Мы думаем о Настоящем, Прошлом и Будущем
Список форумов Форум АЭС специалистов с  осколков СССР

Форум АЭС специалистов с осколков СССР

АЭС проблемы из первых рук Операторы. Техники. Исследователи О радиации. Надёжности. Прошлом и Будущем
 
 FAQFAQ   ПоискПоиск   ПользователиПользователи   ГруппыГруппы   РегистрацияРегистрация 
 ПрофильПрофиль   Войти и проверить личные сообщенияВойти и проверить личные сообщения   ВходВход 

Прикованный к атомной галере имеет право знать правду о пробоинах в Корабле Предупредить, когда увидел рифы, почувствовал приближение бури
02 В.М. Кузнецов Анализ безопасности АЭС России

 
Начать новую тему   Ответить на тему    Список форумов Форум АЭС специалистов с осколков СССР -> 0804 Мирный Атом в 3-х средах не опасен?
Предыдущая тема :: Следующая тема  
Автор Сообщение
Observer
Site Admin

   

Зарегистрирован: 17.10.2012
Сообщения: 1397

СообщениеДобавлено: Вт Окт 23, 2012 11:18 pm    Заголовок сообщения: 02 В.М. Кузнецов Анализ безопасности АЭС России Ответить с цитатой

02 В.М. Кузнецов Анализ безопасности АЭС России

PS
Это выявлено в благополучный период, при котором ещё не были окончательно разрушены структуры жизнеобеспечения АЭС- наладочные организации типа ОРГОЕС, Централизованный ремонт, авторский надзор производителя, своевременная поставка запчастей
Нынче в сотни раз хуже! Вы тому свидетели


Source URL: http://www.seu.ru/programs/atomsafe/books/Kuznecov/analiz.htm

В.М. Кузнецов
Доклад
Анализ безопасности атомных электрических станций
расположенных на территории Российской Федерации
за период с 01.01.91 г. по 31.12.2000 г.



Предисловие.
На данный момент на десяти атомных электростанциях России эксплуатируется 30 энергоблоков. Характеризуя состояние безопасности действующих атомных станций, необходимо отметить, что эксплуатация их осуществляется в соответствии с требованиями правил и норм по безопасности, которые были заложены на период их создания и реализованы в соответствующих проектах, но на настоящий момент ни одна из станций не отвечают современным требованиям безопасности в полной мере.


На сегодня ни одна из действующих АЭС не имеет процедурно законченного обоснования безопасности, содержащего выводы о состоянии безопасности и анализ возможных последствий нарушений эксплуатации энергоблоков.

Только в 2000 г. органами государственного надзора выявлено на энергоблоках АЭС и обеспечивающих предприятиях и предписано к устранению 1930 нарушений федеральных норм и правил в области использования атомной энергии и условий действия лицензий (из них 1227 - в процессе эксплуатации АЭС).

При этом 11 нарушений не были устранены в установленные предписаниями сроки.

Нашпигованная лишенная должного контроля над ядерными объектами великая держава, каковой является бывший Советский Союз представляет гораздо большую опасность, чем когда-либо.

Возникает вопрос: неужели никого не насторожила прокатившаяся по России волна аварий на ядерных объектах. Обратимся к фактам. На одних только АЭС России за период с 01.01.91 г. по 31.12.2000 г.
было 1187 нарушений в работе.

Такое состояние АЭС
усугубляется значительным физическим и моральным износом оборудования, недостаточной его надежностью,
несовершенством проектных решений, заложенных при создании ядерно- и радиационно-опасных объектов.

Это также связано с длительным использованием атомной энергии в мирных и оборонных целях без законодательного регулирования, что породило многочисленные проблемы, требующие безотлагательного решения (вывод из эксплуатации блоков АЭС первого и второго поколения, не соответствующих требованиям безопасности, модернизация и реконструкция действующих объектов, захоронение радиоактивных отходов и др.).

Сведения об авторе доклада:
Владимир Михайлович Кузнецов - начальник инспекции по надзору за ядерной и радиационной безопасностью объектов атомной энергетики Госатомнадзора России (1987-1992 гг.), главный редактор бюллетеня “Радиация и общество”, выпускаемого при содействии Международного Чернобыльского Фонда безопасности и Российского Зеленого Креста, автор более 90 публикаций по проблемам безопасности объектов атомной энергетики (в том числе книг “Государственная радиация”, 1994 г., “Руководство по обеспечению радиационной безопасности при локализации и ликвидации радиационных аварий и катастроф на объектах России”, 1997 г., "Российская атомная энергетика: Вчера, сегодня, завтра. Взгляд независимого эксперта". Москва, 2000г. “Плавучие АЭС России: угроза Арктике, мировому океану и режиму нераспространения”, Москва, 2000 г., 2001), член Высшего Экологического Совета Комитета по экологии Государственной Думы Российской Федерации, директор программы по ядерной и радиационной безопасности Российского Зеленого Креста, член Международного технического комитета по стандартизации ТК- 322 “Атомная техника”.
E-mail: kuznetso@online.ru конт.тел.(095)323-21-56
Оглавление.
Введение
Анализ безопасности атомных станций расположенных на территории Российской Федерации за период с 01.01.91 г. по 31.12.2000 г
Анализ проведения ремонтной кампании 2000 года
Обращение с отработавшим ядерным топливом
Радиационная безопасность
Атомные электрические станции с реакторами типа ВВЭР-1000
Технические недостатки реакторов типа ВВЭР
Состояние безопасности АЭС России с реакторами типа ВВЭР-1000 в 1991-2000 гг
1.История эксплуатации действующих АЭС России
1.1.БАЛАКОВСКАЯ АЭС

http://www.seu.ru/programs/atomsafe/books/Kuznecov/Analiz.files/Image24.gif

1.2.БЕЛОЯРСКАЯ АЭС
1.3.БИЛИБИНСКАЯ АТЭЦ
1.4.КОЛЬСКАЯ АЭС
1.5.КУРСКАЯ АЭС
1.6.ЛЕНИНГРАДСКАЯ АЭС
1.7.НОВОВОРОНЕЖСКАЯ АЭС
1.8.СМОЛЕНСКАЯ АЭС
1.9.КАЛИНИНСКАЯ АЭС
Выводы
Приложение № 1
Перечень атомных электростанций расположенных территории экс-СССР
Приложение № 2
Международная шкала ядерных событий.
Приложение № 3
Аварии на ядерных реакторах в США и СССР
Приложение № 4.
Список сокращений.
Приложение № 5
Список используемой литературы
Введение.
Атомная станция считается безопасной, если:
• радиационное воздействие от нее на персонал, население и окружающую среду при нормальной эксплуатации и проектных авариях не приводит к превышению условных значений;
• радиационное воздействие ограничивается до приемлемых значений при тяжелых (запроектных) авариях.
Например, при эксплуатации АЭС допустимые суточные газообразные выбросы должны быть не более:




Нуклиды Нормализованные допустимые выбросы, Ки/сут*1000 МВт (эл). Допустимые величины выброса, Ки/сут.
Смесь инертных радиоактивных газов (аргон, криптон, ксенон). 500 3000
Иод-131 (газообразная и аэрозольная фаза). 0,01 0,06
Смесь долгоживущих нуклидов 0.015 0,09
Смесь короткоживущих нуклидов 0,2 1,2

Среднемесячные допустимые выбросы с АЭС газоаэрозольных радиоактивных веществ.



Нуклиды Нормализованные допустимые выбросы, Ки/мес*1000 МВт (эл). Допустимые величины выброса, Ки/мес.
Стронций-90 1,5 9
Стронций-89 15 90
Цезий-137 15 90
Кобальт-60 15 90
Марганец-54 15 90
Хром-51 15 90
Нормативно документацией (НД) по безопасности в атомной энергетике в России определены количественные критерии оценки степени безопасности конкретной атомной станции

В первую очередь это количественные значения тех технических показателей, которые нормируются, т.е. к которым установлены определенные количественные требования (критерии). Эти значения не должны превышать (или быть меньше) некоторых установленных пределов. Выход же за нормируемые границы рассматривается как выход за пределы безопасности. Примерами таких ограничений могут быть:

• минимальное число дублирующих систем безопасности;
• максимальное количество радиоактивных выбросов за сутки, месяц, год;
• предельно допустимое значение частоты вырабатываемого электрического тока и т.д.

Эти показатели, как правило, применяются на уже действующих станциях. Особую ценность представляют оценки состояния безопасности атомной станции не по отдельным показателям. Связанным с состоянием конкретных систем, а АЭС в целом.


Здесь применяются специальные критерии: вероятность крупных радиоактивных выбросов в окружающую среду и вероятность разрушения активной зоны реактора в течении года, а также вероятность смерти человека вследствие аварии на АЭС.

