WWW.BOOK.LIB-I.RU
БЕСПЛАТНАЯ  ИНТЕРНЕТ  БИБЛИОТЕКА - Электронные ресурсы
 
s

Pages:     | 1 || 3 | 4 |   ...   | 5 |

«IAEA-EBP-WWER-15 XA9950521 ЗАКЛЮЧИТЕЛЬНЫЙ ОТЧЕТ ПРОГРАММЫ ПО БЕЗОПАСНОСТИ АТОМНЫХ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЙ С РЕАКТОРАМИ ТИПА ВВЭР И РБМК ПУБЛИКАЦИЯ ВНЕБЮДЖЕТНОЙ ПРОГРАММЫ ПО ...»

-- [ Страница 2 ] --

Отсутствие какой-либо независимой проверки и согласования ООБ привело к общей неадекватности анализов аварий, а именно:

ограниченному количеству исследованных сценариев аварий;

частичному исследованию аварийных последовательностей, когда расчет проводился только для очень ограниченного отрезка времени;

исследования проводились при слишком оптимистичных допущениях о величинах физических параметров, количестве работающих компонентов и т.д. и без учета единичного отказа после начала аварии;

• расчеты проводились по компьютерным кодам, которые были либо неверифицированы, либо имели большие ограничения модели.

3.2. АНАЛИЗ ПОВЫШЕНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ В соответствии с рекомендациями совещания Консультационной группы и Управляющего комитета, осуществление второй фазы ВБП началось после внедрения заинтересованными странами программ повышения безопасности с учетом результатов и рекомендаций первой фазы программы. МАГАТЭ было поручено вести консультирование в ходе осуществления мероприятий по повышению безопасности, определенных операторами АЭС с ВВЭР-440/230.

Для выполнения этой задачи МАГАТЭ в течение 1992-94 г.г. организовало ряд повторных миссий по анализу безопасности, называемых также консультативными миссиями, на каждую эксплуатирующуюся АЭС с ВВЭР-440/230. Миссии предназначались для проверки внедренных или планирующихся к внедрению мероприятий по повышению безопасности в соответствии с рекомендациями МАГАТЭ, представленными в сборнике проблем безопасности [6], и, при необходимости, выдачи дальнейших рекомендаций. В общем случае было отмечено, что большинство модификаций проводилось для повышения безопасности в ближайшей перспективе [63, 65,66, 67].

В течение данного периода стала очевидной необходимость обработки требований и рекомендаций, выданных различными организациями, и программ, разработанных АЭС с ВВЭР-440/230 в соответствии с этими рекомендациями. Это позволило бы урегулировать расхождения в рекомендациях, выданных национальными и международными организациями, проверить рекомендации МАГАТЭ на предмет отсутствия значительных пробелов и сравнить ситуацию на АЭС и различные программы повышения безопасности. Подобная обработка была начата сотрудниками МАГАТЭ и проанализирована группой международных экспертов на совещании консультантов, организованном МАГАТЭ в январе 1994 г. Анализ [68] показал, что значительных пробелов в сборнике проблем безопасности [6], разработанном МАГАТЭ, нет, и в нем показана ситуация на АЭС на начало 1994 г.

Среди требований, обработанных в процессе проверки, было 81 мероприятие, разработанное в 1991 г. регулирующим органом бывшей Чехословакии, касающееся повышения безопасности блоков АЭС Богунице V-1. Миссии МАГАТЭ одобрили эти мероприятия и порекомендовали для осуществления еще несколько.

Через два года после первой миссии по анализу безопасности на АЭС Богунице была разработана предварительная версия собственной основной программы повышения безопасности на дальнюю перспективу. В апреле 1993 г. Управление по ядерному регулированию Словакии предложило МАГАТЭ провести анализ данной программы. На основании этой заявки МАГАТЭ пригласило 9 международных экспертов на совещание в словацком городе Пештаны 12-16 июля 1993 г. Эксперты провели анализ программы, разработанной словацкой организацией, и проконсультировали по возможным вариантам подхода к решению проблем безопасности. В частности, эксперты дали подробные комментарии и консультации по определению новой МПА, которую АЭС должна выдержать после осуществления основной программы повышения безопасности [69].





После этого совещания и проведения консультационной миссии на Нововоронежскую АЭС (июнь 1993 г.) для анализа программы повышения безопасности этой АЭС на длительную перспективу, стал очевиден значительный прогресс в определении и проведении мероприятий по повышению безопасности с момента выхода сборника проблем безопасности. Как следствие, возникла необходимость анализа стратегий и влияния на безопасность предложенных мероприятий по повышению безопасности, а также достижения консенсуса относительно эффективности мероприятий по снижению общего риска на АЭС.

Для этого в ноябре 1993 г. в Вене МАГАТЭ собрало 15 международных экспертов на совещание консультантов. Эксперты проанализировали основные проблемы безопасности и выдали замечания по решениям, принятым в рамках основных программ повышения безопасности [70].

После завершения последней миссии по анализу безопасности (в июне 1994 г. на Кольскую АЭС) результаты первых двух лет второй фазы ВВП (1992-94 г.г.) были обработаны и затем обсуждены на совещании консультантов, организованном МАГАТЭ в Вене 26-30 сентября 1994 г. Представители от станций (АЭС Богунице, АЭС Козлодуй и Нововоронежской АЭС), присутствовавшие на совещании, провели корректировку информации, собранной на их АЭС в течение последних двух лет. Кроме представителей от АЭС, на совещании присутствовали 9 консультантов.

По каждой основной проблеме безопасности для АЭС с ВВЭР-440/230, представленной в [70], целью совещания было следующее:

подведение итогов по каждой проблеме безопасности и возможным способам ее решения;

. описание ситуации с каждой проблемой на конкретной АЭС, включая уже осуществленные корректирующие мероприятия и оставшиеся проблемы.

Консультанты пользовались базой данных МАГАТЭ, содержащей информацию по каждой проблеме на конкретной станции. База данных была обновлена и выпущена ее новая версия [71]. Результаты совещания представлены в [72]. По ним можно судить о том, что на каждой АЭС с ВВЭР-440/230 было проведено множество мероприятий на ближайшую перспективу, что повысило их уровень безопасности. Однако основные проблемы все еще ожидали своего решения в рамках будущих основных программ повышения безопасности. Поэтому содействие МАГАТЭ станциям продолжалось.

В [72] включен также обзор безопасности блока 2 Армянской АЭС, готовившегося к повторному пуску. Обзор основывался на результатах миссий МАГАТЭ в 1992-94 г.г. в рамках проекта технического сотрудничества ARM/9/002 [64, 73, 74,75]. Так как по сравнению с другими АЭС с ВВЭР-440/230 Армянская АЭС сходна по конструкции и истории эксплуатации, для оценки безопасности блока 2 Армянской АЭС, начиная с первой миссии МАГАТЭ в 1992 г., в качестве ссылочного документа использовался сборник проблем безопасности [6].

Для предоставления станциям дальнейшего содействия, в период 1995-98 г.г.

МАГАТЭ организовало технические визиты на все АЭС с ВВЭР-440/230. Результаты этих миссий [76, 77, 78, 79] окончательно обработаны и проанализированы на совещании консультантов, организованном МАГАТЭ в Вене в феврале 1998 г. Целью совещания была корректировка данных [72], собранных около трех лет назад. Десять международных экспертов, включая представителей от АЭС Богунице, АЭС Козлодуй, Нововоронежской, Кольской и Армянской АЭС провели анализ прогресса в области ядерной безопасности, достигнутого к началу 1998 г. на всех эксплуатирующихся АЭС с ВВЭР-440/230.

Результаты совещания, касающиеся состояния дел на каждой станции, резюмируются ниже на основании материалов из отчета по совещанию [80].

3.3. СОСТОЯНИЕ ДЕЛ НА КОНКРЕТНЫХ АЭС Далее приводится обзор состояния дел на конкретных АЭС с ВВЭР-440/230, составленный на основании данных, представленных самими АЭС.

33.1. Блоки АЭС Богунице V-1 Касательно наиболее важной проблемы - целостности корпуса реактора -корпуса реакторов обоих блоков были отожжены, а эффективность отжига обоснована результатами выполнения всесторонней программы оценки свойств материала.

