежащих учету в проекте атомных станций с реакторами типа ВВЭР" (вместе с "РБ-150-18...")

Перечень физических барьеров и их состояний

Для целей определения сценариев тяжелых аварий на РУ, подлежащих включению в окончательный перечень ЗПА, рассматриваются следующие физические барьеры <30>:

--------------------------------

<30> В скобках после названия физического барьера указывается присвоенное ему для целей последующего анализа, представленного в настоящем Приложении N 10, буквенное обозначение.

топливная матрица и оболочки твэлов, объединяемые понятием "твэлы" (FU);

граница первого контура (PC) <31>;

--------------------------------

<31> В части, не связанной с целостностью корпуса реактора. Состояние корпуса реактора рассматривается отдельно.

корпус реактора (RV);

герметичное ограждение реакторной установки (CN).

Выделяются следующие градации состояний физических барьеров (для удобства обозначаемые буквоцифровым кодом):

Граница первого контура (PC)

PC 0 - граница первого контура не повреждена;

PC 1 - очень малые и малые нарушения целостности границы первого контура внутри ГО;

PC 2 - средние и большие нарушения целостности границы первого контура внутри ГО;

PC 3 - выпаривание теплоносителя первого контура через ИПУ КО;

PC 4 - нарушения целостности границы первого контура в ПГ <32>;

--------------------------------

<32> При необходимости течи из первого контура во второй, а также течи из первого контура за пределы ГО в смежные системы также могут быть дифференцированы по размеру течи (на очень малые и малые, с одной стороны, и на течи большего размера, с другой стороны).

PC 5 - нарушения целостности первого контура, приводящие к течи за пределы ГО в смежные системы <33>.

--------------------------------

<33> Строго говоря, представленная номенклатура состояний границы первого контура не вполне совершенна, т.к. выделенные состояния не являются взаимоисключающими - например, нельзя исключать одновременную течь в пределах ГО и течь за пределы ГО. При необходимости данный недостаток может быть устранен добавлением в номенклатуру состояний границы первого контура состояний, предполагающих наличие течи как в пределах ГО, так и за пределы ГО.

Твэлы (FU)

FU 1 - повреждение твэлов активной зоны не превышает пределов, установленных для проектных аварий (возможна стопроцентная разгерметизация оболочек твэлов);

FU 2 - тяжелое повреждение активной зоны с превышением установленных проектных пределов для проектных аварий, охлаждаемая геометрия активной зоны (или большей ее части) не нарушена;

FU 3 - нарушение охлаждаемой геометрии активной зоны, разрушение или расплавление ядерного топлива.

Корпус реактора (RV)

RV 0 - корпус реактора не поврежден;

RV 1 - разрушение корпуса реактора при высоком давлении в первом контуре;

RV 2 - разрушение корпуса реактора при низком давлении в первом контуре.

Герметичное ограждение реакторной установки (CN):

CN 0 - утечка через неплотности ГО не превышает величины проектной утечки;

CN 1 - повреждение ГО с размерами неплотностей, превышающими проектное значение утечки, к моменту возникновения аварии или на начальном периоде аварии. Причинами таких неплотностей могут быть незакрытие изолирующих устройств на проходках через ГО или повреждение ГО вследствие воздействий аварийных процессов (давления, температуры, летящих предметов, ударных воздействий при детонации горючих газов и т.п.). Наличие подобных неплотностей приводит к аварийному выбросу РВ за пределы ГО;

CN 2 - повреждение ГО вследствие проплавления бетонного основания, приводящее к выходу кориума в помещения АС и выбросу РВ в окружающую среду;

CN 3 - байпас ГО при течах из первого контура во второй контур или при течах из первого контура за пределы ГО в смежные системы. В рамках данной градации рассматривается также состояние с повреждением теплообменных трубок ПГ, вызванным высокотемпературной ползучестью их металла.

Перечень физических процессов, угрожающих целостности физических барьеров при тяжелой аварии

При анализе учитываются процессы, представляющие угрозу целостности физических барьеров при тяжелой аварии, представленные в Приложении N 9 к настоящему Руководству по безопасности, а именно:

1) возгорание (детонация) водорода (иных горючих газов) в атмосфере ГО;

2) недопустимо высокое давление в оборудовании и трубопроводах первого контура;

3) реактивные усилия и выброс расплава при проплавлении кориумом днища корпуса реактора при высоком давлении в первом контуре;

4) температурное воздействие кориума на корпус реактора;

5) высокотемпературная ползучесть трубок ПГ;

6) переопрессовка ГО;

7) проплавление бетонного основания защитной оболочки кориумом;

8) перегрев ГО.