Расчет числовых значений указанных параметров проводится для каждого энергоблока отдельно на основе методов вероятностного анализа безопасности, рекомендованных МАГАТЭ.
Предельные значения таких интегральных критериев безопасности для одного реактора составляют:
• вероятность радиоактивных выбросов – 1*10-7/год;
• вероятность повреждения активной зоны – 1*10-5/год;
• индивидуальный риск для здоровья – 1,65*10-4/чел.бэр.
В России эксплуатируемые энергоблоки атомных станций построены по проектам трех поколений – 60-х, 70-х, и 80-х годов. Каждый из указанных периодов имел свой набор НД по безопасности, со временем все более ожесточавшихся:




АЭС Количество блоков Тип реакторной установки
Первое поколение
Нововоронежская (блоки 3,4)
Кольская (блоки 1,2)
Ленинградская (блоки 1,2)
Курская (блоки 1,2)
Билибинская (блоки 1-4) 2
2
2
2
4 ВВЭР-440 (В-179)
ВВЭР-440 (В-230)
РБМК-1000
РБМК-1000
ЭГП-6


Второе поколение
Нововоронежская (блок 5)
Кольская (блоки 3,4)
Калининская (блоки 1,2)
Смоленская (блоки 1,2)
Ленинградская (блоки 3,4)
Белоярская (блок 3) 1
2
2
2
2
1 ВВЭР-1000 (В-187)
ВВЭР-440 (В-213)
ВВЭР-1000 (В-338)
РБМК-1000
РБМК-1000
БН-600


Схема расположения атомных электрических станций на территории России.



Анализ безопасности атомных станций расположенных на территории Российской Федерации
за период с 01.01.91 г. по 31.12.2000 г.



№№
п/п Наименование АЭС Номер энергоблока АЭС и тип реактора
1 2 3 4 5
1 Балаковская АЭС ВВЭР 1000 ВВЭР 1000 ВВЭР 1000 ВВЭР 1000
2 Белоярская АЭС АМБ 100 АМБ 200 БН 600
3 Билибинская АЭС ЭГП 6 ЭГП 6 ЭГП 6 ЭГП 6
4 Калининская АЭС ВВЭР 1000 ВВЭР 1000 ВВЭР 1000
5 Кольская АЭС ВВЭР 440 ВВЭР 440 ВВЭР 440 ВВЭР 440
6 Курская АЭС РБМК 1000 РБМК 1000 РБМК 1000 РБМК 1000 РБМК 1000
7 Ленинградская АЭС РБМК 1000 РБМК 1000 РБМК 1000 РБМК 1000
8 Нововоронежская АЭС ВВЭР 210 ВВЭР 365 ВВЭР 440 ВВЭР 440 ВВЭР 1000
9 Смоленская АЭС РБМК 1000 РБМК 1000 РБМК 1000
10 Ростовская АЭС ВВЭР 1000
Примечание: 1 и 2 энергоблоки Белоярской и Нововоронежской АЭС находятся в стадии снятия с эксплуатации.(Сяты)

За период с 01.01.91 г. по 31.12.2000 г. на российских АЭС произошло 1187 нарушения в работе.

http://www.seu.ru/programs/atomsafe/books/Kuznecov/Analiz.files/Image31.gif

Таблица № 1




АЭС 1991 1992 1993 1994 1995 1996 1997 1998 1999 2000
БалАЭС 50 69 36 24 10 4 5 5 6 5
БелАЭС 1 2 1 1 4 2 0 0 2 1
БилАЭС 7 8 8 7 8 2 8 11 4 2
НВАЭС 14 29 32 27 19 17 21 10 15 15
КолАЭС 25 35 44 38 20 19 7 10 11 1
КлнАЭС 17 14 7 8 11 11 10 9 6 5
ЛенАЭС 19 14 14 5 4 11 4 8 9 14
КурАЭС 20 17 16 10 11 14 14 26 21 19
СмоАЭС 11 12 13 8 12 8 10 23 16 7
Итого: 164 200 171 126 99 88 79 102 90 69



Распределение отказов по типу оборудования.
Таблица № 2
Тип оборудования 1992 1993 1994 1995 1996 1997 1998 1999 2000
Электро-техническое (ЭТО) 48 50 33 24 23 22 25 31 8
Тепломеханическое (ТМО) 75 92 46 45 84 34 53 46 33
Электронное (ЭЛО) 55 15 23 8 11 8 2 11 10
Контрольно-измерительное (КИП) 17 8 19 12 8 1 4 5 2
Прочие 11 4 19 10 8 4 7 9 -




Основные конкретные причины нарушений в работе АЭС.


Таблица № 3
Причины нарушений в работе АЭС 1992 1993 1994 1995 1996 1997 1998 1999 2000
Административное
Управление (АУ) 64 64 32 32 43 8 7 45 29
Изготовление оборудование (ИЗ) 23 20 21 8 9 5 7 6 10
Проектирование и конструирование (ПиК) 43 44 22 17 19 9 11 19 24
Ремонт (Р) 14 9 8 3 3 2 3 4 5
Прочие 56 34 43 40 23 4 7 16 1




Распределение отказов по типу реакторной установки
(в процентах от общего количества отказов)
Таблица № 4
Тип реакторной установки 1992 1993 1994 1995 1996 1997 1998 1999 2000
ВВЭР-440 27 32 39 26 33 18 16 18 16
ВВЭР- 1000 46 37 38 35 35 37 18 20 22
РБМК-1000 22 25 17 27 32 35 55 46 58
ЭГП-6 4 5 6 8 2 10 11 4 3
БН-600 1 1 1 4 2 0 0 2 1





Анализ проведения ремонтной кампании 2000 года.
Ремонтные работы выполнялись в соответствии с графиками АЭС, тем не менее анализ ремонтной кампании свидетельствует об увеличении проблем при выполнении ремонтных работ, основными из которых являются:
• увеличение сроков продолжительности ремонтов (с одной стороны - из-за старения оборудования и необходимости его модернизации, с другой стороны - из-за совершенствования методов эксплуатационного контроля сварных соединений, металла трубопроводов и оборудования);
• снижение уровня подготовки ремонтного персонала (ротация поколений ремонтного персонала, привлечение ремонтного персонала сторонних организаций, не имеющего специфического опыта работы на АЭС);
• несовершенство технологической документации;
• низкий уровень планирования и организации ремонтных работ;
• снижение требовательности и уровня культуры безопасности со стороны эксплуатирующих организаций к качеству выполняемых ремонтных работ;
• финансовые проблемы.
В 2000 году проводились работы по повышению безопасности АЭС в соответствии с “Графиками техперевооружения” и модернизации энергоблоков АЭС.
На Кольской, Нововоронежской, Ленинградской АЭС завершены работы по модернизации в рамках “Счета ядерной безопасности”.
АЭС с РБМК (Курская, Ленинградская и Смоленская АЭС)
В 2000 году проведены капитальные, средние и текущие ремонты на всех блоках АЭС с РБМК. Продолжительность ремонтных работ соответствует плановым срокам.
На блоке 1 Курской АЭС проводился капитальный ремонт с проведением второго этапа модернизации и техперевооружения, при этом были выполнены наиболее важные работы:
• введена в эксплуатацию система ограничения выбросов активности при разгерметизации ТК;
• выполнены работы по эксплуатационному контролю ТК, сварных соединений трубопроводов Ду 300 (323 шт.);
• выполнены мероприятия по повышению пожарной безопасности;
• замена скафандра РЗМ и техническое освидетельствование РЗМ;
• замена одного технологического канала, 11 стержней СУЗ, выработавших ресурс, “ШАДР” ТК - 320 шт., ЗРК ТК - 10 шт.;
• капитальный ремонт СП СУЗ - 74 шт.,
• средний ремонт генераторов Г - 1, 2, ГЦН - 2 шт., заменены выемные части двух ГЦН.


Ленинградской АЭС, в рамках реконструкции и техническом перевооружении, было принято решение об изменении состава вновь сооружаемых систем блоков первой очереди. Решение основано на данных, полученных при осуществлении вероятностного и детерминистического анализов безопасности с учетом перевода реакторов на эрбий содержащее топливо.
В течение 2000 года продолжались работы по сооружению объектов по плану реконструкции блоков первой очереди и пристройки к ХОЯТ.
Блок 1 Смоленской АЭС с августа 2000 года находится в капитальном ремонте и техническом перевооружении, при этом были выполнены следующие основные работы:

• проведен внутренний контроль ТК;
• проведен внутриреакторный контроль каналов СУЗ;
• заменена арматура Ду 800 на напоре ГЦН;
• ремонт ЦНД-23, 24 и вспомогательных систем ТГ-2;
• реконструкция кровли машзала;
• замена аккумуляторных батарей на СБ;
• текущий и капитальный ремонт приборов КИП и автоматики;
• контроль сварных соединений трубопроводов Ду 300, контроль швов приварки обойм к тракту ТК;
• модернизация электрических шкафов в СБ и др.

