1. Анализ аварии на атомной электростанции
Фукусима-Дайичи Токийской
Электроэнергетической Компании и
предлагаемые контрмеры
Октябрь 2011 г.
Японский институт ядерных технологий (JANTI)
Комитет по расследованию и анализу аварии на атомной станции Фукусима-Дайичи
1
3. Введение
Мы, Комитет по изучению аварии на атомной станции Фукусима-Дайичи, осознаем тот факт,
что авария, произошедшая на атомной станции Фукусима-Дайичи Токийской
Электроэнергетической Компании (в дальнейшем именуемая Фукусима-Дайичи), вызванная
Великим Восточно-японским землетрясением, потрясла основы японской ядерной
промышленности, нанеся ущерб репутации всего корпуса японских ядерных инженеров, что
привело к глубокому скептицизму общественности в том, что касается отношения к делу тех
инженеров, которые не сумели предотвратить аварию.
Широко известно, что непосредственной причиной аварии стал удар волны цунами,
значительно превзошедшей по своим масштабам то, что предполагалось при
проектировании станции. Хотя на момент проектирования станции использовались самые
последние научные данные, на основе которых была сделана оценка ожидаемой величины
волны, необходимо признать, что подготовка к наихудшему сценарию развития, в котором
волна цунами была бы намного больше ожидаемой, оказалась неудовлетворительной. В
результате, одна за другой, расплавились активные зоны блоков 1, 2 и 3, и радиоактивные
вещества были выброшены в окружающую среду в объеме, обусловившем классификацию
аварии уровнем 7 по Международной шкале ядерных событий (INES). Мы весьма сожалеем
о том, что авария вызвала огромную волну беспокойства у людей, проживающих в
окрестностях станции, которые понимали и поддерживали её деятельность, но были
вынуждены эвакуироваться и вести жизнь, полную непередаваемых тягот.
Хотя ситуация на Фукусиме-Дайичи в данный момент стабилизировалась благодаря
интенсивным действиям сил самообороны, полиции, пожарных, местных властей, отчаянной
борьбе персонала станции и работников сотрудничающих компаний, сотрудничеству всех
энергокомпаний в части мониторинга близлежащих территорий, а также разнообразной
поддержке и предоставлению оборудования компаниями, занимающимися строительством
станций, в Японии и за её пределами, мы по-прежнему прогнозируем, что восстановление
окружающей среды на прилегающих территориях займет достаточно длительное время.
Между тем, что касается атомных станций, которые непосредственно не подверглись
воздействию Великого Восточно-японского землетрясения, большое число людей
испытывают всё возрастающую обеспокоенность проблемами безопасности на станциях,
вследствие чего станции, которые были остановлены для периодической инспекции, или
для выявления причин беспокоящей проблемы, или для реализации контрмер, до сих пор не
возвращены в эксплуатацию даже по окончании обязательной проверки или по завершении
строительства. Ситуация сложилась таким образом отчасти из-за недостаточного
понимания общественностью объяснений, приведенных на государственном уровне или
энергокомпаниями. В связи с этим снабжение электроэнергией и энергобаланс во многих
районах страны оказались летом под угрозой, и преодолеть эти проблемы удалось только
лишь благодаря замещающему использованию мощностей тепловых электростанций.
Стабильность обеспечения энергией – это краеугольный камень экономики нашей страны; в
Японии, которая бедна энергетическими ресурсами, необходимость стабильного
энергоснабжения за счет атомных станций полностью сохранится и в будущем.
Мы полагаем, что первостепеннейшая задача ядерно-энергетической отрасли – спокойно
проанализировать причину аварии, вернувшись к её исходной точке, извлечь как можно
3
4. больше уроков из этого анализа, использовать их для повышения безопасности японских
атомных станцийобщества о проведении таких мероприятий.
В случае японских атомных станций, по инициативе государственных контрольных органов
дважды были применены противоаварийные меры. Тем не менее, некоторые из жителей,
проживающих вблизи атомных станций, считают, что связь между принятыми мерами
противоаварийного реагирования и причиной аварии, либо подача событий, наблюдавшихся
на Фукусиме-Дайичи, была неочевидной, и они не убеждены, что подобные меры способны
предотвратить аварию с угрозой для жизни людей из близлежащих районов, подобную той,
которая произошла на Фукусиме-Дайичи.
В указанных выше обстоятельствах, и поскольку детальная информация о режиме работы
станции или о результатах анализа публиковалась компанией TEPCO в течение
упомянутого периода времени, который составил почти полгода со дня аварии, Японский
институт ядерных технологий (JANTI) создал под своей эгидой "Комитет по изучению
аварии", собрав в нём, помимо собственных экспертов JANTI, многих экспертов из области
ядерной энергетики и извне её, и тем самым привлек все располагаемые интеллектуальные
ресурсы отрасли к тому, чтобы сформулировать точку зрения атомной энергетики,
проанализировать ход событий, отмечавшихся на месте аварии, и её причины, вычленить
уроки, которые необходимо выучить и, основываясь на этих уроках, составить, как
предложение Комитета, перечень мероприятий, проведение которых с наибольшей
вероятностью повысит уровень безопасности на атомных станциях.
Кроме того, мы, Комитет по изучению аварии, обратились к профессионалам из "Комитета
специалистов по безопасности ядерной энергетики / Подкомитета анализа технологий",
работающего в рамках Общества атомной энергии Японии, который является единственным
научным заведением, полностью специализирующимся на вопросах атомной энергетики, с
просьбой проанализировать наши предложения с целью проверки на наличие неучтенных
элементов или необоснованных положений, не согласующихся с мерами, которые
предстоит принять.