Проведены мероприятия по снижению потока нейтронов на корпус реактора и измерению потока. Исследованы химический состав и микроструктура больших образцов с наружной поверхности корпуса. Результаты благоприятные, в частности, по химическому составу и консерватизму допущений на сдвиг критической температуры хрупкости. Сделано заключение об отсутствии необходимости повторного отжига корпусов этих блоков до истечения 30-ти лет эксплуатации.

Кроме того, в рамках программы, начатой МАГАТЭ, будет проводиться мониторинг изменения свойств материала корпуса реактора. Для снижения вероятности потенциальных нагрузок на корпус на главном паропроводе установлены быстродействующие отсечные клапаны и введены дополнительные блокировки для предотвращения холодной переопрессовки. Температура раствора в баках САОЗ повышена до 55°С.

В отношении целостности первого контура, полностью выполнена программа оценки применимости концепции ТПР для трубопроводов Ду500 и Ду200 и на АЭС проведены необходимые модификации. Ход дел анализировался МАГАТЭ.

Установлены три независимые аттестованные системы обнаружения протечки. На основании результатов анализа применимости ТПР проведена модернизация с учетом сейсмики. Проведен ультразвуковой контроль трубопроводов, к которым планировалось применить концепцию ТПР. Состояние трубопроводов с точки зрения применения концепции ТПР одобрено регулирующим органом.

Предохранительные клапаны компенсатора давления заменены на клапаны новой конструкции, при этом приняты во внимание отказы по общей причине и новые переходные режимы и аварии, включая ATWS и "feed-and-bleed". Кроме того, установлен новый сбросной клапан, снижающий частоту открытия предохранительных клапанов и предназначенный для режима "feed-and-bleed". Новый проект способен выдержать пересмотренное максимальное расчетное землетрясение, а его компоновка перекрывает основные источники отказов по общим причинам. Новые клапаны аттестованы на истечение пара, воды и пароводяной смеси.

Заменены предохранительные клапаны парогенераторов. Для снижения частоты открытия предохранительных клапанов парогенераторов и обеспечения возможности отвода остаточных тепловыделений в режиме "feed-and-bleed" со стороны второго контура на всех паропроводах смонтированы установки сброса пара в атмосферу.

Установка может быть отсечена от соответствующего паропровода отсечным клапаном с электроприводом. Установки аттестованы на сейсмическое воздействие и на истечение пароводяной смеси и воды.

Эксплуатационный контроль главных паропроводов и трубопроводов питательной воды улучшен и на этих трубопроводах установлена акустическая система обнаружения протечки.

Внутриреакторный контроль обеспечивается термопарами, а система измерения осевого распределения нейтронного потока "Волна" заменена на новую, состоящую из датчиков с автономным питанием. Установлена онлайновая система расчета распределения энерговыделения в активной зоне.

Плотность конфайнмента повышена на два порядка по сравнению с исходным состоянием (около 50% вместо около 5000% в сутки при избыточном давлении 70 кПа).

Проверена работоспособность створчатых клапанов в конфаинменте, на каждый клапан установлены указатели положения с выводом сигнала об открытии створки на блочный щит управления (БЩУ). В рамках плана постепенной реконструкции готовится основная модернизация конфайнмента, в том числе и спринклерной системы, на основании новых требований Управления по ядерному регулированию Словакии. В частности, будет учитываться LOCA с двусторонним разрывом Ду500 при допущениях, обеспечивающих улучшенную оценку [69,70].

По системам безопасности внедрены рекомендованные мероприятия на ближайшую перспективу [72]. Кроме того, в процессе постепенной реконструкции модифицирована дополнительная система аварийной питательной воды (называемая также "супераварийная система подачи питательной воды") с учетом потенциальных отказов по общей причине и для повышения ее автономности (теперь система может работать 72 ч и возможно ее подсоединение к пожарным машинам). В настоящее время система аттестована на сейсмическое воздействие и квалифицирована в качестве системы безопасности. Трубопроводы дополнительной системы аварийной питательной воды заменены и подсоединены к основным линиям питательной воды в непосредственной близости от ПГ. Смонтированы дополнительные подсоединения к системе продувки ПГ. По САОЗ проведены исследования конструкции для определения объема модификации системы, что позволит ей работать в условиях новой МПА, определенной словацким регулирующим органом [81]. Новые системы будут смонтированы в 1998-1999 г.г. Установлены новые блокировки на насосы высокого давления системы впрыска, приямки баков САОЗ защищены от засорения, в помещении баков запаса борного раствора установлена система обнаружения затопления, смонтированы трубопроводы, связывающие САОЗ двух энергоблоков.

Предпринимаются меры по повышению надежности САОЗ.

Значительно усовершенствованы также обеспечивающие системы:

Проведены и проверены на соответствие требованиям словацкого регулирующего органа классификация и аттестация системы контроля и управления. Установлены новые аттестованные датчики в системе защиты ректора и системе срабатывания технических средств обеспечения безопасности (ESFAS). В рамках программы основного повышения безопасности установлены новые системы защиты реактора и ESFAS, полностью зарезервированные, разделенные, аттестованные на сейсмику и воздействие окружающей среды и работающие в режиме открытого контура. Валидация и верификация новых систем продолжается. Введены новые сигналы реакторной защиты, выполнено гальваническое изолирование сигналов системы защиты реактора и регулятора мощности реактора. На энергоблоках смонтированы дистанционные щиты останова реактора. Возможности данных щитов будут расширены до функций аварийного щита управления. Установлена новая компьютерная система контроля параметров процесса, которая будет расширена на базе двух резервных каналов. На каждом БЩУ установлены также приборы аварийного мониторинга.

• По системе технической воды проведены усовершенствования на ближайшую перспективу. В рамках плана постепенной реконструкции намечена установка новой системы.

Источники электропитания переменного тока каждого блока реорганизованы в две независимые линии повышенной (удвоенной) мощности. Это осуществлено путем подключения новых дизель-генераторов, в два раза мощнее замененных.

Кроме того, подача электроэнергии теперь может осуществляться по линии, смонтированной между блоками 1-2 (V-1) и блоками 3-4 (V-2) АЭС Богунице. На каждую аварийную шину 6 кВ подведена линия электропередачи от расположенной неподалеку гидроэлектростанции мощностью 10 МВт и запасом воды на 7 ч.

Надежность ДГ повышена за счет замены систем пуска, управления и возбуждения. Аварийный секвенсор нагрузки будет являться частью системы ESFAS.

По системам электроснабжения постоянного тока и низковольтным переменного тока проведены следующие усовершенствования:

Три имеющиеся батареи на два блока заменены на четыре батареи, организованные в две линии на каждом блоке (по одной батарее на линию).

Новые батареи имеют время разрядки 2 ч и снабжены системой обнаружения гальванического разрыва. Аттестованы на сейсмическое воздействие.

Установлены реверсивные моторы-генераторы.

Что касается надежности электрооборудования, то большая часть оборудования с низкой надежностью, такого как цепи управления насосов систем безопасности и секвенсор нагрузки дизель-генератора, усовершенствована (например, выключатели 6кВ.и__0,_4кВ) или заменена. При осуществлении плана постепенной реконструкции АЭС агрегаты реверсивных моторов-генераторов заменены зарядными устройствами батарей и выпрямителями по одной линии на блок.

Для защиты нового оборудования системы контроля и управления смонтированы системы вентиляции и воздушного охлаждения.

Усовершенствована пожаробезопасность и защита от затопления для исключения влияния этих основных источников внутренних воздействий.

Наиболее важными мероприятиями по реконструкции являются:

система пожаротушения в каждом шкафе безопасности;

новая система обнаружения пожара;

кабели с негорючим покрытием;

система дренажа масляного бака турбины;

система охлаждения перекрытия машзала;

новые огнеупорные люки;

новые системы пожаротушения;

избыточное давление на БШУ.

В отношении сейсмобезопасности, проводится полный пересмотр максимального проектного землетрясения, предварительная расчетная величина ускорения для использования при проведении усовершенствования установлена равной 0.25 g. Имеется местная сеть мониторинга сейсмической активности в районе площадки. На основании предварительной величины сейсмического воздействия проведена переоценка АЭС и осуществлен ряд модернизаций оборудования и конструкций.