• АЭС с ВВЭР-1000 и ВВЭР-440 (Балаковская, Калининская Нововоронежская и Кольская АЭС)
Работы по техническому перевооружению и модернизации на блоке 1 Кольской АЭС выполнялись в соответствии с утвержденными графиками. Основные выполненные работы:
• модернизация уплотнение гермообъема;
• ввод в работу автоматики систем расхолаживания;
• ввод в работу информационной системы представления параметров безопасности;
• монтаж и наладка АСКРО;
• ввод в работу полномасштабного тренажера.
На Нововоронежской АЭС по модернизации блока 4 было запланировано и выполнено 11 работ, основные из них:
• ввод в работу системы дополнительной подачи аварийной питательной воды;
• установка дополнительных ОК на трубопроводах питательной воды ПГ-4, 5 и 6;
• модернизация системы продувки ПГ-4;
• монтаж системы автономной подачи питательной воды в ПГ-4 с использованием передвижной насосной установки с дизельным приводом;
• монтаж перемычки между секциями ГПК ТА-12 и секций расхолаживания.


На блоке 2 Балаковской АЭС в период капитального ремонта проводились работы по:
• замене парогенераторов;
• модернизации ВКУ парогенераторов;
• замене оборудования АКНП-3 на АКНП-7;
• замене электроприводов общепромышленного изготовления.
На блоке 3 в период среднего ремонта проводились работы по модернизации системы продувки ПГ.
На блоке 4 в период среднего ремонта проводились работы по замене регуляторов питания ПГ и модернизации системы продувки ПГ, замене аккумуляторных батарей в СБ.
На блоках 2, 3 и 4 в период ремонтных кампаний проводился контроль целостности теплообменных трубок ПГ, эксплуатационный контроль металла.
На блоке 1 Калининской АЭС проводились работы по замене армоканатов контаймента, замене аккумуляторных батарей на СБ и СУЗ.
На блоке 2 проведены работы по замене аккумуляторных батарей на ЩПТ и общеблочной АБ, замене 4-х армоканатов контаймента, капитальному ремонту генератора.
АЭС с реакторами БН и ЭГП (Белоярская и Билибинская АЭС)
На блоке 3 Белоярской АЭС устранены дефекты с вырезкой и заменой вставок на всех ПГ (ранее были выявлены трещины в околошовной зоне композитных сварных стыков парогенераторов), а также проводились другие работы по техперевооружению и реконструкции (всего 82 позиции).
На Билибинской АЭС проводились плановые ремонтные работы на 4-х блоках.


Обращение с отработавшим ядерным топливом
Обращение с ОЯТ производится в соответствии с требованиями НД и условий действия лицензий на эксплуатацию АЭС. Тем не менее в 2000 году имел место случай нарушения, связанного с обращением с ОЯТ:

• на блоке 2 Курской АЭС, 26.08.2000 при нахождения блока в среднем ремонте была повреждена с помощью РЗМ подвеска ТВС вследствие неправильных действий персонала при перегрузке топлива (ТК 32-42);

На Курской АЭС в соответствии с лицензией на эксплуатацию ХОЯТ в течение 2000 года производился перевод на уплотненное хранение ОТВС в ХОЯТ и транспортировка ОТВС из приреакторных бассейнов в ХОЯТ. Бассейны выдержки на блоках 2-й очереди переведены на уплотненное хранение ОТВС.

На Ленинградской АЭС проблема дефицита мест хранения ОЯТ является одной их самых острых. С целью ее решения принимаются следующие меры:
• перевод приреакторных БВК на уплотненное хранение ОТВС;
• перевод на уплотненное хранение ОТВС в БВК ХОЯТ;
• поэтапная реализация проекта сухого контейнерного хранения (в ТУК).

На блоках 1 и 2 Калининской АЭС планово проводилась замена систем управления перегрузочной машины в связи с окончанием их ресурсного срока службы.

На Нововоронежской АЭС были приостановлены работы по транспортировке, комплектации и межблочным перевозкам свежего и ОЯТ, а также эксплуатации КГО ТВЭЛ на блоках 3 и 4 и работы с ОЯТ в горячей камере и с гермопеналами, используемые для упаковки и хранения разделанных ОТВС.

Из нерешенных вопросов хранения ОЯТ на Билибинской АЭС остается, как и в 1999 году, изготовление и накопление пеналов для хранения ОТВС.
В таблице 5 приведена сводная таблица по наличию ОЯТ на блоках АЭС (в БВ) и в ХОЯТ (на конец декабря 2000 г.).



Таблица 5
АЭС Количество ТВС с ОЯТ (проектная вместимость/ факт) Примечание
Бл.1 Бл.2 Бл.3 Бл.4 Бл.5 ХОЯТ Примеч.
КУР. 2600
805 2600
933 2600
1487 2600
1805 - 29200
22279
ЛЕН. 2732
1969 2732
1673 2732
1639 2732
2242 24720
23850
СМО. 4000
1111 4000
2820 4000
2704 - - 13560
8577
КЛН. 416
203 416
144 - - - -
КОЛ. 616
290 637
376 662
271 662
295 - -
БАЛ. 391
253 391
162 391
193 612
226 - -
БИЛ. 2050
1967 2050
2244 2050
440 -
- -
- -
-
НВО. 1050
45 300
0 653
349 677
280 306
97 ОСХОТ
916/261
БЕЛ. Информация под грифом для служебного пользования
Примечание: емкости БВК бл.3 и 4 Курской АЭС указаны с учетом уплотненного хранения ОТВС.
Всего в хранилищах на АЭС находится 9300 т ОЯТ, в т.ч. 8600 т ОЯТ РБМК.
Хранилища АЭС с РБМК заполнены на 70 %.
Ежегодно с АЭС ВВЭР-440 вывозится 120 т ОЯТ на переработку, около 150 т ОЯТ вывозится с АЭС ВВЭР-1000 на хранение в ГХК.
В хранилищах ГХК храниться 1470 т ОЯТ АЭС России. Всего на ГХК хранится 2600 т ОЯТ (42% проектных емкостей).
Анализ динамики накопления ОЯТ на АЭС с РБМК показывает, что свободные объемы хранилищ ОЯТ обеспечат эксплуатацию, например, Курской АЭС до 2006 года, Смоленской АЭС до 2008 года.
Эксплуатирующими организациями ведутся работы по созданию хранилищ ОЯТ, в частности:
• создание на АЭС с РБМК комплексов контейнерного хранения и вывоза ОЯТ в централизованное хранилище на ГХК;
• сооружение на Билибинской АЭС дополнительного бассейна выдержки. Длительное сухое хранение ОЯТ реакторов ЭГП на площадке АЭС;
• создание на Белоярской АЭС системы хранения и вывоза ОЯТ АМБ на ПО “МАЯК”. Создание хранилищ для ОЯТ АМБ;
• создание централизованного хранилища ОЯТ ВВЭР-1000 и РБМК-1000 на ГХК.
Радиационная безопасность
Радиоактивные выбросы и сбросы
Среднесуточные значения радиоактивных выбросов инертных радиоактивных газов (ИРГ), долгоживущих радионуклидов (ДЖН) и 131I с оценкой по отношению к допустимому выбросу (ДВ) на АЭС России в 2000 году приведены в таблице 6.


Таблица 6.
АЭС ИРГ ДЖН 131I
Ки/сут %ДВ мКи/сут %ДВ мКи/сут %ДВ
Балаковская 0,42 0,02 0,02 0,03 0,03 0,08
Белоярская 0,53 0,11 Ниже чувствительности аппаратуры
Билибинская 34,09 1,70 Ниже чувствительности аппаратуры
Калининская 1,10 0,07 0,01 0,02 0,01 0,04
Кольская 5,02 0,25 0,01 0,16 0,45 1,12
Курская 18,95 0,94 0,81 1,16 0,12 1,75
Ленинградская 24,47 1,24 0,12 0,20 0,09 0,16
Нововоронежская 1,40 0,15 0,19 0,58 0,10 1,00
Смоленская 32,35 2,13 0,27 0,59 0,25 0,82

В 2000 году, как и в предыдущие годы, газоаэрозольные выбросы АЭС были ниже допустимых и не превышали по ИРГ 3% (Смоленская АЭС), ДЖН - 2% (Курская АЭС) и 131I - 2% (Кольская АЭС).
Анализ газоаэрозольных выбросов АЭС в атмосферу показывает, что за последние 10 лет выбросы уменьшились:
• от 16% до 2,5% от допустимого значения на АЭС с РБМК и ЭГП;
• от 0,7% до 0,1% от допустимого значения на АЭС с ВВЭР;
• от 0,2% до 0,01% от допустимого значения на АЭС с БН.
Объемы жидких сбросов в окружающую среду и поступление радионуклидов с дебалансными водами АЭС по отношению к допустимому сбросу (ДС) сведены в таблицу 7.
Поступление радиоактивных продуктов с жидкими сбросами АЭС России в 2000 году.