Данное проведенное исследование ограничивается событиями, которые произошли на
территории станции в течение приблизительно пяти первых дней, включая событие
землетрясения, приход волны цунами, последовавшие за этим расплавление активной зоны
и взрыв водорода, с целью поиска путей предотвращения расплавления активной зоны и
последующего выброса радиоактивных веществ в окружающую среду. Мы придерживаемся
мнения, что если каждая компания со всей серьезностью возьмется за реализацию мер,
указанных в данном докладе, это даст возможность сооружать гораздо более устойчивые
станции с множественными мерами безопасности, которые смогут противостоять
запроектным цунами, подобным тому, которое поразило атомную станцию Фукусима-
Дайичи. В то же время нам известно о существовании некоторых, до сих пор до конца не
выясненных, аспектов среди событий, происходивших на Фукусиме-Дайичи, и мы считаем,
что нам будет необходимо проводить пересмотр данного доклада с отражением в нём вновь
обнаруженных фактов, по мере поступления новой информации, начиная с данного
момента. Более того, принимая во внимание характеристики радиоактивных веществ в
окрестностях станции и реакцию обеспокоенных этим же вопросом людей, мы полагаем, что
нам необходимо будет проанализировать уроки, которые будут извлечены, и изучить
предложения по улучшению в данном вопросе.
Наиважнейшим выученным уроком этой аварии является тот, что нам необходимо
постоянно пересматривать меры безопасности, принимая во внимание гипотетические
происшествия, которые выходили бы за рамки условий, рассматриваемых при
проектировании или эксплуатации, и изучая те меры, которые необходимо предпринять,
4
5. чтобы ослабить воздействие подобных событий. Мы полагаем, что первым шагом на пути
восстановления репутации (имеется в виду репутация, подорванная в результате данной
аварии) атомных станций и инженеров, занимающихся такими станциями, является
продолжение серьезного внедрения таких мер и информирования о ситуации не только
специалистов, но также и обыкновенных людей.
Мы были бы крайне признательны, если бы вы высказали нам свое мнение относительно
содержания данного доклада.
Октябрь, 2011 г.
Комитет по изучению аварии на атомной станции Фукусима-Дайичи,
Ведущий эксперт Такаши Додо
5
6. Члены Комитета по Изучению
Дискутирующие члены
Комитета по изучению аварии на атомной станции Фукусима-Дайичи
(Сокращения г-н и г-жа опущены, должности – по состоянию на период дискуссии)
Ведущий Японский Институт Ядерных Технологий,
Эксперт Исполнительный Директор Такаши ДОДО
Hokkaido Electric Power Co., Inc
Отделение Ядерной Энергетики
Управление контроля ядерного топлива
Руководитель группы технологий Томохиро Кодаира
Tohoku Electric Power Co., Inc
Центральный офис Тепловой и Ядерной Энергетики
Отделение Ядерной Энергетики (Технология Ядерной Энергетики)
Начальник участка Цунехиро Тада
Chubu Electric Power Co., Inc
Центральный офис Ядерной Энергетики
Руководитель группы технологий безопасности Коухиро Такеяма
Hokuriku Electric Power Co., Inc
Центральный офис Ядерной Энергетики
Отделение Ядерной Энергетики
Заместитель управляющего по Технологии и
по Обеспечению Качества
Тошихико Такахаши
Kansai Electric Power Co., Inc
Центральный офис Ядерно-энергетической деятельности
Директор отделения Технологий Ядерной
Энергетики
Хирохико Йошида
Chugoku Electric Power Co., Inc
Центральный офис Коммерческой Деятельности в сфере
Энергоснабжения
Управляющий (по электротехническому проектированию строящихся АЭС) Юичи
Ида
Shikoku Electric Power Co., Inc
Центральный офис Ядерной Энергетики
Отделение Ядерной Энергетики,
Руководитель группы эксплуатации
Масахико Сато
Kyushu Electric Power Co., Inc
Центральный офис Производства Ядерной Энергии
Руководитель группы технологий безопасности Кадзуаки Умада
6
7. Japan Atomic Power Co., Inc
Офис по Управлению производством энергии
Руководитель группы безопасности и технологий Сатору Фукуяма
Japan Nuclear Fuel Limited
Управление технологиями безопасности
Отделение технологий безопасности,
Группа технологий безопасности Тадаши Макихара
Electric Power Development Co., Ltd
Центральный офис Ядерно-энергетической деятельности
Отделение Ядерно-энергетического строительства
Помощник руководителя
Садаюки Курамото
Toshiba Corporation
Директор отделения Технологий восстановления АЭС
Фукусима
Мамору Хатазава
Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd
Директор по инжинирингу Кумиаки Мория
Mitsubishi Heavy Industries Co., Ltd
Центральный офис Ядерно-энергетической деятельности
Бюро продвижения мер повышения безопасности
Заведующий бюро Йошихико Като
7
8. Члены группы исследования доклада
Комитета по изучению аварии на атомной станции Фукусима-Дайичи
(Сокращения г-н и г-жа опущены, должности – по состоянию на период дискуссии)
Hokkaido Electric Power Co., Inc.
Отделение Ядерной Энергетики,
Группа объектов ядерной энергетики Кацуми Дазаи
Отделение Ядерной Энергетики,
Бюро контроля ядерного топлива
Группа энергетических технологий Синичиро Ясуи
Tohoku Electric Power Co., Inc.
Центральный офис Тепловой и Ядерной Энергетики,
Отделение Ядерной Энергетики
Начальник участка (отв. за повышение безопасности) Коудзи Тадакума
Центральный офис Тепловой и Ядерной Энергетики,
Отделение Ядерной Энергетики (Технологии ядерной энергетики)
Заместитель директора Дайсуке Сато
Центральный офис Тепловой и Ядерной Энергетики,
Отделение Ядерной Энергетики (Технологии ядерной энергетики) Дзун Такаиши
Chubu Electric Power Co., Ltd.
Центральный офис Ядерной Энергетики,
Отделение Ядерной Энергетики
Группа по эксплуатации, Начальник участка Тетсуя Ватанабе
Центральный офис Ядерной Энергетики,
Отделение Ядерной Энергетики
Группа технологии безопасности, Начальник участка Кадзуюки Мацумото
Центральный офис Ядерной Энергетики,
Отделение Ядерной Энергетики,
Группа технологии безопасности Акихиро Урано
Hokuriku Electric Power Co., Inc.
Центральный офис Ядерной Энергетики,
Отделение Ядерной Энергетики,
Группа технологий ядерного топлива Сэйси Аракава
Центральный офис Ядерной Энергетики,
Отделение Ядерной Энергетики,
Группа управления объектами ядерной энергетики Дзуничи Нисии
Центральный офис Ядерной Энергетики,
Отделение Ядерной Энергетики,
Группа эксплуатации и производства ядерной энергии Акира Обата
Kansai Electric Power Co., Inc.