Анализ аварий приведен в соответствие с мировой практикой, что дало основу для определения и валидации каждого этапа программы постепенной реконструкции.

Предварительный отчет по обоснованию безопасности при проведении постепенной реконструкции представлен словацкому регулирующему органу. Разработан ВАБ 1-го уровня, результаты которого используются при проведении реконструкции.

В заключение можно сказать, что на блоках АЭС Богунице V-1 проведено значительное количество мероприятий по повышению безопасности всей конструкции.

Большинство оставшихся проблем безопасности будут решены после повышения возможностей станции по преодолению новой критической МПА. Усовершенствование в этом направлении включено в заключительную часть программы постепенной реконструкции, осуществление которой уже началось. По завершении постепенной реконструкции все рекомендации МАГАТЭ для АЭС с ВВЭР-440/230 на блоках АЭС Богунице V-1 будут выполнены.

33.2. Блоки 1-4 АЭС Козлодуй

В отношении целостности корпуса реактора, наиболее остро стоял вопрос по блоку 1. Результаты обширной программы по оценке целостности корпуса блока 1, начатой в 1995 г., и финансируемой главным образом Европейской Комиссией, представлены на рабочем семинаре, организованном МАГАТЭ в Софии в мае 1997 г. по просьбе правительства Болгарии. На семинаре сделано заключение, что работы проведены на современном уровне и при этом учтены в принципе все рекомендации миссий экспертов МАГАТЭ, проведенных в 1994-95 г.г. Результаты показывают, что в отношении коэффициентов запаса, установленных в действующих российских стандартах, имеется достаточный запас между фактическими свойствами материала сварного шва №4 корпуса реактора в терминах критической температурой хрупкости Т к, и допустимыми Т к, рассчитанными в анализе термоудара. Анализ чувствительности показывает, что необходимости срочных мер по блоку 1 в настоящее время нет.

Для защиты от разрыва главного паропровода, наиболее опасного для целостности корпуса реактора переходного режима, на главных паропроводах установлены быстродействующие отсечные клапаны.

Методики контроля были верифицированы на блоке 1 в период стоянки в 1996 г.

В рамках программы повышения безопасности на длительную перспективу оценка целостности и остаточного ресурса корпуса реактора будет выполнена для всех четырех блоков.

В отношении целостности трубопроводов первого контура, проводятся подробные исследования применимости концепции ТПР и необходимые модификации.

На каждом блоке установлено по одному дополнительному предохранительному клапану компенсатора давления, имеющих достаточную производительность для осуществления расхолаживания в режиме "feed-and-bleed".

Защита от холодной переопрессовки в стояночных условиях обеспечивается предохранительным клапаном компенсатора давления и автоматической системой контроля.

Плотность конфайнмента повышена приблизительно в 10 раз. Регулирующие органы Болгарии и АЭС в настоящее время определяют цели и приемочные критерии для основного усовершенствования функций конфайнмента.

Проведены следующие усовершенствования систем безопасности:

. На блоках 3 и 4 вне машзала смонтирована автономная аттестованная система аварийной питательной воды. В комбинации с новыми аттестованными предохранительными клапанами парогенератора (а также аттестованной станцией пожаротушения-2) это позволяет выполнять функцию охлаждения активной зоны при любом исходном событии, кроме LOCA. Кроме того, теперь имеется режим "feed-and-bleed" со стороны первого контура.

Проведены мероприятия по улучшению защиты САОЗ от отказов по общей причине, а именно: физическое разделение насосов аварийного впрыска высокого давления, установлен второй дренажный насос для предотвращения затопления помещения баков борного раствора, установлены защитные решетки для предотвращения засорения приямков САОЗ, введен постоянный мониторинг плотности теплообменника спринклерной системы.

Усовершенствуются также и обеспечивающие системы:

Надежность оборудования системы контроля и управления проверяется на соответствие критерию единичного отказа и защиту от отказов по общей причине. По результатам проверки проведены соответствующие мероприятия.

На блоках 3-4 имеются резервные щиты управления. Эти же блоки получат также систему представления параметров безопасности (SPDS).

Блоки 1-2 оборудованы специальным щитом управления, с которого можно отслеживать основные параметры реактора при отсутствии доступа на БШУ.

Система технической воды усовершенствована и стала лучше защищена от отказов по общей причине и удовлетворяет принципу единичного отказа.

Возможность взаимосвязей между этими системами на сдвоенных блоках также повышает надежность.

Для обеспечения требуемых условий для электрических компонентов и системы контроля и управления разрабатываются системы вентиляции и воздушного охлаждения. Во всех помещениях, где возможен выход радиоактивности, поддерживается давление ниже атмосферного.

Системы электроснабжения на блоках 1 и 2 усовершенствованы путем полного разделения на две линии, включая дизель-генераторы и систему ступенчатой нагрузки (исходный проект блоков 3 и 4 основан на трех независимых линиях).

По защите от внутренних воздействий предприняты следующие мероприятия:

На основании анализов риска, проведенных для различных зон АЭС, для предотвращения, обнаружения и борьбы с пожарами реализована обширная программа технических и организационных мероприятий.

• Системно проанализирован риск затопления, проводятся соответствующие мероприятия. При реконструкции на отметке 14.7 м в промежуточном помещении будет применено новое решение по гидроизоляции пола с целью предотвращения отказов электрического оборудования и оборудования системы контроля и управления под ним.

. Для защиты от возможных последствий от реактивных перемещений трубопровода на отметке 14.7 м устанавливаются опоры. Разрабатывается методика расчета реактивных перемещений трубопровода в контейнменте.

По результатам оценки сейсмической опасности площадки в настоящее время проводится модернизация систем безопасности. Но работа по модернизации строительных конструкций еще не начата (см. п.3.4.4.).

В рамках программы повышения безопасности на ближайшую перспективу и выполнения рекомендаций МАГАТЭ, для корректировки и разработки ООБ АЭС проводятся обширные анализы аварий.

3.3.3. Блоки 3-4 Нововоронежской АЭС В отношении целостности корпуса реактора, в рамках программы TACIS в 1995 г.

из корпусов в районе активной зоны были вырезаны темплеты (основной металл и металл сварного шва). По результатам анализов темплетов в ОКБ "Гидропресс" проведена оценка целостности корпусов реакторов блоков 3-4 и сделано заключение об обосновании их целостности до конца срока службы, т.е. до 2001 г. и 2002 г., соответственно.

Для предотвращения холодной переопрессовки или захолаживания первого контура планируется реализация следующих мероприятий:

Установка на блоке 4 в 1998 г. быстродействующих отсечных клапанов на главные паропроводы. Позже это будет реализовано и на блоке 3.

Установка дополнительных обратных клапанов на трубопроводах основной питательной воды в непосредственной близости от парогенераторов для предотвращения быстрого дренирования ПГ при разрыве трубопровода питательной воды.

. Установка новых предохранительных клапанов компенсатора давления на блоке 4 в конце 1998 г. в рамках программы EBRD. Позже это будет реализовано на блоке 3.

В отношении целостности первого контура, применимость концепции 11 IP в условиях нормальной эксплуатации для трубопроводов Ду200 и более была обоснована в 1997 г. В рамках программы Европейской Комиссии TACIS было обеспечено финансирование проведения исследований о возможности распространения концепции ТПР на весь спектр условий, включая максимальное проектное землетрясение.

Плотность конфайнмента повышена в 1.5-2 раза. Для дальнейшего усовершенствования в 1999 г. планируется установка быстродействующих отсечных клапанов на все вентиляционные каналы, соединенные с конфайнментом.

Более существенное повышение безопасности конфайнмента за счет применения струйного конденсатора, разработанного Всероссийским научно-исследовательским институтом по эксплуатации атомных электростанций (В НИИ АЭС), и установки бака емкостью 200 м3 на месте створчатых клапанов герметичных помещений пока планируется. Струйный конденсатор позволит ограничить выход радиоактивных материалов за пределы конфайнмента, а также поддерживать целостность строительных конструкций конфайнмента при событии с разрывом трубопровода первого контура вплоть до Ду200.