Реализация угрозы, связанная с первым из указанных явлений (детонацией водорода в ГО), способна перевести герметичное ограждение из состояния CN 0 в состояние CN 1. К таким же последствиям может привести и реализация угроз, связанных с шестым, либо восьмым явлениями из приведенного выше списка.

Реализация угрозы, связанная со вторым из указанных выше явлений, способна привести к переходу из состояния PC 0 в состояние PC 2.

Реализация угрозы, связанная с третьим из указанных выше явлений, способна привести к повреждению патрубков реактора вследствие реактивных усилий, возникающих при проплавлении корпуса реактора кориумом при высоком давлении, а также (возможно) к повреждению целостности ГО. При этом корпус реактора переходит из состояния RV 0 в состояние RV 1, также возможен переход ГО из состояния CN 0 в состояние CN 1.

Реализация угрозы, связанная с четвертым из указанных выше явлений, приводит к нарушению целостности корпуса реактора вследствие проплавления кориумом. При этом корпус реактора переходит из состояния RV 0 в состояние RV 1 или RV 2 (в зависимости от давления в первом контуре).

Реализация угрозы, связанная с пятым из указанных выше явлений, происходит в случае сильного разогрева трубок ПГ (например, в ситуации, когда имеет место обезвоживание первого контура, с разогревом и повреждением активной зоны, при этом отсутствует теплоотвод от ПГ по второму контуру), что приводит к их разгерметизации и, соответственно, к возникновению байпаса ГО - то есть к переходу ГО в состояние CN 3.

Реализация угрозы, связанная с седьмым из указанных выше явлений, способна перевести герметичное ограждение из состояния CN 0 в состояние CN 2.

Уровни тяжести состояния АС

Уровень тяжести состояния АС обозначается четырехзначным цифровым кодом по схеме [PC] [FU] [RV] [CN]. Например, код 2100 обозначает состояние блока АС при наличии большого или среднего нарушения целостности границы теплоносителя первого контура с повреждением твэлов в пределах, установленных для проектных аварий и с отсутствием повреждения корпуса реактора и ГО. Если системы безопасности АС сработают в проектном режиме, то данное состояние будет являться стабильным, а сама авария может быть классифицирована как проектная. Если же произойдет невыполнение ФБ, например, не запустятся насосы САОЗ ВД и НД, то произойдет осушение и разогрев активной зоны, и по прошествии определенного времени наступит стадия тяжелого повреждения активной зоны (тяжелая стадия), т.е. блок АС перейдет в состояние 2200, а затем, после полного нарушения охлаждаемой геометрии, расплавления и обрушения конструкций активной зоны - в состояние 2300. Дальнейшее развитие данной аварии приведет к проплавлению днища корпуса реактора и выходу расплава топлива в реакторную шахту, т.е. к переходу блока АС в состояние 2320, а затем - к проплавлению фундамента ГО, т.е. к переходу в состояние 2322.

Переход к более тяжелому состоянию может быть предотвращен (либо отсрочен) в случае успешного выполнения системами безопасности, специальными техническими средствами для управления ЗПА, иными техническими средствами, а также персоналом АС действий по поддержанию соответствующих ФБ.

Число возможных состояний АС с различными уровнями тяжести состояния АС определяется числом возможных сочетаний градаций состояний физических барьеров. Однако не все полученные таким образом сочетания могут практически реализоваться. Например, повреждение корпуса реактора при низком давлении (состояние RV 2) возможно только после существенной деградации охлаждаемой геометрии и полного расплавления активной зоны, т.е. только при реализации состояния FU 3. Повреждение корпуса при высоком давлении (состояние RV 1) возможно при отсутствии нарушения целостности границы первого контура или при малом ее нарушении (состояния PC 0 или PC 1), при выпаривании теплоносителя через предохранительные клапаны компенсатора давления (состояние PC 3), при нарушении целостности границы первого контура в ПГ (состояние PC 4) или при нарушении целостности границы первого контура, приводящей к течи за пределы ГО в смежные системы (состояние PC 5).

То же самое относится к состоянию герметичного ограждения CN 2. Оно возможно только при разрушении корпуса реактора, т.е. при состояниях RV 1 и RV 2.

CN 3 возможны при неизоляции ПГ с поврежденными ВКУ, образующими границу первого контура, или при работе паросбросных устройств на аварийном ПГ при течах из первого контура во второй контур.

Оставшиеся в результате отсеивания уровни тяжести состояния АС, постулируемые при анализе, представлены в таблице 2.

Таблица 2. Уровни тяжести состояния АС,
постулируемые при анализе

Обобщенные деревья событий

Разработку обобщенных деревьев событий целесообразно выполнять для исходных событий, определяющих состояния границы первого контура (PC). При этом все сценарии аварий разделяются на пять групп в соответствии с выделенными группами состояний границы первого контура:

переходные процессы без течей первого контура;

малые и очень малые течи из первого контура внутри ГО;

средние и большие течи из первого контура внутри ГО;

течи из первого контура во второй контур;

течи первого контура за пределы ГО в смежные системы.