Центральный офис Ядерно-энергетической деятельности,
Руководитель группы технологий ТОиР станций Тосихико Танака
Директор Центрального офиса Ядерно-энергетической деятельности Кенсуке Йошихара
Chugoku Electric Power Co., Inc.
Центральный офис Коммерческой Деятельности в сфере Энергоснабжения
Зам. руководителя (по электротехническому проектированию
строящихся АЭС) Такацугу Такатори
Центральный офис Коммерческой Деятельности в сфере Энергоснабжения
8
9. Зам. руководителя (отв. за безопасность сооружений
ядерной энергетики) Такео Макино
Shikoku Electric Power Co., Inc.
Центральный офис Ядерной Энергетики,
Отделение Ядерной Энергетики
Зам. руководителя группы эксплуатации Дайсуке Мидзобучи
Kyushu Electric Power Co., Inc.
Центральный офис Производства Ядерной Энергии,
Группа управления производством энергии Цуйоси Муто
Japan Atomic Power Co., Inc.
Отделение Производства Ядерной Энергии,
Группа управления АЭС,
Зам. руководителя Масаси Начи
Бюро по управлению производством ядерной энергии,
Руководитель группы безопасности и технологий Масару Яманака
Japan Nuclear Fuel Limited
Управление технологиями безопасности
Отделение технологий безопасности,
Группа технологий безопасности Тадаси Макихара
Electric Power Development Co., Ltd.
Центральный офис Коммерческой Деятельности в области Ядерной Энергетики,
Отделение строительства объектов ядерной энергетики,
Группа технологий объектов Коудзу Мияо
Toshiba Corporation
Компания «Энергетические Системы»,
Отделение проектирования ядерно-энергетических систем Хирохиде Ойкава
Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd.
Отделение ядерно-энергетического планирования,
Группа планирования ядерных реакторов,
Главный инженер Кохеи Хисамочи
Mitsubishi Heavy Industries Co., Ltd.
Директор Отделения технологий безопасности ядерных реакторов Сигемицу Умесава
Отделение технологий безопасности ядерных реакторов,
Руководитель группы контроля технологий безопасности Хисанага Такахаси
Отделение технологий безопасности ядерных реакторов,
Группа контроля технологий безопасности Мицухиро Кано
Japan Nuclear Technology Institute
Директор, Заведующий отделением анализа опыта эксплуатации Масухиро Накано
Наблюдатели
Tokyo Electric Power Co., Inc.,
Директор Отделения управления ядерно-энергетической
эксплуатацией Такеси Такахаси
Федерация электроэнергетических компаний Японии,
Зам. заведующего Отделением Ядерной Энергетики Таи Фурута
9
10. Члены группы рассмотрения доклада
Комитета по Изучению Аварии на Атомной Станции Фукусима-Дайичи
(Японский институт ядерных технологий (JANTI))
Члены Совета
Директор, Заведующий отделом по общим вопросам Акио Фукуда
Директор, Заведующий отделом Культуры безопасности Эцудзи Обу
Директор, Заведующий отделом Кодексов и стандартов Хироюки Ито
Консультанты Тамихеи Накамура
Хироаки Кавасима
Бюро планирования Нобуюки Китамура
Тосики Нагасава
Отдел по общим вопросам Нобуюки Ониси
Отдел анализа опыта эксплуатации Ичиро Мураками
Томоюки Ямадзаки
Кадзуки Такада
10
11. Список принятых сокращений:
ADS Автоматическая система сброса давления
AM Управление аварией
AO # Клапан с пневмоприводом
APD Аварийный карманный дозиметр
ASW Система вспомогательной морской воды
BAF Нижняя часть активного топлива
BWR Реактор с кипящей водой
CCS Система охлаждения гермооболочки
CRD Привод управляющего стержня
CS Система орошения активной зоны
CST Бак запаса конденсата
CWP Циркуляционный водяной насос
D/D FP Пожарный насос с дизельным приводом
DG Дизельный генератор (ДГ)
D/W Сухой колодец
DWC Система охлаждения сухого колодца
ECCS Система аварийного охлаждения активной зоны
EECW Система охлаждающей воды аварийного оборудования
FCS Система контроля воспламеняемости
FP Система противопожарной защиты
FPC Система охлаждения и фильтрации БВ ОЯТ
HPCI Система впрыска теплоносителя высокого давления
HPCS Система орошения активной зоны высокого давления
HPCW Замкнутая система охлаждения компонентов HPCS морской водой
IA Система сжатого воздуха
IC Конденсатор для изолированного состояния (аварийный конденсатор)
ITV Производственное телевидение
M/C Комплектное распределительное устройство (КРУ)
MCC Щит управления двигателями
MCR Центральный щит управления (ЦЩУ)
MO # Электроприводной клапан
MP Станция мониторинга
MSIV Отсечной клапан острого пара
MUWC Система конденсатной подпиточной воды
MUWP Система очищенной подпиточной воды
O.P. Онагамская реперная отметка
P/C Энергоузел
PCIS Система изоляции гермооболочки
PCV Гермооболочка («корпус первичной гермооболочки»)
PSA Вероятностный анализ безопасности
PWR Реактор с водой под давлением
R/B Здание реактора
RCIC Система изолированного охлаждения активной зоны реактора
RCW Замкнутая система водяного охлаждения реакторного здания
RHR Система удаления остаточного тепла
RHRC Система водяного охлаждения компонентов системы RHR
RHRS Система охлаждения морской водой компонентов системы RHR
RPV Корпус реактора
RSW Система охлаждения морской водой компонентов системы RCW
S/C Камера понижения давления
S/P Бассейн понижения давления
11
12. SA Тяжелая авария
SBO Обесточивание станции
SFP Бассейн выдержки отработавшего ядерного топлива, БВ ОЯТ (система
охлаждения)
SGTS Резервная система газоочистки
SHC Режим охлаждения в остановленном состоянии
SLC Резервная система жидкостного контроля
SRV Разгрузочно-предохранительный клапан
T/B Машзал
TAF Верхняя часть активного топлива
TSW Замкнутая система охлаждения морской водой машзала
UHS Конечный поглотитель тепла
Глоссарий
Управление Аварией (Меры противодействия тяжелым авариям) AM
Предпринимаемые меры, выраженные в эффективном использовании резервов безопасности и
штатных функций безопасности, заложенных в существующем проекте, прочих функций, отличных
от штатно предусмотренных, и устройств проборы, которые недавно были установлены с расчетом
на подобные аварии – с целью предотвращения перерастания запроектной аварии, потенциально
способной привести к большим повреждениям активной зоны, в тяжелую аварию, или же смягчения
её воздействия в случае, если авария все же разовьется в тяжелую.