Реализуются следующие мероприятия по усовершенствованию систем безопасности:

На блоках 3-4 заменены клапаны сброса пара в атмосферу. Новые клапаны обеспечивают управление расходом пара и воды при любых условиях.

• Улучшена защита компонентов САОЗ от отказов по общей причине (включая внутренние воздействия).

Планируется проведение следующих усовершенствований систем безопасности:

Установка на блоках 3-4 в 1998 г. дополнительной системы аварийной питательной воды вне машзала с возможностью подсоединения к различным источникам водоснабжения.

Замена к концу 1998 г. предохранительных клапанов парогенераторов блока 4 в рамках программы EBRD.

Подсоединение в 1998-99 г.г. системы аварийной питательной воды к мобильной дизельной насосной станции на случай возникновения запроектных аварий.

Обеспечивающие системы также усовершенствуются:

. Усовершенствование системы контроля и управления продвигается, но медленно.

Аварийный щит управления для послеаварийното мониторинга основных параметров блоков 3-4 планируется разместить на щите управления водоподготовкой в 1998 г. На каждом блоке установлены новые информационные компьютеры, датчики первого контура заменяются.

По системе технической воды реализованы мероприятия по усовершенствованию на ближайшую перспективу с целью предотвращения отказов по общей причине.

. На БЩУ и в помещениях электрооборудовангогусовершенствована вентиляция и охлаждение воздуха до температуры не выше 25°С. В случае пожара в соседних зонах, дым на БЩУ попадать не будет.

В отношении электропитания, силовые кабели от дизель-генераторов к распределителям 6 кВ разделены на две независимые линии. Силовые кабели от распределителей 6 кВ к компонентам, имеющим отношение к безопасности, заменены на пожаростойкие с максимально возможным разделением на две линии. Время запуска аварийных дизель-генераторов снижено до 30 с. В рамках программы EBRD существующие аварийные батареи заменяются на аттестованные для работы в сейсмических условиях и имеющие повышенную автономность (2 ч).

В рамках основной программы повышения безопасности все системы аварийного энергоснабжения на блоках будут усовершенствованы на основании принципа двух независимых линий.

По внутренним воздействиям:

реализованы несколько мероприятий по повышению пожаробезопасности, однако меры, вытекающие из проведенного анализа пожароопасности, пока не осуществлены;

. реализована защита САОЗ от затопления помещений баков запаса борного раствора;

• анализ реактивных перемещений трубопроводов пока не проведен.

В отношении сейсмобезопасности:

проводятся работы по верификации исследований сейсмичности площадки.

В рамках программы TACIS, для поддержки лицензирования основных мероприятий по повышению безопасности проводятся анализы аварий.

3.3.4. Блоки 1-2 Кольской АЭС На основании анализа темплетов, взятых из корпусов реакторов 3-4 блока Нововоронежской АЭС, корпуса реакторов 1-2 блоков Кольской АЭС были отожжены, а РНЦ "Курчатовский Институт" обосновал положение, что критическая температура хрупкости не превысит максимально допустимой величины к концу срока службы 1-2 блоков Кольской АЭС (2003 г. и 2004 г., соответственно). Для снижения нагрузок на корпус на главном паропроводе установлены быстродействующие отсечные клапаны и впрыск из САОЗ производится в горячую нитку. Баки запаса борного раствора оборудованы системой подогрева. Для снижения нейтронного потока на стенку корпуса, в 1985 г. установлены кассеты-экраны, а в 1992 г. применена схема загрузки топлива с низкой утечкой нейтронов. Четыре года назад заменены предохранительные клапаны компенсатора давления и они используются для предотвращения холодной переопрессовки во время стоянки. В другие периоды эксплуатации защита от холодной переопрессовки, вызванной событиями, не связанными с разрывами паропровода, обеспечивается только действиями оператора на основании инструкций.

В мае 1998г. МАГАТЭ получило информацию о внедрении концепции ТПР на Кольской АЭС. Введены в эксплуатацию диагностические системы - виброакустический мониторинг внутриреакторного оборудования, диагностика протечки, мониторинг внешних объектов и современное оборудование неразрушающего контроля компонентов и трубопроводов первого контура. В рамках программы EBRD в 1998 г.

будет установлена система обнаружения протечек из первого контура во второй по изотопу N.

Плотность конфайнмента повышена в 5-6 раз и мероприятия по дальнейшему повышению плотности продолжают проводиться. Быстродействующие отсечные клапаны установлены на вентиляционные каналы конфайнмента блока 2 и планируются к установке на блоке 1.

Проект по основному усовершенствованию конфайнмента с использованием струйного конденсатора для Нововоронежской АЭС планируется осуществить и на Кольской АЭС.

По системам безопасности проведены следующие усовершенствования:

Усовершенствование САОЗ с целью предотвращения отказов по общей причине, а именно: выполнена защита от затопления в помещении баков запаса борного раствора, предотвращена возможность засорения приямков САОЗ.

Электроприводы главных запорных задвижек в 1995 г. заменены на новые, аттестованные на работу в условиях LOCA.

Планируется проведение следующих усовершенствований систем безопасности:

Замена в 1998 г. в рамках программы EBRD предохранительных клапанов парогенераторов на новые, аттестованные на поток пароводяной смеси или воды;

Монтаж системы аварийной питательной воды за пределами машзала (отменено EBRD);

Аварийная система газоудаления из реактора и коллекторов ПГ;

Аварийная система дренирования горячей нитки первого контура;

. Замена компьютерной системы и внедрение СВТРК;

Замена системы защиты реактора и системы мониторинга нейтронного потока проведена на блоке 1 и проводится на блоке 2 в течение 1998г.

По обеспечивающим системам проведены следующие мероприятия:

Система реакторной защиты на блоке 1 в 1996 г. заменена на новую, основанную на концепции двух линий. То же планируется реализовать на блоке 2 в 1998 г.

Оборудование управления спринклерной системой обоих блоков с 1996 г.

базируется на концепции 2-х разделенных независимых линий. Компьютеры контроля параметров процесса на обоих блоках заменены на более современные.

Улучшена защита системы технической воды от отказов по общей причине.

Кроме того, теперь имеется возможность подавать воду на блоки 1-2 от системы блоков 3-4.

Системы аварийного энергоснабжения теперь разделены на две независимые линии. Все электрические компоненты с истекающим сроком службы или имеющие недостаточную надежность заменены, а именно: батареи, которые теперь имеют двухчасовую автономность (по две батареи на каждую линию), реверсивные моторы-генераторы, большое количество коммутаторных щитов (оборудованы коммутаторами 0.4 кВ). В 1996 г. правительство Норвегии безвозмездно передало мобильный аварийный дизель-генератор, аттестованный на арктические условия. Его можно быстро подсоединить к электроприводам систем безопасности.

По обеспечивающим системам планируются следующие мероприятия:

По системе контроля и управления, установка в 1998 г. в рамках программы EBRD оборудования послеаварийного мониторинга.

Установка в 1998 г. в рамках программы правительства Норвегии по содействию в области безопасности системы представления параметров безопасности на БЩУ блоков 1-2.

Установка в рамках программы EBRD системы очистки воздуха на щитах управления.

По внутренним воздействиям, в рамках программы TACIS проведена оценка пожароопасности. Некоторые рекомендованные в результате оценки мероприятия реализованы, другие планируются; реальный объем проведенных мероприятий не известен.

В отношении анализа аварий, в рамках программы TACIS для подготовки основного повышения безопасности АЭС проанализировано множество сценариев аварий. По завершении разработки программы основного повышения безопасности потребуются дополнительные расчеты.

3.3.5. Блок 2 Армянской АЭС

В отношении целостности корпуса реактора, положение дел на станции дается в выводах, сделанных на совещании, организованном органами ядерной безопасности Армении в июле 1995 г. в Москве, в котором принимали участие представители МАГАТЭ и главного конструктора (ОКБ "Гидропресс").