Таблица 7.
АЭС Объем сброшенной воды, м3 Поступление радионуклидов,
% ДС
Балаковская 35700 3,31
Белоярская 48562 1,67
Билибинская 536 0,02
Калининская 45375 12,45
Кольская 19996 0,01
Курская 45091 0,0004
Ленинградская 9000 0,11
Нововоронежская 41566 8,10
Смоленская 64845 1,06
Фактические значения активностей жидких сбросов АЭС меньше допустимых и не превышали 13 % величины ДС (Калининская АЭС).
Радиоактивные отходы
Информация о заполнении хранилищ жидких (ХЖО) и твердых (ХТО) радиоактивных отходов на АЭС России по состоянию на 31.12.2000 года приведена в таблицах 8 и 9.
Хранение ЖРО на АЭС России.



Таблица 8.
АЭС Вместимость ХЖО, м3 Количество ЖРО, м3 Заполненность ХЖО, %
Балаковская 3800 1262,0 33,2
Белоярская 6400 5672,0 95,7
Билибинская 1000 692,8 69,3
Калининская 2940 1895,0 64,5
Кольская 8576 7214,0 84,1
Курская 63000 41215,0 65,4
Ленинградская 17020 12260,0 72,1
Нововоронежская 17891 7203,4 40,3
Смоленская 19400 15691,0 80,9


Хранение твердых радиоактивных отходов на АЭС России.



Таблица 9.
АЭС Вместимость ХТО, м3 Количество ТРО, м3 Заполненность ХТО, %
Балаковская 18684,0 11348, 60,7
Белоярская 22160,0 14469,0 65,3
Билибинская 6330,0 2692,5 42,5
Калининская 13975,1 8531,4 61,0
Кольская 19912,0 8488,6 42,2
Курская 31560,0 29061,3 92,1
Ленинградская 28600,0 23853,0 83,4
Нововоронежская 40414,0 35407,0 87,6
Смоленская 15150,0 12700, 83,8



В хранилища АЭС ежегодно поступает 4000 м3 ЖРО (4,7 от объема) и ТРО 7500 м3 (5,8% от объема).
Анализ динамики заполняемости хранилищ ЖРО показывает, что свободные объемы хранилищ АЭС составляют 53600 м3 (38%), что обеспечит эксплуатацию АЭС в течение 8 лет, ТРО - 50206 м3 (28%), что обеспечит эксплуатацию АЭС в течение 5 лет.
Степень заполнения ХЖО на АЭС в среднем составляет 67%.

Однако, ХЖО Белоярской АЭС заполнены на 96%, Кольской АЭС - на 84% и Смоленской АЭС – на 81%.
Достаточно серьезное положение с ЖРО сложилось на Калининской АЭС, где емкости кубового остатка и низкоактивных сорбентов заполнены на 100%. В настоящее время станция вынуждена задействовать резервную емкость для хранения ЖРО.

В настоящее время переработка сухих солей на установке битумирования не производится, т.к. компаундохранилище станции заполнено на 99% и свободных объемов практически нет. Технические мероприятия по сокращению ЖРО, разработанные на станции, не могут решить проблему с отсутствием свободных емкостей в ХЖО.
Для устранения создавшейся ситуации Калининской АЭС необходимо принять все меры для скорейшего пуска расширяемой части спецкорпуса.

ТРО на большинстве станций поступают в хранилища внавал. Поэтому основная масса хранилищ переполнена, хотя степень их использования не превышает 60%. Сроки временного хранения ТРО не определены.

ХТО в среднем заполнены на 69%. Однако, ХТО Курской АЭС заполнены на 92%, а Ленинградской – 83%, Смоленской АЭС - на 84%, Нововоронежской – на 88%.

В целях повышения эффективности государственного регулирования безопасности и надзора при обращении с РАО на АЭС Госатомнадзором России в условия действия лицензии на действующие и вновь вводимые блоки АЭС включаются требования по модернизации действующих хранилищ РАО или строительства новых хранилищ, имеющих технологии кондиционирования РАО, отвечающие требованиям норм и правил в области использования атомной энергии.

30.11.2000 г. при радиационном контроле санитарно-защитной зоны в месте выхода сбросного канала циркводоснабжения I и II энергоблоков Нововоронежской АЭС специалистами станции обнаружен локальный участок радиоактивного загрязнения с повышенным радиационным фоном.
В устье сбросного канала мощность дозы гамма-излучения по береговой линии на участке протяженностью 20-40 м местами превышает разрешенное санитарными правилами для санитарно-защитной зоны значение (240 мкР/ч). В пробах донных отложений содержится радионуклид станционного происхождения Со60 с активностью около 1,0•10-6 Ки/кг, что требует отнесения донных отложений к твердым радиоактивным отходам (критерий отнесения к радиоактивным отходам согласно санитарным нормам и правилам составляет 2,7•10-7 Ки/кг).

Причина и конкретный источник радиоактивного загрязнения устья сбросного канала устанавливаются.
Пути решения проблемы обращения с РАО на АЭС представляются следующие:
• сокращение количества образующихся РАО при эксплуатации;
• ионоселективная очистка ЖРО;
• цементирование и битумирование кубового остатка и ионообменных смол;
• сжигание горючих твердых и жидких РАО;
• прессование твердых РАО;
• применение контейнерного хранения кондиционированных РАО.
Атомные электрические станции с реакторами типа ВВЭР-1000
В таблице 10 приведены атомные электрические станции расположенные на территории Российской Федерации с ядерным энергетическими реакторами типа ВВЭР.



Таблица 10.
№№
п/п Наименование АЭС Номер энергоблока АЭС и тип реактора
1 2 3 4 5
1 Балаковская АЭС ВВЭР 1000 ВВЭР 1000 ВВЭР 1000 ВВЭР 1000
2 Калининская АЭС ВВЭР 1000 ВВЭР 1000 ВВЭР 1000*
3 Нововоронежская АЭС ВВЭР 1000
4 Ростовская АЭС ВВЭР 1000
• Примечание: строятся 3-блок Калининской (запущен)

http://www.seu.ru/programs/atomsafe/books/Kuznecov/Analiz.files/Image20.jpg

Рис.1. Принципиальная схема водо-водяного энергетического реактора (ВВЭР).
Реактор ВВЭР-1000 представляет собой следующее поколение легководных реакторов большой мощности. Электрическая мощность энергоблоков составляет 1000 МВт. Реактор состоит из корпуса. Верхнего блока, внутрикорпусных устройств и активной зоны.
Корпус с верхним блоком представляет собой сосуд под давлением с размещенным в нем внутрикорпусными устройствами и активной зоной. Активную зону реактора охлаждают четыре петли с теплоносителем.
Для предотвращения перегрева топлива в случае обезвоживания активной зоны смонтирована система, позволяющая быстро залить активную зону водным раствором борной кислоты. При этом не только охлаждаемая сама активная зона, но в результате попадания бора прекращается цепная реакция.
Активная зона состоит из 163 ТВС шестигранной формы с твэлами. В 61 ТВС установлены органы регулирования реактора, каждый состоит из 18 поглощающих элементов.


http://www.seu.ru/programs/atomsafe/books/Kuznecov/Analiz.files/Image21.gif

Рис.2. Компоновка оборудования в защитной оболочке.
1 – реактор, 2 – парогенератор, 3 – главный циркуляционный насос.
Реактор устанавливается в бетонной шахте, которая служит биологической защитой. Реактор ВВЭР-1000 снабжен прочно-плотной защитной оболочкой.
Технические недостатки реакторов типа ВВЭР.
Водо-водяные реакторы в принципе не могут быть достаточно безопасными.

http://www.seu.ru/programs/atomsafe/books/Kuznecov/Analiz.files/Image22.gif


Рис.3.Разрез герметичной оболочки реакторного отделения.
1 – горизонтальный парогенератор, 2 – главный циркуляционный насос, 3 - железобетонная оболочка, 4 – кран, 5 – верхний блок реактора, 6 – корпус реактора.

Если в I контуре реактора типа ВВЭР происходит неконтролируемая течь воды (в таких реакторах вода является замедлителем нейтронов и теплоносителем), или она по другим причинам перестает циркулировать в системе охлаждения, то возможно с определенной степенью вероятности утверждать, что произойдет разрушение активной зоны и последующий выход радиоактивных продуктов.