В заголовках обобщенного дерева событий слева направо размещаются названия исходных и промежуточных событий, а справа располагаются характеристики конечных состояний (уровни тяжести и их коды).

Ниже приводятся обобщенные деревья событий для каждой из пяти приведенных выше групп состояний границы первого контура. В обобщенных деревьях событий ФБ и меры по управлению аварией представляются в обобщенном виде.

Аварии без нарушения целостности границы первого контура

В данную группу сценариев входят ЗПА без нарушения целостности границ первого контура (PC 0) <34>, Невыполнение ФБ обеспечения подкритичности реактора и (или) отвода тепла от реактора к конечному поглотителю этих функций может привести при этих ЗПА к выкипанию теплоносителя первого контура через предохранительные клапаны компенсатора давления (PC 3) с последующим оголением и тяжелым повреждением активной зоны вплоть до ее полного расплавления и возможным разрушением корпуса реактора при высоком или низком давлении. Еще одним потенциальным механизмом, вызывающим разрушение корпуса реактора может быть недопустимое сочетание давления и температуры в первом контуре, не соответствующее критериям хрупкой прочности, а также быстрое расхолаживание со стороны второго контура, приводящее к чрезмерному температурному воздействию на корпус реактора. При этом степень повреждения активной зоны, а также условия повреждения корпуса реактора (высокое или низкое давление в первом контуре), будут зависеть от эффективности мероприятий, предпринимаемых для управления такими авариями с целью предотвращения тяжелых последствий.

--------------------------------

<34> Аварии, связанные с нарушениями реактивности, отказами, вызывающими срабатывание аварийной защиты реактора, несанкционированными срабатываниями аварийной защиты, нарушениями нормального отвода тепла от активной зоны к конечному поглотителю, течами паропроводов и трубопроводов питательной воды, нарушениями в обеспечивающих системах (электроснабжения собственных нужд, технической воды, вентиляции и др.).

На рисунке 3 представлено обобщенное дерево событий для аварий без нарушения целостности границы первого контура (за исключением сценариев с термошоковым воздействием на корпус реактора при разрывах трубопроводов второго контура, требующих отдельного анализа). В качестве промежуточных событий рассмотрены следующие ФБ и меры по управлению аварией:

A - приведение и поддержание реактора в подкритическом состоянии;

P - поддержание запаса теплоносителя в первом контуре и отвод тепла от активной зоны;

ZO - изоляция ГО (в составе этой функции безопасности рассматривается изоляция ГО, а также обеспечение целостности ГО - принятие мер против недопустимого повышения давления, против повреждения ГО вследствие прямого нагрева, а также против детонации горючих газов, в том числе за счет работы спринклерной системы, системы удаления водорода, контролируемого выброса за пределы ГО);

P1 - меры по управлению аварией, реализация которых ограничивает повреждение активной зоны пределами, установленными для проектных аварий;

P2 - меры по управлению аварией, реализация которых предотвращает полное расплавление поврежденной активной зоны;

P3 - меры по управлению аварией, реализация которых предотвращает повреждение корпуса реактора <35>;

--------------------------------

<35> Указанные меры охватывают также действия по недопущению превышения давления первого контура до недопустимых значений в случае отказа на открытие (или последующего отказа при работе) ИПУ КО.

L - снижение давления в первом контуре для предотвращения повреждения корпуса реактора при высоком давлении;

ZO1 - меры по управлению аварией, реализация которых предотвращает проплавление основания ГО;

ZO2 - меры по управлению аварией, реализация которых предотвращает высокотемпературную ползучесть трубок ПГ.

В качестве исходного события принято полное обесточивание собственных нужд АС (потеря внешнего электроснабжения АС с отказом РДЭС на запуск).

Состояния физических барьеров на этом и последующих деревьях событий соответствуют приведенным выше в разделе "Перечень физических барьеров и их состояний" настоящего Приложения N 10 к Руководству по безопасности.

Рисунок 3. Обобщенное дерево событий для аварии без нарушения целостности границы первого контура (не приводится)

Конечное состояние, характеризующееся уровнем тяжести 0100, возникающее в случае реализации аварийной последовательности 1, соответствует проектному протеканию процессов, при котором отсутствуют повреждения физических барьеров сверх проектных пределов.