Совещание сделало заключение, что корпус реактора блока 2 Армянской АЭС может эксплуатироваться до конца срока службы (30 лет) без какой-либо дополнительной защиты. Однако ОКБ "Гидропресс" предложил через 5 лет взять образцы материала сварного шва №4 для анализа химического состава. Это даст возможность проверить исходные "паспортные" данные корпуса. Станция возьмет образцы летом 1999 г. во время ППР, в рамках программы TACIS-96. Но на настоящее время позиция ОКБ "Гидропресс" состоит в том, что образцы не дадут достаточного количества новых данных, поэтому больше не рекомендует их взятие.

Для снижения нагрузки на корпус применена схема загрузки топлива с низкой утечкой нейтронов.

Кроме того, планируются следующие мероприятия:

установка в ППР-99 при финансировании Министерства энергетики США быстродействующих отсечных клапанов на главные паропроводы;

замена предохранительных клапанов парогенераторов в ППР-99 в рамках программы TACIS;

установка в ППР-99 при финансировании по TACIS новых предохранительных клапанов компенсатора давления. Это поможет также решить проблему холодной переопрессовки в период стоянки. Клапаны будут также аттестованы на режим "feed-and-bleed" со стороны первого контура.

По проблеме целостности трубопроводов первого контура, станция ожидает финансирования в рамках TACIS исследований условий применимости концепции ТПР на блоке 2. После определения этих условий и их выполнения будет оптимизировано использование имеющейся системы обнаружения протечек и установлены две дополнительные системы, основанные на различных принципах.

Запрошено финансирование в рамках TACIS для установки в 1999 г. системы обнаружения протечек из первого контура во второй по изотопу I6N.

Плотность конфаинмента повышается постоянно. Подана заявка в Европейскую Комиссию на финансирование в рамках TACIS установки компрессора, что значительно облегчит обнаружение протечек.

По системам безопасности планируются следующие усовершенствования:

Замена в 1999 г. в рамках программы TACIS технологического конденсатора системы аварийной питательной воды низкого давления в помещении баков борного раствора.

Установка в 1999 г. в рамках программы помощи Министерства энергетики США дизельного насоса для подачи питательной воды в парогенераторы на случай возникновения критического сценария полного обесточивания.

Замена в 1998 г. электроприводов главных запорных задвижек на новые, аттестованные на работу в условиях LOCA.

Для повышения надежности защиты от отказов по общей причине станция планирует выполнить разделение на две линии компонентов САОЗ и системы аварийной питательной воды, находящихся в помещении баков запаса борного раствора. Различные конструкционные решения будут изучены в 1998 г.

На случай разрыва коллектора САОЗ и возникновения отказа по общей причине, станция запланировала в 1998 г. в рамках программы TACIS установку на некоторых линиях САОЗ обратных клапанов.

Для предотвращения засорения приямка САОЗ планируется установка специальной решетки, но сроки выполнения зависят от ВНИИАЭС, который пока изучает проект.

По обеспечивающим системам планируются следующие мероприятия:

По системе контроля и управления, станция ищет источники финансирования по замене устаревшего компьютера обработки данных. При наличии американских кредитов, в 1999 г. будет установлена система представления параметров безопасности.

Новая, аттестованная на сейсмические условия, система технической воды находится пока в стадии монтажа. Поставка оборудования финансируется Министерством энергетики США. Окончание монтажа ожидается летом 1999 г.

По аварийному электроснабжению, большое количество компонентов будет заменено в течение последующих двух лет с целью повышения надежности и рабочих показателей: кабели управляющих цепей и силовые, коммутаторы

0.4 кВ, агрегаты реверсивных моторов-генераторов.

По внутренним воздействиям, проведены или планируются следующие мероприятия:

По пожарной защите, при финансировании Министерства энергетики США производится замена винилового покрытия полов на негорючее. Министерство энергетики США будет финансировать замену старой системы обнаружения пожара в коробах кабелей (1998-1999 г.г.), а также замену пожарных люков в туннелях кабелей и машзале на огнестойкие до 90 мин.

. Для предотвращения затопления помещения баков борного раствора установлен дополнительный дренажный насос с подачей 80 м3/ч.

• Станция запросила Нижегородский АЭП провести в 1999 г. анализ реактивных перемещений трубопроводов продувки парогенератора; финансирование проводится российской стороной.

По сейсмобезопасности станция разработала следующую программу (см. п.3.3.4.):

составление перечня строений, конструкций и оборудования, необходимых для безопасного останова АЭС при землетрясении 0.35 g; исполнители Нижегородский АЭП и ОКБ "Гидропресс", срок - конец 1998 г.;

расчеты динамики важных для безопасности конструкций, систем и оборудования (см. вышеупомянутый перечень) при землетрясении 0.35 g; исполнители - ОКБ "Гидропресс" и Нижегородский АЭП, срок - 1998 г., финансируется российской стороной;

обоснование возможности безопасных условий стоянки реактора в течение по крайней мере 72 ч после землетрясения 0.35 g и полного обесточивания;

исполнители - ОКБ "Гидропресс" и Нижегородский АЭП, финансируется российской стороной;

. в соответствии с рекомендациями МАГАТЭ, на 1998-99 г.г. в рамках программы TACIS планируется дальнейшее исследование некоторых аспектов сейсмической и вулканической опасности на площадке Армянской АЭС.

В некоторые из перечисленных мероприятий по повышению безопасности включен анализ аварий. Кроме того, органами регулирования и станцией составлен перечень переходных режимов, требующих дальнейшего изучения.

3.4. НЕКОТОРЫЕ ПРОБЛЕМЫ БЕЗОПАСНОСТИ Параллельно с работами, описанными выше в разделах 3.1 и 3.2, и в соответствии с рекомендациями Консультационной группы и Управляющего комитета, ВБП МАГАТЭ сконцентрировала внимание на некоторых проблемах безопасности, по которым оказание содействия странам, эксплуатирующим АЭС с ВВЭР-440/230, было особенно важно.

К таковым относятся проблемы, значительно влияющие на безопасность (категория IV или III по сборнику проблем безопасности), и которые недостаточно подробно рассматриваются в имеющихся документах. Общие проблемы для всех АЭС с ВВЭР представлены в главе 6. Некоторые очень важные для безопасности проблемы, специфичные для АЭС с ВВЭР-440/230, обсуждаются ниже.

3.4.1. Целостность корпуса реактора

Целостность корпусов реакторов АЭС с ВВЭР-440/230 признана очень важной проблемой безопасности по причине относительно высокого содержания примесей (что, совместно с относительно высоким потоком нейтронов, приводит к более высокой скорости охрупчивания, чем ожидалось), отсутствия данных по материалу конкретных корпусов и, в общем случае, по причине недостаточно полной общей оценки целостности корпуса реактора. Необходимо отметить, что со сходными проблемам столкнулись и другие давно эксплуатирующиеся АЭС с PWR во всем мире, что вызвало необходимость проведения различных корректирующих мероприятий и даже в некоторых случаях вывод станций из эксплуатации. Корректирующие мероприятия были предложены и в определенной степени осуществлены и на АЭС с ВВЭР-440/230.

Кроме "обычных" мероприятий, таких как снижение нейтронного потока и нагрузок благодаря модификациям оборудования и изменению режимов эксплуатации, для восстановления свойств материала в бывшем Советском Союзе была разработана и применена на ряде АЭС с ВВЭР-440 технология отжига. Следует сказать, что до настоящего времени отжиг успешно проводился только на АЭС с ВВЭР-440.

Деятельность МАГАТЭ

–  –  –

В рамках ВВП МАГАТЭ проблеме целостности корпуса реактора ВВЭР-440/230 уделялось систематическое внимание с самого начала осуществления программы. С целью технического обозрения проблемы и обсуждения необходимых дальнейших работ, в 1992 г. МАГАТЭ подготовило отчет по данной теме [82]. Отчет содержит подробный обзор технических данных, имевшихся у МАГАТЭ на момент издания документа, и определяет аспекты, требующие дальнейшего исследования.

В период 1993-94 г.г. МАГАТЭ провело дальнейший более тщательный анализ состояния проблемы на конкретных станциях и реализованных, осуществляемых и планируемых программ по этой теме. Полученная информация была суммирована в отчете "Охрупчивание и отжиг корпусов реакторов ВВЭР-440/230" [83], где даны также рекомендации и выводы по дальнейшим действиям.