Пневмоприводной клапан AO valve
Клапаны, работающие на сжатом воздухе
Аварийный карманный дозиметр APD
Персональный радиационный монитор со встроенным сигнализатором тревоги, на основе
полупроводникового детектора. Возможность регистрации имени пользователя, а также времени
его работы.
Альтернативное орошение гермооболочки
Относится к функции орошения гермооболочки, фактически использующей систему конденсатной
подпиточной воды (MUWC), а также источники воды и насосы противопожарных систем
технической воды.
Альтернативный ввод контрольных стержней
Прекращение работы реактора автоматическим вводом управляющих стержней после обнаружения
контрольно-измерительной аппаратурой, установленной отдельно от существующей системы
аварийного останова, какого-либо отклонения от нормы (например, повышенного давления, низкого
уровня воды в реакторе)
Альтернативная система управления реактивностью
Аварийный останов циркуляционного насоса и введение управляющих стержней на основании
уровня воды и давления в реакторе, с помощью сигнала системы защиты реактора (RPS).
Альтернативная система впрыска воды
Распыляет воду и обеспечивает удаление избыточного тепла, когда по какой-либо причине
аварийная система охлаждения активной зоны не функционирует. В соответствии с
первоначальным назначением, существует два типа впрыска воды: в реактор под высоким
давлением и для охлаждения гермооболочки. Для альтернативного впрыска воды в реактор под
высоким давлением предназначены система гидравлического управления приводов СУЗ и система
очистки теплоносителя реактора, тогда как система противопожарной защиты, система охлаждения
сухого колодца и система охлаждения гермооболочки и корпуса выполняют функцию охлаждения
гермооболочки.
Автоматическая система сброса давления ADS
Одна из систем аварийного охлаждения активной зоны, которая относится к конечному блоку
системы орошения активной зоны высокого давления или системы впрыска теплоносителя низкого
давления. Её назначение – снижение давления в реакторе и обеспечение возможности для подачи
воды системой впрыска низкого давления за счет открытия главного парового разгрузочно-
12
13. предохранительного клапана, установленного в главном паропроводе.
Система вспомогательной морской воды ASW
Система для подачи морской водой на теплообменники систем замкнутой циркуляции воды
охлаждения технологических теплообменных установок, кулеров подшипников и кондиционеров
воздуха на станции
Оборудование типа «Б»
Данный тип оборудования необходимо одевать на себя при вхождении в зону вероятного
загрязнения радиоактивными веществами.
Колодец клапана обратной промывки
Место, где установлен клапан, изменяющий направление потока морской воды в трубе на
противоположное, для обеспечения возможности очистки конденсатора
Реактор с кипящей водой BWR
В основном в нем используется обогащенный уран в качестве ядерного топлива и вода в качестве
замедлителя нейтронов и теплоносителя. Пар направляется непосредственно в турбину, минуя
теплообменники. Направляемый в паровую турбину пар содержит радиоактивные вещества
Нижняя часть активного топлива BAF
Нижняя часть топливной кассеты.
Угольный фильтр
Фильтр, наполненный гранулированным активированным углем для удаления радиоактивного
йода. Удаление радиоактивного йода активированным углем происходит за счет физической
абсорбции, однако достаточно частым случаем является добавление в фильтр и других химических
веществ, с тем чтобы можно было абсорбировать трудноуловимые соединения йода, такие как
метил йода.
Циркуляционный водяной насос CWP
Пар, отработавший в главной турбине, охлаждается и конденсируется в главном конденсаторе. Для
охлаждения пара используется морская вода, которая подается в систему морской воды
(циркуляционную) этим насосом.
Холодный останов
Относится к состоянию, в котором температура воды в активной зоне реактора ниже 100о , а
переключатель режимов работы реактора находится в положении "Пуск", "Останов" или
"Перегрузка топлива"
Система конденсатной и питательной воды
Система, в которой осуществляется повышение давления и подогрев конденсата, являющегося
результатом конденсации пара в конденсаторе, и его подача в реактор.
Бак запаса конденсата CST
Емкость для хранения воды системы конденсатной воды. Используется для подачи конденсата,
хранения избыточной конденсатной и подпиточной воды и др. В реакторах BWR используется в
качестве источника воды для системы аварийного охлаждения активной зоны.
Конденсатор
Охладитель, использующий морскую воду, для конденсации пара, отработавшего в паровой
турбине. Понижает выходное давление приводящего турбину пара за счет достигнутого высокого
вакуума и повышает теплоперепад, что приводит к повышению к.п.д. турбины.
Работа на постоянной номинальной электрической мощности
Режим работы, при котором выходная электрическая мощность поддерживается на постоянном
уровне
Работа на постоянной номинальной тепловой мощности
Режим работы, при котором тепловая мощность поддерживается на постоянном уровне, а
выходная электрическая мощность флуктуирует в зависимости от условий окружающей среды,
таких как температура морской воды.
Система охлаждения гермооболочки CCS
Устройство для охлаждения теплоносителя при его утечке и для отвода распадного тепла от
топлива путем распыления воды в корпусе гермооболочки с целью удержания давления и
температуры среды внутри гермооболочки ниже максимальных рабочих значений.
Привод стержней управления и защиты (СУЗ) CRD
13
14. Устройство, предназначенное для введения и выведения управляющих стержней в/из активной
зоны реактора. Для реакторов BWR в общем случае приняты приводы с гидравлическим
механизмом. (В усовершенствованных BWR одновременно используются электроприводы.)