Конечное состояние с уровнем тяжести 3100 возникает в случае реализации аварийной последовательности АП 2. Эта АП соответствует непроектному протеканию переходных процессов, вследствие, например, невыполнения ФБ отвода тепла через второй контур на начальном этапе аварийного процесса. Такое развитие аварийных процессов может привести к выкипанию части теплоносителя первого контура через предохранительные клапаны (PC 3). Дальнейшее протекание аварии в соответствии с АП 2 предполагает, что используемые меры по управлению ЗПА предотвращают более тяжелые повреждения активной зоны, в результате чего не создаются условия для повреждения корпуса реактора при высоком давлении. Состояние защитной оболочки для АП 2 соответствует проектным условиям. Состояние 3100 реализуется при ЗПА, не имеющих тяжелых последствий.

Конечное состояние с уровнем тяжести 3101 (АП 3) отличается от состояния с уровнем тяжести 3100 тем, что размеры неплотностей в ГО превышают проектные пределы. Это может привести к выбросу выделяющихся в процессе аварии РВ в окружающую среду и превышению установленных проектных пределов по радиационному воздействию для проектных аварий.

Конечное состояние с уровнем тяжести 3200 (АП 4) характеризуются тяжелым повреждением топлива в активной зоне, степень которого превышает установленные для проектных аварий пределы (полное нарушение охлаждаемой геометрии и расплавление активной зоны при этом предотвращается благодаря принимаемым мерам по управлению аварией), отсутствием повреждения корпуса реактора и размерами неплотностей в ГО, не превышающими проектных пределов. Следует, однако, отметить, что для состояния 3200 возможно превышение установленных для проектных аварий пределов по радиационному воздействию вследствие повышенного по сравнению с проектными авариями выхода РВ из реакторной установки в объем ГО.

Конечное состояние с уровнем тяжести 3201 (АП 5) отличается от конечного состояния с уровнем тяжести 3101 большими размерами выбросов РВ в окружающую среду вследствие более тяжелых повреждений активной зоны.

Конечное состояние с уровнем тяжести 3300 (АП 6) характеризуется разрушением активной зоны, при котором благодаря принимаемым мерам по управлению аварией предотвращается повреждение корпуса реактора при высоком и низком давлении в первом контуре и сохраняется проектная плотность ГО.

Конечное состояние с уровнем тяжести 3303 (АП 7) реализуется при непринятии мер по исключению высокотемпературной ползучести трубок ПГ (при расплавленной активной зоне возможен перегрев трубок ПГ с последующим нарушением их целостности в случае отсутствия охлаждения со стороны второго контура), что приводит к возникновению байпаса ГО и поступлению РВ в окружающую среду.

Конечное состояние с уровнем тяжести 3301 (АП 8) аналогично состоянию с уровнем тяжести 3201 и отличается от него большими размерами выбросов радиоактивных веществ в окружающую среду вследствие более тяжелых повреждений активной зоны.

Конечное состояние с уровнем тяжести 3320 (АП 9) характеризуется полным расплавлением активной зоны, повреждением корпуса реактора при низком давлении в первом контуре и отсутствием повреждений ГО, в том числе благодаря принимаемым мерам по предотвращению проплавления основания ГО.

Конечное состояние с уровнем тяжести 3323 (АП 10) характеризуется полным расплавлением активной зоны, повреждением корпуса реактора при низком давлении в первом контуре и нарушением целостности границы первого контура в ПГ, приводящей к байпасу защитной оболочки и поступлению РВ в окружающую среду вследствие непринятия мер по исключению высокотемпературной ползучести трубок ПГ.

Конечное состояние с уровнем тяжести 3322 (АП 11, 12) отличается от состояния с уровнем тяжести 3320 тем, что происходит проплавление основания защитной оболочки и выход кориума за ее пределы, что приводит к выбросу РВ за пределы ГО, поступлению горючих газов от взаимодействия кориума с бетоном в ГО, что также может привести к дополнительному повреждению ГО.

Конечное состояние с уровнем тяжести 3311 (АП 13) характеризуется полным расплавлением активной зоны и повреждением корпуса реактора при высоком давлении в первом контуре, что приводит к зависимому повреждению ГО и последующему выбросу РВ в окружающую среду.

Аварии с малым или очень малым нарушением целостности первого контура внутри ГО

В эту группу сценариев входят малые и очень малые течи из первого контура внутри ГО (PC 1), возникающие вследствие повреждения трубопроводов первого контура и связанных с ним систем. Эквивалентный диаметр таких течей меньше Ду 50 мм. При течах данной группы энергия, отводимая от твэлов активной зоны в течь, не превышает энергию остаточных тепловыделений. В процессе развития аварии давление в первом контуре снижается, не достигая уставки срабатывания ГЕ САОЗ без принятия дополнительных мер по снижению давления.