А гарантии, что не произойдет разгерметизация системы и теплоноситель не перестанет охлаждать активную зону, как показывает практика, никто не в состоянии дать.
Ниже приведен только неполный перечень причин аварийных ситуаций, возможных на водоохлаждаемых реакторах:

- при растрескивании топливных таблеток изготовленных из диоксида урана происходит разбухание тепловыделяющего элемента (ТВЭЛа) и разрушение его. В результате этого продукты деления выходят в теплоноситель, при этом повышается радиоактивность первого контура ;

- под воздействием ионизирующего излучения вода разлагается на кислород и водород. При определенном соотношении эта смесь образует гремучий газ и поэтому на водоохлаждаемой АЭС всегда остается опасность возникновения химического взрыва (Калининская АЭС, 1990 г. разрушение внутрикорпусных устройств реактора);

- по самым разным причинам может возникнуть интенсивное парообразование в первом контуре и произойти паровой взрыв; энергии при этом будет достаточно, чтобы сбросить крышку реактора или разрушить первый контур;

- в конструкционных материалах стенок корпуса реактора и трубопроводов неизбежно возникают трещины, развитие которых может привести к аварии.
- известно, что большая часть аварий на АЭС происходит в результате ошибок или несанкционированных инструкциями действий персонала.
- на АЭС с реактором типа ВВЭР не предусмотрено достаточно надежное предотвращение осушения активной зоны при разрыве, какого либо элемента первого контура.
- остается проблема отказа систем САОЗ по общей причине из-за неоднократных переносов сроков реализации мероприятий по замене теплоизоляции оборудования и трубопроводов, расположенных в гермообъеме, и/или по установке защиты приямков (фильтров) на входе насосов аварийного охлаждения активной зоны для АЭС с ВВЭР.
Состояние безопасности АЭС России с реакторами типа ВВЭР-1000 в 1991-2000 гг
С 1954 г., т.е. даты пуска первой АЭС мощностью 5 МВт, во всем мире имели место более 150 аварий атомных реакторов (о которых была опубликована информация), окончившиеся эмиссией радиоактивных изотопов в окружающую среду. Аварии эти происходили в разных странах и в разное время.

На одних только АЭС России за период с 01.01.91 г. по 31.12.2000 г. было 1148 нарушений в работе, в том числе более 350 на реакторах ВВЭР-1000.

На трех атомных электростанциях России с ВВЭР-1000 эксплуатируется 8 энергоблоков. Характеризуя состояние безопасности действующих атомных станций с ВВЭР, можно отметить, что эксплуатация их осуществляется в соответствии с требованиями правил и норм по безопасности, которые были заложены на период их создания и реализованы в соответствующих проектах, но на настоящий момент ни одна из станций не отвечают современным требованиям безопасности в полной мере.

На сегодня ни одна из действующих АЭС не имеет процедурно законченного обоснования безопасности, содержащего выводы о состоянии безопасности и анализ возможных последствий нарушений эксплуатации энергоблоков.


http://www.seu.ru/programs/atomsafe/books/Kuznecov/Analiz.files/Image23.gif

Рис.4. Разрез реактора.
Кроме этого, имеются проблемы, связанные с обеспечением безопасности на АЭС с ВВЭР-1000, основными из которых являются:
• проблема выработки ресурса оборудования систем, важных для безопасности, отсутствие утвержденных методик по управлению ресурсными характеристиками оборудования;
• снижение темпов модернизации объектов использования атомной энергии, увеличение количества мероприятий по повышению безопасности, сроки выполнения которых переносятся из года в год;
• недостаточен прогресс работ по обоснованию возможности продления срока службы блоков АЭС первого поколения;
• проблема обращения с радиоактивными отходами, медленные темпы внедрения современных технологий их переработки;
• проблема обращения с отработавшим ядерным топливом, связанная с хранением и низких темпов вывоза его с АЭС;
• превышение времени падения и застревание ОР СУЗ;
• разрывы мембраны предохранительного устройства СПП;
• отказы насосов аварийного и планового расхолаживания;
• нарушения водно-химического режима.
Кроме этого, целый ряд нарушений повторяется из года в год из-за недостаточности корректирующих мер и финансирования работ по их реализации.
Анализ непосредственных причин нарушений в работе АЭС показал, что более 70 % всех причин приходится на механическое повреждения элементов оборудования, из них 65 % - коррозионные дефекты сварных соединений различных трубопроводов, остальные дефекты обусловлены усталостным разрушением, деформацией стержней, штанг, износом и исчерпанием ресурса.
Другую группу большую группу причин (около 20 %), составляют неисправности в электротехнической части: нарушение изоляции, короткое замыкание, обрыв цепи, внутренние повреждения, помехи, наводки.
На причины, обусловленные “человеческим фактором” - неправильными действиями персонала, приходится 6 % всех причин.
1.История эксплуатации действующих АЭС России.
1.1.БАЛАКОВСКАЯ АЭС .
Расположена около г.Балаково Саратовской области, на берегу р.Волги в 160-ти километрах вверх по течению от г. Саратова.
Первоначально Балаковская АЭС планировалась как самая крупная АЭС в мире с реакторами типа ВВЭР - на ней предполагалось построить 24 блока вдоль р.Волги. Однако после Чернобыльской аварии, а также многочисленных протестов зеленых число предполагаемых блоков сократилось до шести.

Строительство станции было начато в 1980 году. На сегодняшний день действуют четыре энергоблока с реакторами типа ВВЭР-1000. Первый блок введен в эксплуатацию в 1985 году, 2 блок - в 1987 году, 3 блок - в 1988 году, 4 блок – 1993 году.

31 июля 1992 года “Малый совет” Саратовского областного Совета народных депутатов принял решение, касающееся дальнейшего строительства и эксплуатации Балаковской АЭС, в котором, в частности, было поддержано решение сессии Балаковского горсовета о запрещении загрузки топлива и ввода в эксплуатацию 4-го энергоблока; кроме того, было принято решение обратиться к Верховному Совету РФ с просьбой принятия проекта решения о снятии с планов развития энергетики страны 2-ой очереди Балаковской АЭС.

25 апреля 1993 года в Балаково состоялся референдум о строительстве пятого и шестого блоков на АЭС. 73% проголосовавших высказались против их строительства.


http://www.seu.ru/programs/atomsafe/books/Kuznecov/Analiz.files/Image24.gif

Панорама Балаковской АЭС.
В конце февраля 1993 года загрузка топлива началась без уведомления местных властей и общественности. В середине марта топливо было полностью загружено и блок был пущен.
Однако, вскоре мощность блока из-за отсутствия потребности в электроэнергии пришлось снизить до 50%.
Строительство пятого блока было начато в 1987 году, шестого - в 1988 году. В последние время концерн “Росэнергоатом” проявляет свой интерес к достройке и пуску V энергоблока.
Наиболее острыми вопросами эксплуатации реакторов этого типа являются: обеспечение требуемой герметичности гермооболочки, повышение эффективности систем управления, контроля и электроснабжения, повышение ресурса работы парогенераторов, укомплектованность средствами диагностики.
Существует угроза затопления площадки АЭС с ее полным разрушением при прорыве Самарской плотины, стоящей выше по течению Волги.
При строительстве фундаментов блоков были допущены нарушения технологии строительства.
Оседание блоков шло быстрее проектного, оно было неравномерно, и создавало напряжения в конструкции блоков. Особенно это касалось первого блока - на его крыше был установлен "контргруз" - бетонный брус, который передвигался с одной стороны крыши на другую, чтобы "обеспечить строгую горизонтальность главного разъема реактора и связанного с ним оборудования".
Наличие прослоек слабых грунтов (модуль деформации - 7 МПа) в мощной толще осадочного чехла (100-105 мм), что привело к сверхнормативным значениям величины осадки зданий РО всех блоков ( 400-500 мм при предельно -допустимой - 300 мм), сверхнормативному крену здания РО блока 4.
Кроме отмеченных надо отметить недопустимую, с позиций современных НТД по безопасности, близость АЭС к городу, с численностью населения 280тыс.человек, насыщенному промышленными предприятиями, и вытекающая из этого неблагоприятная аэротехногенная обстановка, влияющая негативно на рассеивающие свойства атмосферы в районе АЭС.
На энергоблоках 3,4 Балаковской АЭС действовало в течение почти 7-ми лет ограничение мощности до 90 % Nн из-за конструктивных недостатков СУЗ реактора.
Ниже приведено описание наиболее серьезных инцидентов происшедших на этой АЭС:
• в результате халатных действий персонала станции в 1985 году при испытании первого блока без загрузки топлива ("горячая обкатка") произошел разрыв трубопровода. Погибло 13 человек;


• в течении 1987-1991 гг. происходил массовый выход из строя парогенераторов АЭС;
• в первом квартале 1997 г. на АЭС вследствие повреждение парогенераторов энергоблока № 2 привело к локальному загрязнению кровли машинного зала общей площадью около 30 м2 выше контрольного уровня (до 180 мкР/ч);

• 26.06.93 г. произошло затирание одиннадцати органов регулирования (ОР) системы управления и защиты (СУЗ) при испытании активной защиты во время останова 2-ого энергоблока Балаковской АЭС на ремонт (ППР). Энергоблок находился в состоянии "горячего" останова перед выводом в ППР.

