LOCA

LOCA (от англ. Loss-of-Coolant Accident — авария с потерей теплоносителя) — проектная авария на атомной электростанции (АЭС) или в ядерной энергетической установке (ЯЭУ), связанная с разрывом или разгерметизацией трубопроводов первого контура реакторной установки, приводящая к утечке теплоносителя (воды, жидкого металла или газа) и, как следствие, к нарушению отвода тепла от активной зоны реактора. LOCA относится к классу тяжелых проектных аварий, при которых требуется немедленное срабатывание систем безопасности для предотвращения повреждения тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов) и выхода радиоактивных продуктов за пределы реакторного отделения.

Классификация и типы LOCA

Аварии типа LOCA классифицируются по масштабу и скорости развития утечки, что определяет характер воздействия на реакторную установку и требования к системам защиты.

По величине разрыва

• Большая LOCA (Large-Break LOCA) — разрыв трубопровода главного циркуляционного насоса (ГЦН) или парогенератора диаметром более 200 мм. Характеризуется мгновенной потерей давления в первом контуре, быстрым падением уровня воды в реакторе и возможным оголением активной зоны. Время развития — от долей секунды до нескольких минут. Для водо-водяных реакторов (ВВЭР, PWR) это наиболее опасный сценарий, требующий аварийного впрыска теплоносителя под высоким давлением.
• Средняя LOCA (Medium-Break LOCA) — разрыв трубопровода диаметром от 50 до 200 мм. Скорость утечки ниже, чем при большой LOCA, но достаточна для того, чтобы системы безопасности не смогли компенсировать потерю теплоносителя без активного вмешательства. Время до оголения активной зоны — от нескольких минут до десятков минут.
• Малая LOCA (Small-Break LOCA) — разрыв трубопровода диаметром до 50 мм (например, трещина в сварном шве или повреждение арматуры). Утечка происходит медленно, давление в первом контуре снижается постепенно. При малой LOCA возможно длительное поддержание охлаждения за счет естественной циркуляции или работы насосов, но при отсутствии подпитки активная зона может оголиться через часы.

По месту разрыва

• LOCA внутри корпуса реактора — разрыв трубопровода, расположенного внутри герметичного корпуса реактора (например, в контуре охлаждения активной зоны). В этом случае утечка теплоносителя происходит в герметичное пространство, что может привести к повышению давления и температуры в реакторном отделении, но не вызывает прямого выброса радиоактивности в окружающую среду.
• LOCA вне корпуса реактора — разрыв трубопровода, проходящего за пределами корпуса (например, в машинном зале или на участке между реактором и парогенератором). В этом случае утечка теплоносителя происходит в негерметичное пространство, что может привести к выбросу радиоактивных веществ в атмосферу или в помещения АЭС.

Физические процессы при LOCA

Развитие аварии типа LOCA включает несколько последовательных стадий:

1. Разгерметизация и истечение теплоносителя — при разрыве трубопровода давление в первом контуре резко падает (для водо-водяных реакторов — с 15–16 МПа до атмосферного за 1–10 секунд). Теплоноситель (вода) начинает интенсивно испаряться, образуя пароводяную смесь.
2. Оголение активной зоны — при снижении уровня воды в реакторе верхняя часть тепловыделяющих сборок (ТВС) перестает омываться теплоносителем. Теплоотвод от ТВЭЛов резко ухудшается, температура их оболочек начинает расти.
3. Разогрев и повреждение ТВЭЛов — при достижении температуры около 700–800 °C (для циркониевых оболочек) начинается пароциркониевая реакция: Zr + 2H₂O → ZrO₂ + 2H₂ + Q. Эта реакция экзотермична, выделяет водород и ускоряет разогрев. При температуре выше 1200 °C оболочки ТВЭЛов разрушаются, и радиоактивные продукты деления (йод-131, цезий-137, стронций-90) выходят в теплоноситель.
4. Плавление активной зоны — при отсутствии эффективного охлаждения температура в центре активной зоны может превысить 2800 °C, что приводит к плавлению топлива (диоксида урана) и образованию расплава (кориума). При прорыве расплава через корпус реактора (если он не герметизирован) начинается стадия «мелтдауна» (расплавления).
5. Выброс радиоактивности — радиоактивные вещества, выделившиеся из поврежденного топлива, могут попасть в герметичную оболочку (контейнмент) или, при её разгерметизации, — в окружающую среду.

Системы безопасности, противодействующие LOCA

Для предотвращения и смягчения последствий LOCA на современных АЭС предусмотрены многоуровневые системы безопасности:

• Система аварийного впрыска теплоносителя (САВТ) — подает воду в первый контур под высоким (до 10 МПа) и низким (до 1 МПа) давлением. Включает гидроаккумуляторы (пассивные системы, срабатывающие при падении давления) и насосы (активные системы).
• Система аварийного охлаждения активной зоны (САОЗ) — обеспечивает длительное отведение остаточного тепла от реактора после остановки цепной реакции. Включает теплообменники, насосы и резервуары с водой.
• Герметичная оболочка (контейнмент) — защитное сооружение из железобетона (толщиной до 1,5 м) с внутренней стальной облицовкой. Предназначена для локализации радиоактивных веществ в случае аварии. Выдерживает избыточное давление до 0,5–0,7 МПа и температуру до 150 °C.
• Система пассивного отвода тепла (СПОТ) — на некоторых реакторах (например, ВВЭР-1200) используется для отвода тепла от контейнмента в атмосферу через теплообменники, работающие на естественной циркуляции.
• Система рекомбинации водорода — для предотвращения взрыва водорода, образующегося при пароциркониевой реакции, устанавливаются пассивные каталитические рекомбинаторы, которые окисляют водород до воды.