На рисунке 4 представлено обобщенное дерево событий для данной категории ЗПА, на котором в качестве промежуточных событий рассмотрены следующие обобщенные функции безопасности и меры по управлению авариями:

A - приведение и поддержание реактора в подкритическом состоянии;

F - поддержание запаса теплоносителя и отвод тепла от активной зоны;

ZO - изоляция защитной оболочки;

F1 - меры по управлению аварией, реализация которых ограничивает повреждение активной зоны пределами, установленными для проектных аварий;

F2 - меры по управлению аварией, реализация которых предотвращает полное расплавление активной зоны;

F3 - меры по управлению аварией, реализация которых предотвращает повреждение корпуса реактора;

L - снижение давления в первом контуре для предотвращения повреждения корпуса реактора при высоком давлении;

ZO1 - меры по управлению аварией, реализация которых предотвращает проплавление основания ГО;

ZO2 - меры по управлению аварией, реализация которых предотвращает высокотемпературную ползучесть трубок ПГ.

В качестве исходного события принята малая (Ду50) течь первого контура внутри ГО.

Рисунок 4. Обобщенное дерево событий для аварии с малым и очень малым нарушением целостности границы первого контура (не приводится)

Конечное состояние с уровнем тяжести 1100 (АП 2) возникает при проектном протекании процессов, когда степень повреждения ядерного топлива в активной зоне не превышает пределов, установленных для проектных аварий, отсутствуют повреждения корпуса реактора и состояние ГО соответствует проектным условиям.

Конечное состояние с уровнем тяжести 1101 (АП 3) отличается от состояния 1100 тем, что размеры неплотностей в ГО превышают значение проектной утечки, что может привести к раннему выбросу выделяющихся в процессе аварии РВ в окружающую среду и превышению установленных проектных пределов по радиационному воздействию для аварийных условий.

Конечное состояние с уровнем тяжести 1200 (АП 4) характеризуется тяжелым повреждением твэлов в активной зоне, степень которого превышает установленные для проектных аварий пределы, отсутствием повреждения корпуса реактора и размерами неплотностей в ГО, не превышающими проектной утечки. Для состояния 1200 возможно превышение установленных для проектных аварий пределов по радиационному воздействию вследствие повышенного по сравнению с проектными авариями выхода РВ из реакторной установки в объем ГО.

Конечное состояние с уровнем тяжести 1201 (АП 5) отличается от состояния с уровнем тяжести 1101 большими размерами выбросов РВ в окружающую среду вследствие более тяжелых повреждений активной зоны.

Конечное состояние с уровнем тяжести 1300 (АП 6) характеризуется полным разрушением активной зоны (существенной деградации охлаждаемой геометрии), при котором, благодаря принимаемым мерам предотвращается повреждение корпуса реактора при высоком и низком давлении в первом контуре и сохраняется проектная плотность ГО.

Конечное состояние с уровнем тяжести 1303 (АП 7) реализуется при непринятии мер по исключению высокотемпературной ползучести трубок ПГ (при расплавленной активной зоне возможен перегрев трубок ПГ с последующим нарушением их целостности в случае отсутствии охлаждения со стороны второго контура), что приводит к возникновению байпаса ГО и поступлению РВ в окружающую среду.

Конечное состояние с уровнем тяжести 1301 (АП 8) аналогично состоянию с уровнем тяжести 1201 и отличается от него большими размерами выбросов радиоактивных веществ в окружающую среду вследствие более тяжелых повреждений активной зоны.

Конечное состояние с уровнем тяжести 1320 (АП 9) характеризуется полным расплавлением активной зоны, повреждением корпуса реактора при низком давлении в первом контуре и отсутствием повреждений ГО благодаря принимаемым мерам по предотвращению проплавления основания ГО.

Конечное состояние с уровнем тяжести 1323 (АП 10) реализуется при непринятии мер по исключению высокотемпературной ползучести трубок ПГ (при расплавленной активной зоне возможен перегрев трубок ПГ с последующим нарушением их целостности в случае отсутствии охлаждения со стороны второго контура), что приводит к возникновению байпаса ГО и поступлению РВ в окружающую среду.

Конечное состояние с уровнем тяжести 1322 (АП 11, 12) отличается от состояния с уровнем тяжести 1320 тем, что происходит проплавление основания ГО и выход кориума за ее пределы, что приводит к позднему выбросу радиоактивных веществ за пределы ГО.

Конечное состояние с уровнем тяжести 1311 (АП 13) характеризуется полным расплавлением активной зоны и повреждением корпуса реактора при высоком давлении в первом контуре, что приводит к зависимому повреждению ГО и последующему выбросу РВ в окружающую среду.