Система кондиционирования и вентиляции щита управления
Система, предназначенная для поддержания чистоты атмосферы в помещениях щита управления
путем автоматической изоляции помещений от внешнего воздуха и замкнутой циркуляции воздуха в
помещениях в случае, когда происходит авария с утечкой радиоактивных материалов.
Активная зона
Обозначает область в реакторе, в которой находится ядерное топливо и идет цепная реакция
ядерного деления. Состоит из ядерного топлива и замедлителя, вдоль которых движется
теплоноситель.
Система орошения активной зоны CS
Система, являющаяся в реакторах BWR частью системы аварийного охлаждения активной зоны.
Орошает водой верхнюю часть топлива для его охлаждения во время аварии с потерей
теплоносителя.
Распадное тепло
Тепло, генерируемое при спонтанном распаде ядер атомов радиоактивного вещества (их
превращении в ядра других атомов).
Бак обессоленной воды
Емкость для хранения обессоленной воды, которая получается при деминерализации воды из рек
или водоёмов в обессоливающей установке.
Пожарный насос с дизельным приводом D/D FP
Насосы с дизельным приводом, установленные в системе противопожарной защиты. Они должны
автоматически запускаться, когда давление в системе противопожарной защиты становится низким,
или в случае неработоспособности электроприводного пожарного насоса.
Дизель-генератор (ДГ) DG
Генератор, снабжающий энергией системы, необходимые для безопасного останова
электростанции, в случае потери нормального энергоснабжения на станции. Приводится в
движение дизельным двигателем.
Размыкающий переключатель (выключатель)
Устройство для размыкания цепи для безопасной проверочной работы. Его размыкающая
способность изначально низка, и в общем случае его переключение невозможно при токе нагрузки.
Снабжен блокировкой, так что операция невозможна, если выключатель закрыт.
Сухой колодец D/W
Пространство в корпусе гермооболочки, отличное от камеры понижения давления.
Охладитель сухого колодца DWC
Устройство, которое охлаждает сухой колодец при работе реактора, а также во время
периодических инспекций, во избежание жёстких температурных условий внутри гермооболочки.
Канал, воздуховод
Служит в качестве пути движения воздуха, воды или газа.
Грязеуловитель
Устройство для очистки поступающей морской воды от содержащихся в ней партикулятных
загрязнений.
Класс по сейсмостойкости
Классификация в соответствии с важностью системы, определяемая в классификации по важности
для сейсмостойкого проектирования.
Электромагнитный клапан
Клапан, открытие и закрытие которого происходит под действием электромагнитной силы.
Система аварийного охлаждения активной зоны ECCS
14
15. Инженерные средства безопасности, предназначенные для эффективного расхолаживания
активной зоны даже в условиях, когда имеет место авария с потерей теплоносителя реактора.
Система ECCS располагает объемами, достаточными для расхолаживания активной зоны реактора
независимо от размера разрыва трубы системы первого контура охлаждения реактора. Она состоит
из системы орошения активной зоны высокого давления, системы впрыска в активную зону
высокого давления, системы орошения активной зоны низкого давления, системы впрыска в
активную зону низкого давления и автоматической системы сброса давления. (В случае
усовершенствованных BWR, в систему ECCS включена система изолированного охлаждения
активной зоны)
Система охлаждающей воды аварийного оборудования EECW
Система для подачи охлаждающей пресной воды на аварийные дизель-генераторы и на
охладители аварийного вентиляционного оборудования, необходимой для того, чтобы все единицы
аварийного оборудования могли продолжать выполнение своей функции в ходе аварий с потерей
теплоносителя.
Инженерные средства безопасности
Термин относится к объектам и системам, функциональное назначение которых – удерживать либо
предотвращать выбросы значительных количеств радиоактивного материала, вызванные отказами
топлива или другими отказами в реакторе, которые произошли вследствие тех-или иных
повреждений или отказов реакторных систем.
Усиленная баростойкая вентиляция
Линия вентиляции гермооболочки, обладающая устойчивостью к высокому давлению, которая
подготовлена в рамках мер противодействия тяжелым авариям. Имеются две линии вентиляции
для сухого колодца и для бассейна понижения давления, в каждой из которых предусмотрены
большой и малый пневмоприводные клапаны. После соединения этих двух линий размещены
электроприводной клапан и разрывная мембрана, и далее единая линия выведена в
вентиляционную трубу. Термин "вентиляция гермооболочки" в настоящем докладе относится к
вентиляции через данную усиленную баростойкую линию.
Безопасный отказ
Для поддержания безопасности, даже если происходит отказ. Это означает, что устройства
проектируются так, чтобы поддерживать безопасность без угрозы для основной функции, даже в
случае, когда отказывает часть устройства, или когда происходит функциональный отказ
устройства безопасности и защиты.
Фильтрованная вода
В качестве станционной воды используется вода из рек или водоёмов, прошедшая обработку.
Она используется в тех системах, которым не требуется вода высокого качества
Система противопожарной защиты FP
Система противопожарной защиты электростанции. Помимо обычных пожарных гидрантов, в
распоряжении имеются системы углекислотного пожаротушения для возгораний масел и другие.
Огнестойкая спецодежда
Спецодежда из негорючих материалов.
Промывка
Операция с целью вымывания радиоактивных веществ из труб чистой водой, проводимая с целью
снижения дозовых нагрузок.
Система охлаждения и фильтрации бассейна выдержки ОЯТ FPC
Извлеченные из реактора топливные кассеты необходимо охлаждать в бассейне выдержки
отработавшего ядерного топлива (БВ ОЯТ), поскольку содержащиеся в нем продукты деления
испускают тепловое и радиоактивное излучение. Эта система предназначена для очистки воды
путем удаления включений и поддержания качества воды, и одновременно для охлаждения воды в
бассейне.
Трубчатая топливная оболочка
Тонкостенная трубка круглого сечения, используемая в качестве оболочки для топливного стержня.
В качестве материал используется циркониевый сплав или нержавеющая сталь. Топливные
оболочки отделяют топливо от теплоносителя и играют важную роль в поддержании целостности
топлива.
Бак суточного запаса топлива
Лёгкое дистиллятное топливо, являющееся топливом для аварийных дизель-генераторов,
перекачивается в бак суточного запаса топлива из емкости дизельного топлива, расположенной вне
15
16. здания, в котором размещены аварийные дизель-генераторы. Необходимый запас в каждом баке,
соответствующий времени работы, определяется нормами и правилами безопасности.