• Температура I-ого контура 280 С0, давление 160 кгс/см2, концентрация бора составляла 16 г/л. При проведении испытаний по сбросу активной защиты произошло застревание в промежуточных положениях в нижних зонах одиннадцати ОР СУЗ. По шкале INES событие соответствует уровню 2.
• 18.06.95 г. и 14.05.95 г. на блоке № 1 при проведении испытаний ОР СУЗ выявлено превышение проектной величины времени падения ОР СУЗ в режиме АЗ в результате искривления каналов ПС СУЗ вызванное конструкторскими недоработками. Уровень события 1;
• 19.03.97 г. перед остановом на блока № 1 в текущий ремонт проверялась работоспособность ОР СУЗ. При этом было установлено время падения трех ОР СУЗ более 4 сек (проектное время 4 сек). Были нарушены условия безопасной эксплуатации энергоблока. Уровень по шкале 1.
1.2.БЕЛОЯРСКАЯ АЭС им. И.В.Курчатова.
Расположена в пос.Заречный Свердловской области. Строительство станции началось в 1956 году. Первый блок с реактором АМБ-100 (ранний вариант графитового канального реактора) введен в эксплуатацию в 1964 году, выведен в 1983 году. Второй блок с реактором АМБ-200 введен в эксплуатацию 1967 году, выведен в 1989 году.

http://www.seu.ru/programs/atomsafe/books/Kuznecov/Analiz.files/Image11.jpg
Панорама Белоярской АЭС.

В настоящее время на станции действует только третий блок - экспериментальный реактор-размножитель на быстрых нейтронах БН-600. Его строительство было начато в 1966 году, введен в эксплуатацию в 1980 году.
В 1987 начал строится четвертый блок с экспериментальным реактором БН-800. В 1988 году строительство было прекращено в связи с протестами общественности, а в июне 1992 года, по распоряжению Б.Ельцина, строительство снова продолжено.
Проект энергоблока с реактором БН-600 разработан без учета требований действующих правил и норм по безопасности. В нем не решены вопросы обеспечения независимости каналов управления и электроснабжения систем безопасности, оснащения ряда элементов оборудования первого контура страховочными корпусами на случай течи натрия.
Предполагается, что строящийся реактор БН-800 будет работать на MOX-топливе.
Ниже приведено описание наиболее серьезных инцидентов происшедших на этой АЭС:
• С 1964 по 1979 год неоднократно происходили разрушения топливных сборок активной зоны на первом блоке. В 1977 году произошло расплавление половины топливных сборок активной зоны на втором блоке. Ремонт длился около года. 31 декабря 1978 года произошел пожар на втором энергоблоке. Пожар возник от падения плиты перекрытия машинного зала на маслобак турбогенератора. Выгорел весь контрольный кабель. Реактор оказался без контроля. При организации подачи аварийной охлаждающей воды в реактор переоблучилось восемь человек;
• В августе 1992 года экспедицией Госкомчернобыля России в районе Белоярской АЭС обнаружены аномальные концентрации цезия-137, кобальта-60. Максимальная мощность излучения зарегистрирована на уровне около 1200 мкР/час и сформирована в основном излучением кобальта-60;
• 22 декабря 1992 года на станции при перекачке жидких радиоактивных отходов на спецводоочистку для ее переработки из-за халатности персонала было затоплено помещение обслуживания насосов ХЖО. Вода поступила в страховочный поддон и из-за его неплотности, также из-за переполнения попала в грунт под ХЖО, а затем по специальной дренажной сети, предназначенной для отвода грунтовых вод, - в водоем-охладитель. Общее количество ЖРО, попавших в поддон, около 15 м3 суммарной активностью 6 Ки. Суммарная активность цезия-137, попавшего в пруд-охладитель, около 6 мКи. Этому инциденту был присвоен третий уровень опасности по международной шкале INES;
• 7 октября 1993 года в 11 часов 19 минут третий блок Белоярской АЭС был остановлен по признакам повышения радиационного фона в вытяжной вентиляционной сети. Причины останова - утечка теплоносителя в одной из вспомогательных систем. Также, по словам директора станции, произошло незначительное возгорание. Происшествие оценено как инцидент первого уровня по шкале INES;

• 6 июня 1994 года, во время капитального ремонта, произошла утечка нерадиоактивного натрия из второго контура, из-за чего начался пожар. Персонал станции своими силами справиться не смог и вызвал пожарную бригаду. У нее также не оказалось средств для тушения натрия. После того, как утечка натрия была остановлена, уже вышедший натрий выгорел, и пожар сам прекратился.
• 05.05.94 г. произошла протечка нерадиоактивного натрия второго контура из дренажной линии при производстве ремонтных работ. Произошло окисление натрия. Данный инцидент произошел в результате некачественной разработки конструкторской и проектной докум6ентации. Уровень события оценен 1 уровнем.
• В течение 1995 г. наблюдалось превышение допустимых концентраций цезия-137 (в 1.2 - 4.4 раза) и стронция-90 (в 1.8 – 11.5 раз) в подземных водах контрольных скважин ХЖО Белоярской АЭС.

1.3.БИЛИБИНСКАЯ АТЭЦ - г.Билибино, Чукотка.
Билибинская атомная теплоэлектроцентраль (АТЭЦ) построена на Колыме на многолетних мерзлотных породах с предварительным оттаиванием грунта под фундамент.
На станции работают 4 блока ЭГП-6 (графитовые канальные реакторы раннего периода). 1 и 2 блоки введены в эксплуатацию в 1974, 3 блок - в 1975 году, 4 блок - в 1976 году. Станция работает по скользящему графику
покрытия требующихся электрических и тепловых нагрузок региона.

http://www.seu.ru/programs/atomsafe/books/Kuznecov/Analiz.files/Image25.gif

Панорама Билибинской АЭС.
Билибинская АТЭЦ проектировалась по блочному принципу. Все четыре реактора расположены в одном реакторном отделении. Наружные стены реакторного зала сделаны из алюминиевых панелей. В связи с отсутствием бетонных стен при перезагрузке топливных каналов используется контейнерный способ. С помощью специального защитного контейнера топливные каналы выгружаются в хранилище, находящееся прямо в реакторном зале.

Уран-графитовый реактор Билибинской АЭС - канального типа с трубчатыми тепловыделяющими элементами, выполненными из нержавеющей стали.
На Билибинской АТЭЦ применена одноконтурная тепловая схема.

На энергоблоках Билибинской АТЭЦ большая часть оборудования исчерпала или в ближайшее время исчерпает свой ресурс. Энергоблоки не соответствуют требованиям правил и норм по безопасности и доведение их соответствия указанным требованиям невозможно.
Основные проблемы в обеспечении безопасности АТЭЦ заключаются в следующем:
• электрооборудование систем управления и защиты реакторов многократно выработало установленный ресурс, элементная база морально устарела, часть комплектующих элементов в настоящее время снята с производства и не поставляется на АТЭЦ;
• происходит значительный отток опытных кадров. Это связано с проблемами оплаты труда;
• наблюдается снижение уровня квалификации персонала, непосредственно связанного с обеспечением ядерной безопасности (оперативный персонал, персонал лаборатории СУЗ).

Ниже приведено описание наиболее серьезных инцидентов происшедших на этой АТЭЦ:
• в 1991 году на станции произошла авария с массовым выходом опускных труб барабана сепаратора.
• 20.09.91г. старшим мастером цеха централизованного ремонта (ЦЦР) Липскусом В.Ю. был организован вывоз из ремонтно-монтажных мастерских, находящихся в зоне строго режима, радиоактивных отходов (РАО) в хранилище твердых и жидких отходов. При вывозе ведро с отходами упало с погрузчика, в результате чего произошло загрязнение территории АЭС;

• 10.07.91г. в результате вывоза жидких высокоактивных радиоактивных отходов в хранилище произошла утечка РАО, в результате оказалась загрязнена не только территория АЭС и автомашина по перевозке, но и территория главного административного корпуса.

• Ремонтный персонал и персонал отдела охраны труда и техники безопасности пытался скрыть случившееся, чем ухудшили радиационную обстановку на АЭС.

• На 4-х человек переданы материалы в следственные органы. Этот инцидент был квалифицирован третьим уровнем по международной шкале;
• в 1994 г. контрольный уровень облучения на Билибинской АЭС превысили 64 человек;

• на блоках №№ 1,2 24.11.95 г. произошел аварийный останов и отключение от сети двух блоков из-за полной потери внутренних источников электроснабжения (из-за ошибочных действий персонала станции). Уровень события оценен 1;
• Контрольный уровень облучения в 1997 г. превысили 36 человек;

Билибинская АЭС, блок 4, 14.03.98 г. – при проведении плановых ремонтных работ по перегрузке ядерного топлива на блоке 4, находящимся в КПР, произошло несанкционированное внешнее облучение трех работников, превышающее дозовый предел. Работники цеха централизованного ремонта (ЦЦР) производили работы по опусканию пеналов с ОТВС под верхним перекрытием БВ-3 без предварительного контроля за ходом работ со стороны службы дозиметрии. В результате этих нарушений зафиксированы различные повышенные показания индивидуальной дозы облучения: 9 бэр (90 мЗв), 1,7 бэр (17 мЗв) и 1 бэр (10 мЗв). Уровень события по INES – 3.