Средние и большие нарушения целостности границы первого контура внутри ГО

В эту группу сценариев входят средние и большие течи из первого контура внутри ГО (PC 2), возникающие вследствие повреждения трубопроводов (оборудования) первого контура и связанных с ним систем, размеры которых превышают Ду50, когда энергия, отводимая от активной зоны с истекающим теплоносителем больше энергии остаточных тепловыделений.

На рисунке 5 для данной категории ЗПА представлено обобщенное дерево событий, на котором в качестве промежуточных событий рассмотрены следующие функции безопасности и меры по управлению ЗПА:

A - приведение и поддержание реактора в подкритическом состоянии (требуется для средних течей первого контура, не требуется для больших течей);

H - поддержание запаса теплоносителя и отвод тепла от активной зоны;

ZO - изоляция ГО;

H1 - меры по управлению ЗПА, реализация которых предотвращает полное расплавление активной зоны (предотвращает нарушение охлаждаемой конфигурации активной зоны);

H2 - меры по управлению ЗПА, реализация которых предотвращает повреждение корпуса реактора;

ZO1 - меры по управлению ЗПА, реализация которых предотвращает проплавление основания ГО;

ZO2 - меры по управлению ЗПА, реализация которых предотвращает высокотемпературную ползучесть трубок ПГ.

В качестве исходного события принята большая (Ду850) течь первого контура внутри ГО.

Конечное состояние с уровнем тяжести 2100 (АП 1) возникает при проектном протекании процессов, когда степень повреждения топлива в активной зоне не превышает пределов, установленных для проектных аварий, отсутствуют повреждения корпуса реактора и значение утечки из ГО не превышает проектную величину.

Конечное состояние с уровнем тяжести 2101 (АП 2) отличается от состояния 2100 тем, что размеры неплотностей в ГО превышают проектную утечку, что может привести к раннему выбросу РВ в окружающую среду и превышению установленных проектных пределов для проектных аварий по радиационному воздействию.

Конечное состояние с уровнем тяжести 2200 (АП 3) характеризуется тяжелым повреждением топлива в активной зоне, степень которого превышает установленные для проектных аварий пределы (при сохранении охлаждаемой геометрии, по крайней мере, для части активной зоны), отсутствием повреждения корпуса реактора <36> и размерами неплотностей в ГО, не превышающих проектные пределы. Следует, отметить, что для состояния с уровнем тяжести 2200 возможно превышение установленных для проектных аварий пределов по радиационному воздействию вследствие повышенного по сравнению с проектными авариями выхода РВ из реакторной установки в объем ГО.

--------------------------------

<36> В отличие от малых течей предполагается, что повреждение корпуса реактора может произойти только при низком давлении.

Конечное состояние с уровнем тяжести 2201 (АП 4) отличается от состояния с уровнем тяжести 2101 большими размерами выбросов РВ в окружающую среду вследствие более тяжелых повреждений активной зоны.

Конечное состояние с уровнем тяжести 2300 (АП 5) характеризуется полным разрушением активной зоны, при котором благодаря принимаемым мерам предотвращается повреждение корпуса реактора при высоком и низком давлении в первом контуре и сохраняется проектная плотность ГО.

Конечное состояние с уровнем тяжести 2303 (АП 6) реализуется при непринятии мер по исключению высокотемпературной ползучести трубок ПГ (при расплавленной активной зоне и наличии "гидрозатворов" в петлях ГЦТ возможна реализация режима, приводящего к перегреву трубок ПГ с последующим нарушением их целостности) для случая отсутствия охлаждения со стороны второго контура). Это приводит к возникновению байпаса ГО и поступлению РВ в окружающую среду.

Конечное состояние с уровнем тяжести 2301 (АП 7) аналогично состоянию 2201 и отличается от него большими размерами выбросов РВ в окружающую среду, вследствие более тяжелых повреждений активной зоны.

Конечное состояние с уровнем тяжести 2320 (АП 8) характеризуется полным расплавлением активной зоны (существенной деградации охлаждаемой геометрии активной зоны), повреждением корпуса реактора при низком давлении в первом контуре и отсутствием повреждений ГО, благодаря принимаемым мерам по предотвращению проплавления основания ГО.

Конечное состояние с уровнем тяжести 2323 (АП 9) реализуется при непринятии мер по исключению высокотемпературной ползучести трубок ПГ (при расплавленной активной зоне возможен перегрев трубок ПГ с последующим нарушением их целостности в случае отсутствии охлаждения со стороны второго контура), что приводит к возникновению байпаса ГО и поступлению РВ в окружающую среду.

Конечное состояние с уровнем тяжести 2322 (АП 10) отличается от состояния с уровнем тяжести 2320 тем, что происходит проплавление основания защитной оболочки и выход кориума за ее пределы, что приводит к позднему выбросу РВ за пределы ГО.