Полнолицевая маска
Одно из средств защиты органов дыхания путем очистки, которое полностью закрывает лицо.
Замкнутая система охлаждения компонентов HPCS морской водой HPCW
Система, обеспечивающая подачу морской воды на теплообменники систем, которые в замкнутом
контуре подают свежую воду на охладители двигателей системы орошения активной зоны высокого
давления (HPCS), подшипники и охладитель масла.
Поглотитель тепла
Источник охлаждения для обеспечения функции удаления остаточного тепла (сброса тепла).
Система впрыска теплоносителя высокого давления HPCI
Одна из систем аварийного охлаждения активной зоны, которая, используя насос высокого
давления с приводом от паровой турбины, обеспечивает впрыск охлаждающей воды в активную
зону реактора во время аварии с относительно малым разрывом трубы, при котором давление в
реакторе не падает быстро. Расход (=мощность) насоса примерно в 10 раз больше, чем у системы
изолированного охлаждения активной зоны реактора, однако меньше, чем у системы охлаждения
реактора в остановленном состоянии и системы удаления остаточного тепла (около 1800 м3/ч для
блоков 2-5 АЭС Фукусима-Дайичи). Система установлена на блоках 1 - 5 Фукусима-Дайичи.
Функция охлаждения активной зоны при высоком давлении
Функция охлаждения активной зоны при высоком давлении (ВД) обеспечивается системами
орошения активной зоны ВД, впрыска в активную зону ВД и другими.
Система орошения активной зоны высокого давления HPCS
Одна из систем аварийного охлаждения активной зоны, которая располагает независимым
энергоисточником (дизель-генератором), и во время аварии без быстрого падания давления в
реакторе обеспечивает охлаждение активной зоны реактора путем орошения с помощью
электроприводного насоса ВД.
Инструментальные трубки внутризонного мониторинга
Измерительные приборы и оборудование для внутриреакторных измерений, технологический
объем, необходимый для мониторирования и контроля безопасности и состояния реактора. Это
общее название для системы внутризонного мониторинга нейтронного потока, системы
мониторинга расхода теплоносителя, системы мониторинга положения СУЗ и других.
Независимость
Раздельное проектирование систем для эксплуатации и систем безопасности, так чтобы отказ в
одной из систем не оказывал негативное воздействие на другую.
Промышленное телевидение ITV
Телекамеры, установленные с целью снижения доз операторов станции, мониторинга работы и
течей радиоактивных жидкостей, мониторинга сигналов тревоги на локальной панели управления,
мониторинга обстановки на водозаборных сооружениях в зимнее время и т.п. Камеры,
установленные для мониторинга промплощадок, обычно называют промышленным ТВ.
Предел воспламеняемости
Критическое значение концентрации газообразных водорода и кислорода, наработанных в
реакциях металлов с водой или за счет радиолиза воды во время аварии с потерей теплоносителя,
выше которого происходит воспламенение.
Система сжатого воздуха IA
Система, обеспечивающая подачу чистого и сухого сжатого воздуха на пневмоприводные клапаны,
пневморегулируемые устройства и средства измерения.
Йодная профилактика
Поскольку щитовидная железа обладает свойством поглощать и накапливать йод, то, в случае
поглощения радиоактивного йода в организме человека из атмосферы, радиоактивный йод
собирается в тиреоидном гормоне щитовидной железы, что поддерживает испускание излучения
внутри тела человека. В результате расстройство функции щитовидной железы, вызванное
радиацией, приводит к развитию зобной опухоли или гипотиреоза. В целях недопущения
возникновения такого расстройства необходимо принимать нерадиоактивный йод до попадания под
воздействие облучения, что позволит насытить щитовидную железу нерадиоактивным йодом, так
чтобы исключить поступление в неё радиоактивного йода даже в случае внутреннего облучения.
Конденсатор для изолированного состояния IC
16
17. В реакторах с кипящей водой – устройство для удаления тепла из реактора в период изоляции
активной зоны. В нем происходит охлаждение пара из реактора с помощью воды из
вспомогательной системы, с последующим возвращением конденсата в реактор за счет
естественной циркуляции.
Течь
Утечка
Авария с потерей теплоносителя
Одна из вероятных аварий реактора. В такой аварии происходит потеря теплоносителя из реактора
вследствие повреждения трубопровода или по иным причинам. Ввиду потери теплоносителя из
реактора его охлаждение становится невозможным.
Система охлаждения активной зоны низкого давления
Системы аварийного охлаждения активной зоны низкого давления (НД). Сюда относятся система
впрыска в активную зону НД, система затопления НД, система орошения активной зоны НД и др.
Нижнее пространство
Пространство в нижней части активной зоны реактора. При нормальной эксплуатации вода
движется в промежутке между внутренней стенкой корпуса реактора и кожухом активной зоны, либо
по системе циркуляции первого контура, попадает в это пространство, откуда она вновь
направляется через активную зону для охлаждения последней. В нижнем пространстве
расположены направляющие трубки систем мониторинга и направляющие трубки СУЗ.
Центральный щит управления (ЦЩУ) MCR
Помещение, где располагается главный щит управления, на котором собраны устройства
мониторинга и эксплуатации, необходимые для ведения эксплуатации основных станционных
систем, и где операторы станции централизованным образом осуществляют мониторинг,
управление и эксплуатацию станции.
Главный отсечной клапан острого пара MSIV
Установленная на линии главного паропровода арматура, которая закрывается в случае
необходимости изоляции реактора от турбоустановки.
Система подпиточной воды (очищенной) MUWP
Система для подачи воды разного происхождения (источником воды является бак запаса
конденсата. Это очищенная вода, уже использованная в реакторе. Хотя она и содержит некоторые
количества радиоактивных вещество, дозовые уровни малы), необходимой для работы станции, с
помощью насосов (насосов перекачки конденсатной воды). Она не предназначена для аварийных
ситуаций, но в рамках реализации мер управления авариями может осуществлять впрыск в
реактор. Расход насосов меньше, чем в случае системы изолированного охлаждения активной зоны
(примерно 70 м3/ч)
Система подпиточной воды (конденсатной) MUWC
Система для подачи подпиточной воды в необходимых объемах и при необходимом давлении на
установленные в здании клапаны, оборудование, трубопроводы и пр., на вспомогательные и др.