Причины события: нарушение работниками ЦЦР технологии производства работ по консервации ОТВС на БВ-3; грубейшие нарушения установленного порядка проведения контроля за радиационно опасными работами, допущенные дозиметристами; невыполнение контролирующим инженером РТЦ возложенных на него обязанностей

1.4.КОЛЬСКАЯ АЭС.
Расположена на Кольском полуострове, пос. Полярные Зори на оз. Имандра.
На станции работают четыре энергоблока: первый и второй с реакторами типа ВВЭР-440 первого поколения, третий и четвертый с реакторами типа ВВЭР-440 второго поколения. Первый блок введен в эксплуатацию в 1973 году, 2 блок - в 1974 году, 3 блок - в 1981 году, 4 блок - в 1984 году.

http://www.seu.ru/programs/atomsafe/books/Kuznecov/Analiz.files/Image26.gif
Панорама энергоблоков № 3,4 Кольской АЭС.

Энергоблоки первого поколения (блоки N1 и N2 Кольской АЭС) не соответствуют многим требованиям действующих правил и норм по безопасности. Анализ, проведенный международной комиссией под эгидой МАГАТЭ, выявил около 100 отступлений, которые по влиянию на безопасность были объединены в 4-е группы. Довести их до требований правил и норм не представляется возможным.
Ниже приведено описание наиболее серьезных инцидентов происшедших на этой АЭС:
• В 1988-1989 гг. на Кольской АЭС неоднократно было обнаружено повышение активности грунтовой воды в контрольных скважинах N 13, 14, 19, активность поступала из помещений расположения емкостей кубового остатка (ЕКО) (ЕКО-1, ЕКО-5) и бассейна-выдержки (БВ) блока N2 через неплотности в облицовке ЕКО, БВ, смежных с ними помещений, бетона и гидроизоляции;


• 26.08.92 г. на энергоблоке №2 Кольской АЭС на сливе масла из подшипника №8 ТГ-4 произошла вспышка водорода. Турбогенератор был отключен от сети, а реакторная установка разгружена до 40 МВт. При разгрузке реактора оператор допустил ошибку: снизил давление в первом контуре до недопустимого значения, что могло привести к вскипанию теплоносителя. Данное нарушение оценено уровнем 3;

• 12.09.92 г. при выполнении штатной операции по выводу на МКУ блока № 3 и проведению водообмена 1 контура разрушился бак грязного конденсата.

• В результате этого инцидента были загрязнены ряд обслуживаемых и полуобслуживаемых помещений станции.

• При выполнении работ по ликвидации последствий этого события коллективная доза 54 человек оперативного персонала составила 0,07 Зв (максимальное значение индивидуальной дозы составило 0.0012 Зв).

• По INES это событие оценено уровнем 1. основной причиной разрушения бака явилось неудовлетворительное качество сварки и накопившиеся в течении

• 12 – летнего периода эксплуатации бака усталостные напряжения его силовых конструкций, что привело к деформации бака, раскрытию сварных швов и многочисленным вырывам листов металла стенок бака;
• Течь теплоносителя из вспомогательной системы очистки 1 контура во время расхолаживания 1 контура блок № 1 03.03.94 г.

• Энергоблок находился в плановом ремонте. При проведении операций по расхолаживанию произошла течь теплоносителя из трубопровода подпитки теплоносителя 1 контура (Ду50) в герметичные помещения.

• Течь из трубопровода была ликвидирована путем его отключения. Протечка была локализована по штатной проектной схеме в герметичном объеме энергоблока. Радиационная обстановка в обслуживаемых помещениях энергоблока, на площадке АЭС и за ее пределами не изменилась.

• Выбросов радиоактивных веществ через вентиляционную трубу, превышающих установленные для нормальной эксплуатации пределы, не было. Причина течи - разрыв напорного трубопровода Ду50 подпиточных насосов на участке между обратным клапаном и теплообменником продувочной воды в месте приварки трубопровода к гермопроходке;


• Непроектное закрытие импульсно-предохранительного устройства компенсатора давления при опробовании перед пуском энергоблока № 4 после ППР 27.07.94 г.

• Энергоблок находился в стадии разогрева после планового ремонта. При проведении опробования импульсно предохранительного клапана компенсатора давления клапан не закрылся от ключа управления и оставался открытым в течении 330 сек.

• Это привело к разрыву мембраны барботажного бака и поступлению теплоносителя 1-го контура в бокс парогенераторов.
• Закрытие клапана произошло после падения давления в 1-ом контуре до 52 кгс/см2.

• Произошло срабатывание всех 3-х каналов СБ. Последующее падение давления привело к поступлению воды от гидроемкости системы аварийного охлаждения зоны в 1-й контур.

• Нарушен предел безопасной эксплуатации по скорости изменения температуры теплоносителя при расхолаживании во время нахождения клапана в открытом положении и при последующем расхолаживании энергоблока.

• Нарушено условие безопасной эксплуатации - произошло непроектное закрытие предохранительного клапана компенсатора давления.
• Радиационная обстановка в помещениях зоны строгого режима и на промплощадке оставалась без изменения.

• 03.09.94 г. на блоке № 1 на остановленной РУ при подаче в контур для проверки плотности ГЗЗ азота повысился уровень теплоносителя в реакторе. Оперативный персонал предпринял дренирование первого контура, из-за чего была сорвана естественная циркуляция (срыв циркуляции опасен для безопасности, т.к. может привести к кризису теплообмена). Причина недостатки подготовки административно-технического персонала. Уровень события 1;

• Останов четырех энергоблоков Кольской АЭС из-за нарушения в системе вследствие урагана 02.02.93г.

• В результате урагана в системе "Колэнерго" были повреждены высоковольтные линии 330 кВ, 154 кВ, 110 кВ с последующим отключением всех четырех энергоблоков.

Энергоблок N 1.
Действием системной противоаварийной автоматики в 2-29 был отключен турбогенератор-2. в результате резких колебаний частоты в системе в 2-32 на энергоблоке N1 сработала аварийная защита -1 реактора по повышению перепада давления на активной зоне выше уставки из-за увеличения расхода главных циркуляционных насосов из-за повышения частоты сети до 53 Гц.

Рабочие дизель-генераторы ДГ-1,2 и резервный ДГ-5 запустились согласно проектному алгоритму, но т.к. секции собственных нужд были под напряжением, то через 1.5 мин эти ДГ отключились по блокировке.

Действие сигнала не прекращалось, происходили повторные запуски этих ДГ с последующим их отключением действием указанной блокировки до тех пор,
пока не был израсходован запас пускового воздуха данных ДГ и при последовавшим позднее обесточиванием секции собственных нужд ДГ-1,2,5
по этой причине не запускались.

Параметры реакторной установки находились под контролем - приборы контроля были запитаны от аккумуляторных батарей.
По шкале INES нарушение оценено уровнем – 3.

Энергоблок N 2.
Действием системной противоаварийной автоматики в 2-27 был отключен турбогенератор - 4. В 2 ч. 40 мин. энергоблок был разгружен до 47 МВт (элект). Резкие колебания частоты в системе в 3 ч. 42 мин. привели к разбалансу мощностей по I и II контуру, что привело к отключению турбогенератора 3 и срабатыванию аварийной защиты -1 и запуску ДГ-3,4. В 6 ч. 15 мин. в результате развития системной аварии произошла потеря питания энергоблока. Вследствие обесточивания трансформатора -1 произошел наброс дополнительной нагрузки на ДГ-3,4, что привело к их отключению максимальной токовой защитой. ДГ-3,4 выведены в ремонт для проверки изоляции генераторов.

Расхолаживание I контура осуществлялось через парогенераторы в режиме естественной циркуляции со сбросом пара через редукционные установки.

Параметры реакторной установки были под контролем - приборы контроля были запитаны от аккумуляторных батарей.

В 6-45 было восстановлено электропитание энергоблока от внешнего источника, что позволило включить ответственные механизмы энергоблока в работу.
По INES нарушение оценено уровнем 3.
Отключение от сети 3-ого и 4-ого энергоблоков Кольской АЭС оценены по шкале INES - уровнем 1.

• Нарушение пределов и условий безопасной эксплуатации по отводу остаточных тепловыделений от активной зоны. Энергоблок № 1 03.09.94 г.

• Энергоблок находился в режиме "холодного останова". Охлаждение активной зоны - естественная циркуляция через петли NN 1,2,6.

• При проведении работ по проверке на плотность запорной арматуры, отключающей 1 контур от вспомогательных систем, был подан азот в петлю N 5.

• При подаче азота была обнаружена неплотность главной запорной задвижки, началось повышение уровня в реакторе.

• Для снижения уровня было предпринято дренирование 1 контура, в результате которого произошло ухудшение отвода тепла от активной зоны.

• Работой системы аварийной подпитки был восстановлен нормальный теплоотвод.

• Были нарушены пределы и условия безопасной эксплуатации в части поддержания запаса до температуры насыщения в пределах 30-70 С 0 (120 С 0) и по отводу остаточных тепловыделений за счет естественной циркуляции, как минимум, через 2 петли.