Было признано, что деятельность в рамках национальных, двусторонних и международных программ, включая МАГАТЭ, была сконцентрирована в основном на исследовании поведения материала корпуса, тогда как проблема целостности корпуса реактора является гораздо более сложной. Кроме поведения материала, при оценке целостности корпуса реактора необходимо учитывать результаты теплогидравлического расчета, анализов конструкционной прочности и разрушения. Данная оценка должна, кроме того, поддерживаться результатами неразрушающего эксплуатационного контроля. Надежность результатов неразрушающего контроля, их влияние на различные элементы анализа (обратная связь, циклы обработки, конфигурация АЭС) должны быть тщательно взвешены.

Для прояснения ситуации в этих сферах, МАГАТЭ провело несколько работ по изучению свойств материалов, анализу термоудара под давлением и аттестации эксплуатационного контроля.

В 1995 г. МАГАТЭ составило объединенный перечень соответствующих аспектов проблемы, кроме неразрушающего контроля, и представило их в отчете о целостности корпусов реакторов ВВЭР-440/230 [84]. На рабочем семинаре, организованном МАГАТЭ в 1996 г. и посвященном международной практике оценки целостности корпусов реакторов, проведено обсуждение проблемы для АЭС со всеми типам ВВЭР [53].

Так как было признано, что проблема эта имеет общую природу и касается всех типов ВВЭР, то к ней был применен подход как к общей проблеме (см. также раздел 6.2). Была начата подготовка руководства по анализу термоудара и методологии аттестации неразрушающего контроля, применимых для всех АЭС с ВВЭР. Разработка соответствующих отчетов по этим темам была недавно завершена [20,22].

Для более глубокого изучения свойств материалов, в 1995 г. начаты сопоставительные эксперименты по облучению, охрупчиванию, отжигу и повторному охрупчиванию металла сварного шва корпуса реактора ВВЭР-440/230 [85]; данная работа позднее была переведена на финансирование из регулярного бюджета МАГАТЭ.

Для содействия внедрению руководства по анализу термоудара [20] в странах, эксплуатирующих АЭС с ВВЭР-440/230, МАГАТЭ начало проведение сравнительных базовых расчетов анализа термоудара для АЭС с ВВЭР. Исследования, включающие теплогидравлический расчет и анализ поведения материала, будут завершены к концу 1998 г.

Кроме указанных работ, МАГАТЭ оказало поддержку в разработке компьютерного кода для расчета флюенса быстрых нейтронов на стенку корпуса реактора, объединенного с кодом расчета выгорания топлива и позволяющего рассчитывать флюенс нейтронов для каждой топливной кампании. Код предназначен непосредственно для персонала АЭС и был предоставлен Нововоронежской и Кольской АЭС с соответственным обучением.

Ь) Деятельность по конкретным станциям

Кроме общей деятельности, описанной выше, данная проблема рассматривалась и на уровне конкретных АЭС на всем протяжении программы в рамках миссий экспертов, миссий по анализу безопасности, консультативных миссий по проверке выполнения рекомендаций и технических визитов на отдельные АЭС [59, 60, 61, 62, 63, 65,66,67,69,70,73,74,75,76,77,78,79,80,86,87,88].

На АЭС Козлодуй по просьбе правительства Болгарии было организовано несколько миссий экспертов МАГАТЭ для анализа положения дел с данной проблемой.

Особое внимание миссии уделяли блоку 1 АЭС Козлодуй по причине повышенного содержания примесей, способствующих охрупчиванию. В результате проведения этих миссий выявлен ряд следующих недостатков: оценка целостности основывается на результатах неразрушающего контроля; несоответствие данных, принятых в анализе безопасности и фактической конфигурации станции; не отвечающие требованиям инструкции по эксплуатации; расчеты ограничиваются исходной проектной основой [89, 90].

По приглашению правительства Болгарии и принимая во внимание заинтересованность международного сообщества, МАГАТЭ участвовало в организации в октябре 1995 г. в Софии совещания по проблеме целостности корпуса реактора блока 1 АЭС Козлодуй перед началом его следующей топливной кампании. Соответствующие болгарские организации учли мнения, выраженные группой международных экспертов по ядерной безопасности, участвовавших в совещании. Блок вышел на мощность осенью 1995 г. при особых условиях, которые АЭС и регулирующий орган Болгарии согласовали между собой. Данные условия включали разработку программы проверки целостности корпуса реактора, которая начата в 1995 г., а основная часть выполнена в 1996 г. на продленной стоянке блока. Некоторые работы по программе выполнены в рамках прямых контрактов с АЭС Козлодуй; основная часть программы реализована при финансировании, обеспеченном Европейской Комиссией.

На основании полученных результатов болгарская организация приняла решение пустить блок 1 АЭС Козлодуй в конце 1996 г. и предложила МАГАТЭ организовать рабочий семинар для презентации программы и ее результатов международной общественности [91]. Программа учитывала в принципе все рекомендации миссий экспертов МАГАТЭ [89, 90]. Представленные результаты показали, что в настоящее время нет необходимости в принятии экстренных мер в отношении целостности корпуса реактора блока 1 АЭС Козлодуй.

Достижения

На всех заинтересованных станциях проводятся работы по данной проблеме. Все корпуса с ожидаемым значительным охрупчиванием отожжены. На всех АЭС либо предприняты, либо планируются шаги по уточнению данных о фактических свойствах материала. Вырезаны темплеты с внутренней поверхности корпусов реакторов блоков 1-2 АЭС Козлодуй, блоков 3-4 Нововоронежской АЭС и определены механические свойства материала. Проводится повторное облучение запасного материала. Взяты образцы с внешней поверхности корпусов реакторов блоков АЭС Богунице V-1 для проверки химического состава. Реализованы также мероприятия по снижению нейтронного потока и реконструкции оборудования. Оценки целостности пересмотрены или пересматриваются.

Перспективы Разработанные мероприятия внедряются с учетом конкретной ситуации на АЭС или даже на отдельном блоке и их осуществление подробно описывается в отчетах упоминавшихся миссий (см. раздел 6.2). Требуемые дальнейшие работы обсуждаются в разделе 6.2 и главе 9.

3.4.2. Целостность трубопроводов первого контура Исходная проектная концепция АЭС с ВВЭР-440/230 гарантировала отсутствие нарушения целостности первого контура, приводящего к потере значительного объема теплоносителя. Принималось, что это достигается благодаря консерватизму проекта, использованию аустенитной коррозионностойкой стали в качестве материала трубопроводов первого контура и соблюдению стандартов высокого качества изготовления и монтажа.

В результате этого, САОЗ способна компенсировать течи только ограниченного масштаба, а система конфайнмента не рассчитана на разрывы трубопроводов большого диаметра. Поэтому разрыв трубопровода большого диаметра может привести к потере двух основных функций безопасности - охлаждению топлива и удержанию радиоактивных материалов.

Применение концепции ТПР для трубопроводов первого контура большого диаметра на АЭС с ВВЭР-440/230 было признано в качестве меры восстановления некоторых характеристик исходной концепции безопасности с современной точки зрения о поддержании целостности первого контура. Применение концепции ТПР на АЭС с ВВЭР-440/230 было начато в бывшей Чехословакии на блоках АЭС Богунице V-1 в 1988 г. с целью преодоления указанных выше проблем, проверки конструкции трубопроводов и создания основы для модернизации с учетом сейсмики.

Деятельность МАГАТЭ

–  –  –

С самого начала Внебюджетной программы МАГАТЭ проблеме применимости концепции ТПР уделялось систематическое внимание. Прежде всего, МАГАТЭ подготовило отчет о применимости концепции ТПР, где приведен обзор подходов к проблеме в странах, эксплуатирующих АЭС [92], в частности, в Германии, Японии, США, России и бывшей Чехословакии. В отчете сделаны выводы о роли концепции ТПР в переоценке безопасности старых АЭС, модернизации АЭС, важности внедрения системы обнаружения протечек и эксплуатационного контроля. Кроме того, в отчете обсуждается интеграция концепции в практику эксплуатации АЭС (обучение, инструкции, обслуживание и т.п.) Затем МАГАТЭ подготовило отчет "Руководство по применению концепции ТПР" [21], более подробно описанный в разделе 6.3.