Конечное состояние с уровнем тяжести 2321 (АП 11) отличается от состояния с уровнем тяжести 2320 тем, что имеется неплотность ГО, превышающая значение проектной утечки.

Рисунок 5. Обобщенное дерево событий для аварий с большим и средним нарушением целостности границы первого контура в пределах ГО (не приводится)

Нарушения целостности первого контура в ПГ

Течи из первого контура во второй контур (PC 4) возникают вследствие разрывов одной или нескольких теплообменных трубок, повреждений коллектора или отрыва крышки коллектора парогенератора.

ЗПА при таких событиях могут возникать вследствие невыполнения функций безопасности, связанных с приведением и поддержанием реактора в подкритическом состоянии, поддержанием запаса теплоносителя в активной зоне, отвода тепла от активной зоны и изоляцией аварийного парогенератора от второго контура и окружающей среды.

На рисунке 6 представлено обобщенное дерево событий для ЗПА данной категории.

Заголовки промежуточных событий имеют следующий смысл:

A - перевод и поддержание реактора в подкритическом состоянии;

Z - изоляция аварийного парогенератора по второму контуру;

R - поддержание запаса теплоносителя и отвод тепла от активной зоны при изолированном аварийном ПГ;

R1 - меры по управлению ЗПА, реализация которых ограничивает повреждение активной зоны пределами, установленными для проектных аварий при изолированном аварийном ПГ;

R2 - меры по управлению ЗПА, реализация которых предотвращает полное расплавление активной зоны при изолированном аварийном ПГ;

R3 - меры по управлению ЗПА, реализация которых предотвращает повреждение корпуса реактора при изолированном аварийном ПГ;

L - снижение давления в первом контуре для предотвращения повреждения корпуса реактора при высоком давлении при изолированном аварийном ПГ;

Z0 - поддержание запаса теплоносителя и отвод тепла от активной зоны при неизолированном аварийном ПГ;

Z1 - меры по управлению ЗПА, реализация которых ограничивает повреждение активной зоны пределами, установленными для проектных аварий при неизолированном аварийном ПГ;

Z2 - меры по управлению ЗПА, реализация которых предотвращает полное расплавление активной зоны при неизолированном аварийном ПГ;

Z3 - меры по управлению ЗПА, реализация которых предотвращает повреждение корпуса реактора при неизолированном аварийном ПГ;

ZO1 - меры по управлению ЗПА, реализация которых предотвращает проплавление основания ГО;

ZO2 - меры по управлению ЗПА, реализация которых предотвращает байпас ГО (в том числе вследствие высокотемпературной ползучести теплообменных трубок ПГ).

Конечное состояние с уровнем тяжести 4100 (АП 2) возникает при проектном протекании процессов, когда степень повреждения твэлов активной зоны не превосходит пределов, установленных для проектных аварий и аварийный ПГ изолирован от второго контура и окружающей среды в течение короткого времени после начала аварии.

Конечное состояние с уровнем тяжести 4103 (АП 3 и 13) отличается от конечного состояния с уровнем тяжести 4100 более длительным временем до достижения изоляции аварийного ПГ (за счет реализации мер по управлению ЗПА), в результате чего возможен выброс большого количества теплоносителя вместе с выделяющимися в процессе аварии РВ в окружающую среду.

Конечное состояние с уровнем тяжести 4200 (АП 4) отличается от состояния с уровнем тяжести 4100 большей степенью повреждения активной зоны. Существенная деградация охлаждаемой геометрии вследствие расплавления активной зоны предотвращается благодаря мерам по управлению ЗПА.

Конечное состояние с уровнем тяжести 4203 (АП 5 и 14) отличается от состояния с уровнем тяжести 4103 большей степенью повреждения активной зоны.

Конечное состояние с уровнем тяжести 4300 (АП 6) соответствует полному расплавлению активной зоны, однако благодаря мерам по управлению ЗПА предотвращается повреждение корпуса реактора.

Конечное состояние с уровнем тяжести 4303 (АП 7 и 15) отличается от состояния с уровнем тяжести 4203 большей степенью повреждения активной зоны (утрачивается охлаждаемая геометрия активной зоны).

Конечное состояние с уровнем тяжести 4320 (АП 8) характеризуется полным расплавлением активной зоны, повреждением корпуса реактора при низком давлении в первом контуре и отсутствием повреждений герметичного ограждения благодаря мерам по предотвращению проплавления основания защитной оболочки.

Конечные состояния с уровнем тяжести 4322 (АП 9) и 4323 (АП 16) отличаются от состояния с уровнем тяжести 4320 тем, что в указанных состояниях либо происходит проплавление основания ГО и выход кориума за его пределы с соответствующим выбросом РВ в окружающую среду, либо к моменту разрушения корпуса реактора имеет место байпас ГО.