• Причины - несовершенство процедур ведения технологического процесса и ошибки персонала.

• Контрольный уровень облучения в 1994 г. превысили 36 человек.


• В 1995 г. старший мастер реакторного цеха нарушил правила радиационной безопасности при установке корзины в шахту реактора блока № 3 при этом он получил эквивалентную дозу внешнего облучения 4.4 бэр.

• Кроме этого, превышение контрольного уровня облучения зафиксировано у 17 человек;

• 08.01.99 г. на энергоблоке 2 Кольской АЭС после ППР-99 при проведении гидроиспытаний второго контура парогенератора зарегистрировано появление активности в воде второго контура
• из-за негерметичности теплообменных трубок.

• Причина негерметичности – “прожог” их стенок при выполнении сварочных работ на дистанционирующей решетке парогенератора.
• 23.10.99 г., блок № 2 при работе блока на уровне 55 % Nн произошел останов реактора действием защиты АЗ-1 по факту закрытия стопорных клапанов последней работающей турбины в результате снижения уровня в деаэраторе ТГ-3 до 500 мм

• из-за неработоспособности регулирующего клапана уровня в конденсаторе ТГ-3 и ошибки персонала станции.
• Уровень шкалы 1.


1.5.КУРСКАЯ АЭС - г.Курчатов, Курской области.
Работают 4 блока РБМК-1000.
Первый блок введен в эксплуатацию в 1976 году,
2 блок - в 1979 году, 3 блок - в 1983 году, 4 блок - в 1985 году.

Строится пятый энергоблок с модернизированным реактором РБМК-1000.


http://www.seu.ru/programs/atomsafe/books/Kuznecov/Analiz.files/Image27.gif
Разрез реакторного отделения энергоблоков № 1,2.

1 – активная зона реактора, 2 – верхние пароводяные коммуникации, 3 – барабан-сепаратор, 4 – главные циркуляционные насосы, 5 – раздаточный групповой коллектор, 6 – нижние водяные коммуникации, 7 – биологическая защита.

Энергоблоки с РБМК-1000 первого поколения (блоки N 1 и N 2 Курской АЭС) не соответствуют многим требованиям действующих правил и норм.

Отсутствие систем локализации позволяет уже сейчас требовать ограничения срока их эксплуатации (действует ограничение на энергоблоках 1,2 70 % от N н , ограничение действует с 1993 г.),

Продление срока эксплуатации указанных энергоблоков может рассматриваться при условии ежегодного контроля металла оборудования и трубопроводов, выполнения мероприятий по повышению надежности и безопасности, обеспечении строгого соблюдения технологического регламента.

Энергоблоки с РБМК-1000 второго поколения (блоки N 3 и № 4 Курской АЭС) ближе к современным требованиям, т.к. они имеют систему локализации аварий, хотя и она не охватывает вверх реактора, помещения барабан-сепараторов и питательных трубопроводов.

На блоках этой группы также необходимо введение "особого" режима эксплуатации.
Ниже приведено описание наиболее серьезных инцидентов происшедших на этой АЭС:

• В ноябре 1995 г. на АЭС при перегрузке ТВС два работника станции получили дозу внешнего облучения выше ПДД (5,8 и 5,7 бэр);

• 09.11.91 г. при работе на мощности блока N 4 Курской АЭС, при проведении операции загрузки ОТВС в вагон-контейнер для вывоза в ХОЯТ произошло падение ОТВС (причина нарушение НТД при перегрузке).

• Контрольный уровень облучения на АЭС в 1994 г. превысили 788 человек:


• 21.11.95 г. на блоке № 4 при проведении работ во выгрузке негерметичной ТВС два человека получили дозы сверх годового дозового предела.
• Инцидент произошел в результате некачественного контроля со стороны службы дозиметрии за действиями работников.
• Уровень по шкале 2;


• 06.09.96 г. на блоке № 4 при работе блока на номинальном уровне мощности из-за формирования ложного импульсного сигнала аварийной защиты по мощности (АЗМ)

• вследствие скрытых отказов в двух каналах 1 группы АЗМ логики СУЗ при замене дефектного прибора, установленного в цепях защиты по мощности, сработала аварийная защита АЗ-5 и блок был остановлен.

• Причина – ошибочные действия оперативного персонала.
• Уровень по шкале 1;

• 03.09.97 г. блок № 2 аварийно остановлен действием защиты АЗ-5 из-за отключения двух ТГ действием электрической защитой вследствие ошибок персонала.
• Произошло задымление ТГ-3.
• Уровень по шкале 1.


• Курская АЭС, блок 2, 14.01.98 г. – при работе блока на уровне мощности равной 680 МВт кнопкой АЗ-5 блок был остановлен из-за выхода из строя быстродействующей системы САОР
• обрыв подводящего воздушного трубопровода Ду-50).
• Уровень события по шкале INES –1;


• 08.04.99 г. энергоблок 4 Курской АЭС находился в режиме “горячего резерва”, оборудование и системы энергоблока были подготовлены к выходу на МКУ.
• В процессе извлечения стрежней СУЗ сработала быстрая аварийная защита (БАЗ) реактора по сигналу скорости нарастания мощности реактора в пусковом диапазоне.

• Реактор заглушен всеми стрежнями СУЗ.
• Инциденту присвоен уровень “1” по шкале INES.


1.6. ЛЕНИНГРАДСКАЯ АЭС - г. Сосновый Бор, Ленинградская область.
На станции эксплуатируется четыре блока с реакторами РБМК-1000.
Строительство было начато в 1970 году, первый блок пущен в 1973 году,
2 блок - в 1975 году,
3 блок - в 1979 году,
4 блок - в 1981 году.

Предполагается вывести из эксплуатации за выработкой ресурса первый блок в 2003 году, второй - в 2005 году.

Энергоблоки с РБМК-1000 первого поколения (блоки № 1 и
№ 2 Ленинградской АЭС) не соответствуют требованиям действующих правил и норм по безопасности в атомной энергетике.


Отсутствие систем локализации позволяет уже сейчас требовать ограничения срока их эксплуатации.
Дальнейшая, ограниченная по сроку эксплуатация указанных энергоблоков может рассматриваться при условии ежегодного контроля металла оборудования и трубопроводов, выполнения мероприятий по повышению надежности и безопасности, обеспечении строгого соблюдения технологического регламента.

http://www.seu.ru/programs/atomsafe/books/Kuznecov/Analiz.files/Image28.gif
Главный циркуляционный контур Ленинградской АЭС.

7 января 1974 года произошел взрыв железобетонного газгольдера выдержки радиоактивных газов на первом блоке.
Жертв не было, о радиоактивном выбросе нет данных.


6 февраля 1974 года в результате вскипания воды с последующими гидроударами произошел разрыв промежуточного контура на первом блоке.
Погибло три человека.
Во внешнюю среду были сброшены высокоактивные воды с пульпой фильтропорошка.


28-30 ноября 1975 года на АЭС произошла авария с выбросом большого количества радиоактивных веществ.
Причиной аварии послужило расплавление ТВЭЛа в одном из 1693 технологических каналов, что привело к частичному разрушению активной зоны реактора первого энергоблока.

Во внешнюю среду было выброшено 1,5 млн. Ки радиоактивности.
Непосредственно после аварии радиационный фон в центре Соснового Бора достигал 8 рентген/час.

Жители Соснового Бора и прилегающих территорий об аварий оповещены не были.
Первое упоминание об аварии имело место в марте 1976 году на коллегии Министерства иностранных дел СССР, когда премьер-министр А.Косыгин сообщил о запросе правительств Швеции и Финляндии относительно увеличения радиационного фона над их территориями.


Ниже приведено описание наиболее серьезных инцидентов происшедших на этой АЭС:

• В ночь с 23 на 24 марта 1992 года в 2 часа 37 минут на 3 блоке Ленинградской АЭС произошла авария в результате потери давления и течи в технологическом канале.

• Результатом аварии был выброс в атмосферу I-131 и инертных газов выше установленных пределов.
• Третий блок остановлен на ремонт.
• Нарушение оценено уровнем 3;



• На Ленинградской АЭС 28.12.90 г. и 30.12.90 г. при выполнении капитального ремонта блока № 1 произошла россыпь граф
Вернуться к началу
Посмотреть профиль Отправить личное сообщение
Показать сообщения:   
Начать новую тему   Ответить на тему    Список форумов Форум АЭС специалистов с осколков СССР -> 0804 Мирный Атом в 3-х средах не опасен? Часовой пояс: GMT + 3
Страница 1 из 1

 
Перейти:  
Вы не можете начинать темы
Вы не можете отвечать на сообщения
Вы не можете редактировать свои сообщения
Вы не можете удалять свои сообщения
Вы не можете голосовать в опросах
Знать. Уметь. Предвидеть. Работать с Атомом без права на риск.


Powered by phpBB © 2001, 2005 phpBB Group
Вы можете бесплатно создать форум на MyBB2.ru, RSS