Ь) Деятельность по конкретным станциям Руководство [21] использовалось странами, эксплуатирующими АЭС с ВВЭР при применении концепции ТПР, а также при анализах применимости концепции на блоках АЭС Богунице V-1 [93] и блоках 1-4 АЭС Козлодуй [94, 95], выполнявшихся МАГАТЭ.

Достижения Упомянутое выше содействие МАГАТЭ странам-членам подготовило основу для разработки подходов к применению концепции ТПР в странах, эксплуатирующих АЭС с ВВЭР-440/230, и анализа достигнутого повышения безопасности.

На всех заинтересованных станциях проведены или проводятся работы по данной проблеме. Были проанализированы и, где необходимо, изменены подходы к эксплуатационному контролю. Концепция ТПР была полностью или в большей степени применена на АЭС Богунице и АЭС Козлодуй, что привело к реализации ряда реконструкций. На всех блоках установлены акустические системы обнаружения протечек.

По последней информации, полученной МАГАТЭ, завершены мероприятия по применению концепции ТПР на Кольской и Нововоронежской АЭС (см. раздел 6.3).

Перспективы Учитывая комплексную природу применения концепции ТПР, всесторонний анализ ситуации на отдельных АЭС помог бы закрепить уверенность в достижении поставленных целей.

3.43. Конфайнмент В сборнике проблем безопасности для АЭС с ВВЭР-440/230 проблемы, связанные с удержанием радиоактивных материалов при LOCA, классифицируются как очень важные для безопасности. Плотность герметичной зоны изначально была низкой, протечка составляла до нескольких тысяч процентов в сутки при проектном давлении, что не позволяло эффективно предотвратить выход радиоактивности в случае аварии.

Поэтому эксперты ВВП договорились называть данную структуру конфайнментной границей (конфайнментом), а не контейнментом.

Конфайнмент ВВЭР-440/230 имеет относительно малый объем (13000 м3) и низкое проектное давление (0.2 МПа аба), т.к. МП А ограничивается разрывом Ду32.

Для ограничения роста давления и предотвращения неуправляемых выбросов в окружающую среду при таком разрыве была спроектирована спринклерная система.

Для сохранения структуры конфайнмента при больших разрывах, вплоть до полного разрыва одного из двух дыхательных трубопроводов компенсатора давления (КД) (каждый Ду200), на границе конфайнмента предусмотрены большие створчатые клапаны, открывающиеся при росте давления после аварии и позволяющие выброс пара в окружающую среду из поврежденного первого контура. Выбросы ограничиваются при закрытии створчатых клапанов после падения давления и последующего включения спринклерной системы, что приводит к конденсации пара; в результате давление на небольшой период времени, зависящий от плотности конфайнмента, падает ниже атмосферного.

Разрыв трубопровода Ду500 с двусторонним истечением по оценкам приведет к избытку давления 2 бар (проектное значение 1 бар) даже при срабатывании всех створчатых клапанов. Сможет ли конфайнмент выдержать такое давление - не известно.

Деятельность МАГАТЭ

–  –  –

Совещание консультантов в июле 1993 г. в г. Пештаны, организованное МАГАТЭ для анализа основной программы повышения безопасности блоков АЭС Богунице V-1 по просьбе словацкого органа по ядерному регулированию, значительное время посвятило вопросам усовершенствования конфайнмента.

Среди рекомендаций, данных экспертами [69], особенно важны следующие:

При проектировании усовершенствованного конфайнмента, в качестве МПА следует рассматривать LOCA с разрывом Ду200.

Наиболее важное усовершенствование конфайнмента, имеющего низкую плотность, может быть достигнуто путем поддержания в нем давления ниже атмосферного в течение длительного времени как можно быстрее после начала аварии.

В ноябре 1993 г. МАГАТЭ собрало в Вене еще одну группу международных экспертов для анализа основных усовершенствований на АЭС с ВВЭР-440/230.

Эксперты широко обсуждали вопрос о МПА, которую должна выдерживать АЭС после проведения основных мероприятий по повышению безопасности. Их рекомендации по усовершенствованию конфайнмента подтвердили и дополнили сформулированные в г.Пештаны. Кроме предложения о выборе в качестве новой МПА (критической LOCA) двустороннего разрыва Ду200, рекомендовано учесть и разрыв Ду500 с реалистичными допущениями и по методологии улучшенной оценки [70].

В декабре 1993 г. МАГАТЭ пригласило в Вену 15 международных экспертов на совещание, посвященное контейнментам и конфайнментам АЭС с реакторами ВВЭРи ВВЭР-440/230 [96]. По вопросу определения МПА для усовершенствовании конфайнментов ВВЭР-440/230 эксперты согласились с выводами двух предыдущих совещаний. Данные выводы были развиты глубже, добавлены детали и обоснования. В частности рекомендовано применение концепции ТПР для обоснования малой вероятности разрыва трубопровода большого диаметра. Эксперты также проанализировали и оценили семь конструкций устройств сдерживания давления с функцией конденсирования и три предложения по фильтруемому выбросу из конфайнмента в атмосферу. В заключение выданы рекомендации по повышению плотности конфайнмента, спринклерной системе конфайнмента и условиям в конфайнменте при осуществлении сценариев тяжелой аварии.

В июле 1995 г. МАГАТЭ пригласило в Вену тех же экспертов на совещание консультантов по вариантам усовершенствования конфаинментов на АЭС с ВВЭРЦелью совещания было проведение анализа фактического состояния дел с различными вариантами усовершенствования конфаинментов и оценить их техническую обоснованность и возможность своевременного проведения на имеющихся блоках с ВВЭР-440/230.

Совещание дало подробные рекомендации по всем аспектам проблем безопасности, связанным с конфайнментом ВВЭР-440/230 [81], включая:

повышение плотности конфайнмента;

усовершенствование клапанов сброса давления в конфайнменте;

приборы послеаварийного контроля;

определение МПА (или аварии, обосновывающей модернизацию) для усовершенствования конфайнмента ВВЭР-440/230 (в соответствии с рекомендациями, выданными в 1993г.);

предотвращение повреждения конфайнмента при повышении давления после аварии, обосновывающей модернизацию;

системы безопасности, предложенные для блоков АЭС Богунице V-1, АЭС Козлодуй и Кольской АЭС.

В заключение эксперты проанализировали техническую обоснованность основных усовершенствований конфайнмента.

Проблема испытаний конфайнмента на плотность требовала дополнительных разъяснений. Важным фактором уменьшения протечек является возможность их обнаружения. Это подразумевает испытания интегральной плотности всего конфайнмента при допустимо высоких избыточных давлениях, испытания локальной плотности, а также определение методов интерпретации результатов. После повышения плотности давление испытаний можно увеличить, что позволяет отыскивать новые места неплотностей и в итоге устранить протечки. Методы испытаний конфайнмента на плотность, используемые в странах, эксплуатирующих АЭС с ВВЭР, основаны на старых российских нормах, на западных нормах, таких как американские ANSI или германские КТА, а также на собственных оригинальных работах в отдельных странах.

По заявке словацкого органа по ядерному регулированию МАГАТЭ в рамках ВВП организовало в мае 1995 г. в Вене совещание консультантов по данной теме.

На совещании сделано следующее [97]:

представлены методы измерений протечек, использующиеся в странах, эксплуатирующих АЭС с ВВЭР, сравнены преимущества и недостатки каждого метода и даны предложения по дальнейшему усовершенствованию данных методов.

Ь) Деятельность по конкретным станциям В данной области МАГАТЭ вело в основном общую деятельность. При этом, однако, проводились анализ и оценка предложений по усовершенствованию конфаинментов конкретных АЭС.

Достижения В отношении повышения плотности конфайнмента, на АЭС Богунице получены впечатляющие результаты, что доказывает возможность значительных усовершенствований в этой области.

Перспективы Для каждой станции существуют программы основных усовершенствований конфайнмента; но все они подразумевают применение новых технологических систем или оборудования, еще недостаточно испытанных и без накопленного опыта эксплуатации. Стоимость таких усовершенствований и необходимость в дополнительных испытаниях оставляют некоторые сомнения о возможности их своевременного проведения.