Примеры аварий типа LOCA

Авария на АЭС «Три-Майл-Айленд» (США, 1979)

Авария на реакторе PWR (аналог ВВЭР) началась с отказа питательного насоса второго контура, что привело к росту давления в первом контуре и срабатыванию предохранительного клапана. Клапан не закрылся после сброса давления, что вызвало малую LOCA. Операторы ошибочно отключили систему аварийного впрыска, что привело к оголению активной зоны и частичному плавлению топлива (около 50% активной зоны). Радиоактивный выброс в окружающую среду был минимальным благодаря работе контейнмента, но авария привела к серьезным изменениям в регулировании ядерной энергетики США.

Авария на АЭС «Фукусима-1» (Япония, 2011)

Авария на реакторах BWR (кипящий водяной реактор) была вызвана цунами, которое вывело из строя дизель-генераторы и насосы системы охлаждения. После остановки реакторов (скрама) начался разогрев активной зоны из-за остаточного тепловыделения. Из-за отсутствия электропитания системы аварийного впрыска не работали, что привело к пароциркониевой реакции, выделению водорода и взрывам в зданиях реакторов. Произошла утечка радиоактивных веществ (йод-131, цезий-137) в атмосферу и океан. Авария классифицирована как 7-й уровень по шкале INES (максимальный).

Авария на реакторе РБМК-1000 (Чернобыльская АЭС, 1986)

Хотя авария на Чернобыльской АЭС не является классической LOCA (она была вызвана неконтролируемым разгоном реактора на мгновенных нейтронах), в её ходе произошло разрушение трубопроводов первого контура и потеря теплоносителя. После взрыва активная зона была оголена, и началось плавление топлива с выбросом радиоактивных веществ. Однако механизм развития аварии отличался от типичной LOCA.

Меры предотвращения и смягчения последствий

Современные проекты АЭС (поколения III+ и IV) предусматривают:

• Пассивные системы безопасности — работающие без внешнего электропитания и вмешательства оператора (например, гидроаккумуляторы, системы пассивного отвода тепла).
• Устойчивость к внешним воздействиям — защита от землетрясений, цунами, ураганов и падения самолётов.
• Многоуровневая защита — отказоустойчивость систем безопасности (резервирование, разнообразие принципов действия).
• Управление авариями — наличие процедур для операторов при тяжелых авариях, включая LOCA с плавлением активной зоны.

Регулирование и нормативы

В Российской Федерации требования к проектированию и эксплуатации АЭС в части защиты от LOCA устанавливаются федеральными нормами и правилами (ФНП) в области использования атомной энергии, в частности:

• НП-001-15 (Общие положения обеспечения безопасности атомных станций) — определяет категории проектных аварий, включая LOCA, и требования к системам безопасности.
• НП-010-16 (Правила устройства и безопасной эксплуатации оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок) — устанавливает требования к прочности и герметичности трубопроводов первого контура.
• НП-082-07 (Правила обеспечения безопасности при обращении с радиоактивными отходами) — регулирует обращение с радиоактивными материалами, образующимися при авариях.

Международные стандарты разрабатываются МАГАТЭ (Международное агентство по атомной энергии) и включают серию документов по безопасности (Safety Standards Series), в том числе требования к анализу LOCA (например, NS-G-1.1 «Design of the Reactor Coolant System and Associated Systems in Nuclear Power Plants»).

Источники

1. Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии (НП-001-15, НП-010-16, НП-082-07). — М.: Ростехнадзор, 2015–2016.
2. Международное агентство по атомной энергии (МАГАТЭ). Safety of Nuclear Power Plants: Design. Specific Safety Requirements No. SSR-2/1 (Rev. 1). — Вена: МАГАТЭ, 2016.
3. Ковалёв В.П., Смирнов А.Н. Аварии на атомных электростанциях: анализ и методы предотвращения. — М.: Энергоатомиздат, 2005.
4. Отчёт комиссии по расследованию аварии на АЭС «Три-Майл-Айленд» (Kemeny Commission Report). — Вашингтон: U.S. Government Printing Office, 1979.
5. Отчёт комитета по расследованию аварии на АЭС «Фукусима-1» (The Fukushima Daiichi Nuclear Accident: Final Report of the Investigation Committee). — Токио: Правительство Японии, 2012.
6. Лысцов В.Н. Ядерная безопасность: учебное пособие. — М.: НИЯУ МИФИ, 2011.