Конечные состояния 4311 (АП 10) и 4313 (АП 11 и 17) характеризуются повреждением корпуса реактора при повышенном давлении в первом контуре и зависимым отказом системы ГО, либо наличием байпаса ГО.

Рисунок 6. Обобщенное дерево событий для аварий с нарушением целостности границы первого контура в ПГ (не приводится)

Нарушение целостности первого контура, приводящее к течи за пределы ГО в смежные системы

Течи за пределы ГО (PC 5) возникают вследствие разрывов трубопроводов систем, связанных с первым контуром (например, системы подпитки-продувки) за пределами защитной оболочки.

ЗПА при таких событиях могут возникать вследствие невыполнения ФБ, связанных с изоляцией места течи от первого контура, приведением и поддержанием реактора в подкритическом состоянии, поддержанием запаса теплоносителя в активной зоне, отвода тепла от активной зоны.

На рисунке 7 представлено обобщенное дерево событий для ЗПА данной категории.

Заголовки промежуточных событий имеют следующий смысл:

C - изоляция ГО;

A - перевод и поддержание реактора в подкритическом состоянии;

P - поддержание запаса теплоносителя и отвод тепла от активной зоны;

P1 - меры по управлению ЗПА, реализация которых ограничивает повреждение активной зоны пределами, установленными для проектных аварий;

P2 - меры по управлению ЗПА, реализация которых предотвращает полное расплавление (существенная деградация охлаждаемой геометрии) активной зоны;

P3 - меры по управлению ЗПА, реализация которых предотвращает повреждение корпуса реактора;

L - снижение давления в первом контуре для предотвращения повреждения корпуса реактора при высоком давлении;

ZO1 - меры по управлению ЗПА, реализация которых предотвращает проплавление основания ГО;

C0 - изоляция течи первого контура за пределы ГО в короткое время после начала аварии;

C1 - изоляция течи в течение времени, когда степень повреждения активной зоны не превышает проектных пределов;

C2 - изоляция течи в течение времени, когда предотвращается полное расплавление активной зоны;

C3 - изоляция течи в течение времени, когда предотвращается повреждение корпуса реактора.

Аварийные последовательности 1 - 7, приводящие к конечным состояниям с уровнями тяжести, соответственно, 0, 2, 4, 6, 7, 9 реализуются при изоляции течи в короткое время после начала аварии и их последствия аналогичны последствиям для переходных режимов (PC 0).

Аварийные последовательности 8 - 13, приводящие к конечным состояниям с уровнями тяжести, соответственно, 0, 1, 3, 5, 8, 9 реализуются при неизоляции течи в течение различных времен, что приводит к выбросам вследствие наличия байпаса ГО.

Рисунок 7. Обобщенное дерево событий для аварий с нарушением целостности первого контура, приводящих к течам в смежные системы (не приводится)

Определение сценариев тяжелых аварий для включения в окончательный перечень запроектных аварий

На основании анализа обобщенных ДС, представленных выше, определяются сценарии тяжелых аварий, подлежащих включению в окончательный перечень ЗПА. Сценарии тяжелых аварий, включаются в указанный перечень таким образом, чтобы они в своей совокупности охватывали все имеющиеся в обобщенных ДС уровни тяжести. Ниже в таблице 3 перечислены сценарии тяжелых аварий, охватывающие все уровни тяжести, имеющиеся на ДС, приведенных на рисунках 3 - 7, и подлежащие включению в окончательный перечень ЗПА.

Таблица 3. Пример детального представления сценариев тяжелых аварий, подлежащих учету в окончательном перечне ЗПА

В таблице 4 приведен альтернативный (обобщенный) способ представления сценариев тяжелых аварий в окончательном перечне ЗПА.

Таблица 4. Пример обобщенного представления сценариев тяжелых аварий, подлежащих включению в окончательный перечень ЗПА

--------------------------------

<37> Предполагается неизоляция по пару аварийного парогенератора (в том числе, вследствие неуспешной работы обратных клапанов).

<38> По второму контуру, либо, при наличии ГЗЗ, - по первому контуру.

<39> По второму контуру, либо, при наличии ГЗЗ, - по первому контуру.

Представленный выше в таблицах 3, 4 перечень сценариев тяжелых аварий для включения в окончательный перечень ЗПА может уточняться после определения для каждого из сценариев перечня систем и действий персонала, которые задействуются в применяемой стратегии управления аварией (после детализации обобщенных деревьев событий до уровня систем (действий персонала), обеспечивающих выполнение ФБ). В результате выполнения уточнения может также возникнуть необходимость разделения выделенных уровней тяжести состояния АС (представленных в таблице 2).