устройства, что необходимо для равномерной эксплуатации и обслуживания электростанции.
Максимальное ускорение отклика
Максимальное значение вибрационного ускорения (отклика) конструкции при сейсмическом
воздействии на эту конструкцию.
Расплавленное топливо
Топливная кассета, расплавленная под воздействием высокой температуры и превратившаяся в
бесформенную массу.
Комплектное распределительное устройство (КРУ) M/C
Распределительная панель, используемая в высоковольтной цепи на станции, на которой
компактно расположены электромагнитные выключатели, вакуумные выключатели, защитные реле
и вспомогательные приборы. В ее состав входят регулярные, общие и аварийные переключатели.
Металловодная реакция
При разогреве циркония, используемого в топливных оболочках, он постепенно начинает
взаимодействовать с окружающим теплоносителем – водой, и окисляться. В этой реакции
образуется газ водород.
Станция мониторинга MP
Эти станции размещаются в нескольких местах на площадке, и с их помощью ведется мониторинг
мощности дозы гамма-излучения в воздухе. Если мониторинг ведется с помощью транспортного
17
18. средства, оно называется мобильной станцией мониторинга.
Щит управления двигателями MCC
Распределительная панель, используемая для мелкосерийных низковольтных цепей на станции, на
которой компактно расположены линейные выключатели, электромагнитные контакторы и
защитные реле. В ее состав входят регулярные, общие и аварийные переключатели.
Электроприводной клапан MO valve
Клапан, движущиеся части которого для открытия и закрытия приводятся в движение
электромотором.
Множественность
Готовность более двух систем или комплектов оборудования одного качества, имеющих одну и ту
же функцию
Неответственная система
Система, используемая в нормальном режиме
Нуклид
Термин, используемый для обозначения разновидностей одного и того же атома или ядра.
Нуклидный анализ
Для определения нуклидного состава
Центр вне площадки
Объект, предусмотренный компетентным министром согласно параграфу 1 Статьи 10
«Специального закона о ядерной аварийной ситуации» для того, чтобы соответствующие
представители национального правительства, префектур, местных органов власти и других
организаций могли собраться вместе, и для того чтобы локальный штаб реагирования на ядерную
аварию национального правительства и штабы по борьбе со стихийными бедствиями префектур
могли обмениваться информацией во время ядерных аварийных ситуаций, имея в виду проведение
согласованных противоаварийных мер и обеспечение координированного и плавного
осуществления мер противодействия ядерной аварии.
Его официальное (юридическое) название – Центр операций противоаварийного реагирования.
Энергоснабжение на площадке
Питание переменным током, раздаваемое оборудованию и другим элементам на площадке
электростанции.
Онагамская отметка O.P.
Реперная отметка, ниже Токийской на 0,727 м
Пейджинг
Система внутренней коммуникации, включающая в себя размещенные во многих местах на станции
телефонные трубки и громкоговорители. Она проста в использовании и обеспечивает отчетливое
широкое вещание и телефонные звонки в условиях повышенного шума.
Таблетка
Высокоплотная субстанция в форме небольшого цилиндра, содержащая делящийся материал.
Представляет собой один из пяти барьеров. В общем случае изготавливается путем прессования
продукта окисления под высоким давлением, спекания и перевода в керамическую форму.
Топливный стержень образуется помещением таблеток в оболочку стержня.
Пирс
Часть портовых сооружений станции. Место выгрузки грузов, доставляемых морским путем на
судах.
Шлюз бассейна
Система задвижек, разделяющих бассейн выдержки ОЯТ, колодец реактора и бассейн сепаратора
пара. В ходе периодической инспекции после снятия крышки корпуса реактора внутризонные
конструкции, такие как сепаратор пара, перемещаются в бассейн сепаратора пара, а загруженное
топливо – в бассейн выдержки ОЯТ. Поскольку эти единицы оборудования или устройства создают
очень высокие уровни дозы, их перемещение из одного бассейна в другой происходит под водой,
обеспечивающей биологическую защиту.
Энергоцентр P/C
Устройство для централизованного управления с одного щита нагрузками электродвигателей,
нагрузками центра управления электродвигателей и других устройств средней мощности менее
600 В. Образован вынесением на единый щит блоков, содержащих воздушные выключатели и
оборудование защиты.
Реактор с водой под давлением PWR
18
19. Тип ядерного реактора, в котором вода, использующаяся в качестве теплоносителя и замедлителя,
находится под высоким давлением, препятствующим кипению. Первый контур охлаждения,
назначение которого – отвод тепловой энергии, выделяющейся в активной зоне, и второй контур
охлаждения, предназначенный для производства пара, полностью разделены с помощью
теплообменной установки (парогенератора).
Система охлаждения морской водой гермооболочки
Система подачи морской воды на компоненты системы охлаждения гермооболочки
Вентиляция гермооболочки PCV Vent
Устройство для снижения давления внутри гермооболочки путем частичного сброса газа,
содержащего радиоактивный материал (главным образом, азота), из гермооболочки с целью
предотвращения аномального повышения давления и защиты гермооболочки.
Гермооболочка (корпус первичной гермооболочки) PCV
Корпус, вмещающий компоненты реактора и трубопроводы, в том числе – корпус реактора.
Корпус гермооболочки с необходимостью должен обладать способностью выдерживать
переходные уровни давления и температуры, которые имеют место во время аварии с разрывом
трубопровода, связанного с реактором (называемой «авария с потерей теплоносителя»), сохраняя
целостность после аварии, а также обладать герметичностью, минимизирующей утечку
радиоактивного материала из корпуса гермооболочки. Представляет собой один из пяти барьеров.
