Физические барьеры, обеспечивающие ограничение распространения радиоактивных веществ и излучений:

сама топливная таблетка диоксида урана — первый барьер (большая часть продуктов распада удерживается именно в таблетке);  

герметичная оболочка тепловыделяющего элемента, которая удерживает даже газообразные радионуклиды, — второй барьер;  

прочный стальной толстостенный корпус реактора и герметичные трубопроводы первого контура — третий барьер;  

двойная герметичная защитная оболочка или контайнмент — четвертый барьер — представляет собой специальное здание вокруг всей реакторной установки, включая корпус реактора, парогенераторы, трубопроводы, элементы систем безопасности и т. д. Смысл защитной оболочки в том, чтобы при серьезных нарушениях в работе станции локализовать последствия аварии. Внутренняя оболочка защищает от всех внутренних факторов воздействий, а наружная — от внешних. Она выдерживает падение самолета, сейсмические, снеговые и ледовые нагрузки, торнадо, смерчи, ураганы, ударные волны, обусловленные внешними взрывами, и др.  

Именно такая оболочка на АЭС Три-Майл-Айленд в США обеспечила безопасность населения при крупной аварии. Отсутствие такой оболочки на Чернобыльской АЭС, наряду с другими причинами, стало причиной тяжелых радиационных последствий этой аварии.  

Сохранность защитных барьеров обеспечивается работой различных систем станции. В нормальных условиях работают системы нормальной эксплуатации. Если в работе станции происходят какие-то нарушения, системы нормальной эксплуатации позволяют справляться с ними. Конечно, эти нарушения не должны быть очень серьезными. Для борьбы с более серьезными неполадками предусмотрены специальные системы безопасности: обеспечивающие, управляющие, защитные, локализующие.  

Для обеспечения безопасности станции и смягчения последствий нарушений нормальной эксплуатации системами АЭС должны выполняться следующие функции:  

управление реактивностью;  

останов реактора;  

отвод остаточного тепла из активной зоны;  

локализация радиоактивных материалов и контроль эксплуатационных выбросов и сбросов, а также ограничение аварийных выбросов.  

Для выполнения функций безопасности применяются такие принципы проектирования, как резервирование, дублирование, разнопринципность, независимость,    функциональное    разделение    и    др.,    обеспечивающие    при эксплуатации повышение надежности АЭС. Условия нормальной эксплуатации АЭС обеспечиваются соответствующими системами нормальной эксплуатации.  

При возникновении нештатных ситуаций на АЭС предусмотрено следующее:  

введение в действие систем безопасности, ограничивающих развитие исходного события;  

использование, при необходимости, корректирующих действий персонала;  

приведение установки в конечное стабильное состояние, позволяющее выполнить восстановительные работы;  

ограничение радиационных последствий проектных аварий установленными критериями;  

улавливание расплава при помощи специально предусмотренной ловушки расплава при запроектных авариях.  

Предусмотрено функциональное резервирование систем безопасности для выполнения основных функций безопасности.  

В проекте «АЭС-2006» реализованы не только традиционные активные системы безопасности (спринклерная, аварийного охлаждения активной зоны и т.д.), но и специальные пассивные системы, предназначенные для ликвидации последствий и управления запроектными авариями. В их число входят:  

система удаления водорода из защитной оболочки;  

система локализации расплава;  

системы пассивного отвода тепла от защитной оболочки (СПОТ 30) и парогенераторов (СПОТ ПГ) при запроектных авариях;  

система подавления образования летучих форм йода.  

Пассивные системы управления запроектными авариями — система пассивного отвода тепла от защитной оболочки (СПОТ 30) и система пассивного отвода тепла через парогенератор (СПОТ ПГ) обеспечивают:  

отвод остаточных тепловыделений и расхолаживание реакторной
установки в режимах полного обесточивания АЭС и полной потери питательной
воды;  

сведение к минимуму выбросов в окружающую среду радиоактивного теплоносителя при авариях с течами из первого контура;  

резервирование активных систем безопасности, в случае их отказа, для аварийного расхолаживания реакторной установки при авариях с течами теплоносителя первого контура.  

Оценки радиационных последствий возможных аварий на АЭС производятся исходя из предположения реализации в момент аварии наихудших, с точки зрения последствий, метеоусловий. Дозовые нагрузки оцениваются с учетом всех видов воздействий, причем на ранней фазе учитывается внешнее облучение от облака выброса и внутреннее — от ингаляции. На средней фазе (за ближайший послеаварийный год) внешнее — от загрязненной поверхности и внутреннее — за счет потребления продуктов питания местного производства.  

В состоянии нормальной эксплуатации экологический риск, связанный с эксплуатацией АЭС, в сравнении со станциями на органических видах топлива значительно ниже. Так, из результатов радиационного мониторинга в городах размещения предприятий атомной промышленности следует, что персонал АЭС получает дозу в среднем 2 мЗв в год при норме 20 мЗв в год, а население — 0,01 мЗв в год при норме 1 мЗв при том, что среднегодовой естественный и техногенный радиационный фон, при котором постоянно живут люди, составляет 2,4 мЗв, а в некоторых местах Земного шара он может быть на порядок выше.  

Оценочные расчеты при консервативных допущениях показали, что при проектных авариях, протекающих по различным сценариям, ожидаемые эквивалентные дозы облучения критической группы населения на границе санитарно-защитной зоны (граница промплощадки АЭС) и за ее пределами в первый год после аварии не превысят 5 мЗв на все тело человека и 50 мЗв на отдельные органы.  

Таким образом, обеспечение радиационной безопасности в проекте АЭС-2006 достигается путем разработки инженерных и технических средств и организационных мероприятий, направленных на предотвращение развития аварий, ограничение их радиологических последствий, обеспечение «практической невозможности» аварии с серьезными последствиями. Вероятность превышения установленных значений предельного аварийного выброса (ПАВ) для одного реактора должна быть ниже 10-⁷ на один блок в год. Атомная электростанция с ВВЭР-1200 спроектирована таким образом, что радиационное воздействие на население, вызванное аварийными выбросами радиоактивных газов и аэрозолей, на границе и за пределами промплощадки ограничено и соответствует требованиям нормативных документов.