Система изоляции гермооболочки PCIS
Система работает таким образом, что при аварии с повреждением топлива происходит отсечение
корпуса реактора, т.е. во время аварии с разрывом системы первого контура за пределами
гермооболочки отсечные клапаны между корпусом реактора и поврежденной частью закрываются
во избежание утечки радиоактивных материалов с теплоносителем за пределы гермооболочки, а
во время аварии с разрывом системы первого контура в пределах гермооболочки перекрываются
пути выхода радиоактивных материалов, так что они удерживаются в гермооболочке
Вероятностный анализ безопасности PSA
Для оценки безопасности, в которой учитываются вероятности различных возможных событий
Process computer
Компьютер, ведущий контроль технологических процессов, мониторинг и контроль
технологического объема и численную обработку данных. Его связь с технологическим объемом
осуществляется через технологические устройства ввода-вывода, и в общем случае используются
высоконадежные компьютеры, поскольку требуется высокая эксплуатационная готовность и
эффективность. На атомной станции они устанавливаются для мониторинга технологического
объема, расчета поведения активной зоны и работы станции, и зачастую применяются как системы,
имеющие функцию поддержки эксплуатации станции. Устанавливаются с диагностической
функцией.
Система водяного охлаждения компонентов системы RHR RHRC
Система, осуществляющая подачу пресной воды на теплообменники и насосы системы удаления
остаточного тепла (RHR), охладители механических уплотнений насосов системы орошения
активной зоны НД, и др.
Быстрый сброс давления
Операция по снижению давления в реакторе путем открытия главного парового
предохранительного клапана вручную с целью обеспечения подачи воды в реактор по системе
аварийного охлаждения активной зоны НД.
Здание реактора R/B
Здание, в котором находится реактор и связанные с ним системы. Является одним из пяти
барьеров.
Система охлаждения морской водой компонентов замкнутой системы RSW
охлаждения реакторного здания
Охлаждение воды замкнутой системы охлаждения реакторного здания осуществляется через
теплообменник. Данная система осуществляет подачу морской воды для охлаждения воды
замкнутой системы охлаждения реакторного здания.
Замкнутая система водяного охлаждения реакторного здания RCW
Одна из систем охлаждения компонентов. Система охлаждения относящихся к реактору не
связанных с безопасностью компонентов, либо Система охлаждения относящихся к реактору не
связанных с безопасностью и связанных с безопасностью компонентов.
Границы давления теплоносителя реактора
Относится к области, в пределах которой при нормальной эксплуатации находится теплоноситель
под тем же давлением, что и в реакторе. Границы давления образуют работающий под давлением
19
20. барьер первого контура охлаждения, прорыв которого приводит к аварии с потерей теплоносителя.
Обычно включают корпус реактора, трубопроводы первого контура и др. оборудование, но не
включают часть, которая отсекается во время аварии с потерей теплоносителя.
Система изолированного охлаждения активной зоны RCIC
При нормальной эксплуатации, когда так или иначе невозможно использовать главный конденсатор
- из-за закрытия отсечного клапана острого пара или по иным причинам, для подачи охлаждающей
воды в реактор с целью отвода распадного тепла от топлива и снижения давления следует
использовать турбонасос, приводимый в движение паром из реактора. Когда эта система подачи
воды прекращает функционирование, она используется как вспомогательный насос питательной
воды для поддержания уровня воды в реакторе. Поскольку источником энергии является пар, эта
система не может работать ниже определенного уровня давления в реакторе. Источником воды
является либо бак запаса конденсата, либо бассейн понижения давления. Ввиду того, что после
запуска турбины пар сбрасывается в бассейн понижения давления, температура в камере и
бассейне понижения давления при работе этой системы возрастает. Поэтому функционирование
данной системы необходимо координировать с работой системы удаления остаточного тепла, с тем
чтобы предупредить такое возрастание температуры.
Переключатель режимов реактора
Ключ для выбора блокировки в зависимости от ситуации на реакторе. В число режимов входят
«Эксплуатация», «Пуск», «Останов» и «Перегрузка топлива».
Корпус реактора RPV
Корпус, в котором находятся активная зона, внутриреакторные конструкции, теплоноситель первого
контура и пр., и в котором за счет энергии ядерной реакции в топливе вырабатывается пар.
Подкритичность (реактора)
Состояние прекращения цепной реакции путем полного введения управляющих стержней, т.е.
осуществления функции аварийного останова реактора. Переводом в подкритическое состояние
можно осуществить безопасный останов реактора.
Выключатель приемной цепи
Устройство для изолирования проблемной цепи в случае, когда в сети электропередачи
происходит авария.
Референтная поверхность
Вода, поддерживаемая для создания референтного давления для измерения уровня воды внутри
корпуса реактора.
Система охлаждения морской водой компонентов системы RHR RHRS
Охлаждение воды системы удаления остаточного тепла осуществляется через теплообменник.
Данная система осуществляет подачу морской воды для охлаждения воды системы удаления
остаточного тепла.
Система удаления остаточного тепла RHR
Система для отвода распадного тепла и сухого тепла, генерируемого в активной зоне после
останова реактора. Работает в нижеперечисленных режимах, определяемых конфигурацией
клапанов: Система охлаждения в остановленном состоянии, Система впрыска теплоносителя НД,
Система орошения гермооболочки, Система охлаждения бассейна понижения давления и Система
охлаждения бассейна выдержки ОЯТ.
Часто для альтернативного впрыска воды как меры противодействия тяжелым авариям
предусматривается впрыск воды в реактор или гермооболочку с помощью трубопроводов системы
удаления остаточного тепла.
Разрывная мембрана
Куполообразная металлическая пластина, назначение которое – предотвращение разрушения из-за
избыточного давления или разрежения таких воздухонепроницаемых устройств, как корпуса
давления, вращающиеся механизмы, трубопроводы и воздуховоды. Это защитное устройство,
разрыв которого должен происходить при проектном давлении, с тем чтобы за счет такого разрыва
производился сброс аномального давления в подобных системах.
Разгрузочно-предохранительный клапан | SRV
Клапан, с помощью которого, автоматически или вручную сощита управления, производится сброс
пара в бассейн понижения давления с целью защиты корпуса реактора в ситуации, когда имеет
место аномальный рост давления в реакторе (сбросной пар охлаждается и конденсируется в
бассейне понижения давления). Кроме того, этот клапан выполняет функцию ADS (Автоматической
системы сброса давления) системы аварийного охлаждения активной зоны (ECCS).
Аварийный останов реактора
20