3.4.4. Сейсмобезопасность

Конструкция АЭС с ВВЭР-440/230, а именно, старейших АЭС из этого поколения, в общем случае не учитывает сейсмику в исходном проекте. Землетрясение 1997 г. в Vrancea, вызвавшее интерес с точки зрения его воздействия на АЭС Козлодуй, было причиной начала осуществления программы модернизации на этой станции и на Армянской АЭС.

Программа переоценки АЭС с учетом сейсмики обычно включает пересмотр сейсмической опасности, сейсмической стойкости АЭС и, при необходимости, разработку и внедрение модернизаций компонентов и конструкций. В общем случае, для осуществления программы сейсмической модернизации требуется техническое задание.

Деятельность МАГАТЭ Работы по анализу сейсмобезопасности осуществлены для блоков 1-4 АЭС Козлодуй, блоков АЭС Богунице V-1 и Армянской АЭС. Распределение этих работ (анализы, миссии по проверке и рабочие семинары) по трем АЭС в период 1990-1997 г.г.

показано в табл.3.2.

ТАБЛИЦА 3.2. СЕМИЛЕТНИЙ ИТОГ РАБОТ МАГАТЭ ПО АНАЛИЗУ

БЕЗОПАСНОСТИ ПЛОЩАДКИ И СЕЙСМИЧЕСКОЙ БЕЗОПАСНОСТИ НА

ВОСТОЧНОЕВРОПЕЙСКИХ АЭС

–  –  –

Основные проблемы, выявленные в отношении АЭС с ВВЭР-440/230, можно свести к следующим:

1. Исходная величина силы сейсмоудара принята гораздо ниже требуемой по тектоническим условиям площадки в соответствии с действующими в настоящее время правилами МАГАТЭ (а именно, NUSS Safety Guide 50-SG-S1, Rev.l).

Близость к возможным дополнительным источникам внешних воздействий еще больше усложнила проблему и привела к увеличению силы сейсмоудара. В одном случае (Армянская АЭС) необходимо было оценить потенциальную опасность вулканической деятельности.

2. Категория сейсмостойкости АЭС была таковой, что в машзале находилось оборудование, входящее в список необходимого для безопасного останова. Это означало, что данное строение необходимо бы было тоже доработать с учетом сейсмики, что значительно повышало объем модификаций.

3. Строения, имеющие отношение к безопасности (например, реакторное здание, дизель-генераторное здание, насосная станция) в общем случае спроектированы как обыкновенные промышленные здания с большими пролетами из сборных бетонных конструкций, имеющих низкую боковую устойчивость и, следовательно, плохие показатели при сейсмических нагрузках. Устойчивой (до некоторой степени) к экстремальным нагрузкам частью реакторного здания является последняя граница давления (т.е. конфайнмент), охватывающая первый контур. Это приводит к ситуации, когда имеющие отношение к безопасности компоненты вне конфайнмента подвержены всем внешним нагрузкам, в частности, возникающим при землетрясении.

4. Недостаток документации по исходному проекту, а также по последующим его изменениям, сильно задержал изучение компоновки АЭС и составления перечня оборудования, необходимого для безопасного останова. Визиты непосредственно на АЭС сыграли очень важную роль в преодолении этой проблемы.

5. Несмотря на то, что большинство имеющих отношение к безопасности компонентов и оборудования можно считать сейсмически прочными, их опоры и крепления оказались неадекватными и в общем случае низкого качества. Целый ряд имеющих отношение к безопасности компонентов принадлежат к этой категории, например, периферийное оборудование и вспомогательные системы дизель-генераторов, электрические шкафы, щиты управления, батареи.

Достижения и перспективы

Получение новой величины силы сейсмоудара и характеристик смещения грунта.

Несмотря на то, что успехи в этой области очень значительны, эта работа пока продолжается на площадке АЭС Богунице. Для площадок АЭС Козлодуй и Армянской АЭС установлены спектры ответа для проведения пересмотра и модернизации станций. Однако, это относилось к оценке т.н. "локального землетрясения", т.е. эффекты от события в непосредственной близости еще предстоит проанализировать.

Подготовка Технического задания (или Технического руководства) по сейсмической переоценке и модернизации. Эта работа была выполнена для всех трех АЭС. Но за основу для АЭС Богунице была взята сейсмичность 0.25g со спектром ответа данной площадки. После более детальных исследований сейсмотектоники эта величина, очевидно, будет исправлена. Поэтому Техническое руководство необходимо будет соответственно изменить. Первое Техническое задание (или Техническое руководство) было подготовлено в 1993 г.

для блоков 1-4 АЭС Козлодуй. Руководство АЭС полагает, что имели место некоторые события, которые необходимо учесть в новой версии этого документа.

Данные изменения ожидается провести в течение следующих двух лет.

Раскрепление. Это программа модернизации креплений и опор компонентов и оборудования, а также электрических шкафов и щитов управления. Сюда также входит крепление неармированных кирпичных стен и другие возможные проблемы, связанные с соударением. Закрепления по большей части проведены на всех трех станциях, хотя степень завершенности и качество работ от станции к станции несколько разнятся.

Строительные модификации. Ясно, что это наиболее важная, но также и наиболее затратная и долговременная работа для АЭС. Еще до привлечения МАГАТЭ, АЭС Богунице провела некоторые строительные модификации, главным образом крестовую связь и боковые опоры для увеличения жесткости каркаса реакторного здания. Эффективность данных мероприятий была поставлена под вопрос при проведении проверочных миссий МАГАТЭ.

Необходимо провести повторную оценку этих модификаций после окончательного уточнения параметров сейсмики площадки АЭС Богунице. На Армянской АЭС уже однажды была проведена модификация (от исходной проектной величины O.lg до 0.2g) - после землетрясения в Vrancea в 1977 г., что в то время привело к некоторому пересмотру подхода к сейсмобезопасности АЭС с ВВЭР в бывшем Советском Союзе. Теперь необходимо проверить АЭС на спектр ответа при 0.35g и при необходимости провести дальнейшие модификации. На АЭС Козлодуй спроектированы некоторые строительные модификации, но фактически строительные работы еще не начаты.

Сейсмическая аттестация. В завершение необходимо продемонстрировать, что оборудование и компоненты данных АЭС способны выдерживать нагрузки от пересмотренного максимального расчетного землетрясения. В большинстве случаев это требует разработки четко определенной программы лабораторных испытаний. В испытаниях, проведенных ранее в советских лабораториях, рассматривались гораздо меньшие значения максимального расчетного землетрясения и часто по ним нет достаточной информации. Аттестацию на основе данных о реальных землетрясениях, широко использующуюся в США, для данных АЭС также очень трудно провести из-за различия в типах оборудования, к тому же не включенного в американскую базу данных. Особой проблемой является вибрация реле и, следовательно, сейсмическая аттестация реле, применяемых на данных АЭС.

Велось обсуждение создания некоей базы данных для ВВЭР (подобной разработанной американской группой сейсмической аттестации SQUG). Однако пока это не реализовано.

4. РЕЗУЛЬТАТЫ ПО АЭС С ВВЭР-440/213 АЭС с ВВЭР-440/213 вводились в промышленную эксплуатацию в период с 1977 г.

(блок 1 АЭС Ловииса) по 1987 г. (блок 4 АЭС Дукованы, блок 4 АЭС Пакш). Перечень 16-ти эксплуатирующихся блоков приведен в табл.4.1.

Когда проектировались АЭС с ВВЭР-440/213, промышленные нормы и стандарты перестали считаться достаточными для ядерной индустрии и была начата разработка и применение специальных стандартов, таких как ОПБ-73 и ПБЯ-74.

Документ ОПБ-73 отметил начало перехода к широко принятой мировой практике в сфере ядерной безопасности (например, принцип глубоко эшелонированной защиты, критерий единичного отказа и т.д.).

Как следствие, в проект второго поколения АЭС с ВВЭР-440 введены значительные усовершенствования с точки зрения безопасности. Характеристики и компоновка основных элементов остались теми же. АЭС с ВВЭР-440/213 строились модулями, по два блока в одном реакторном здании, каждый блок с шестью петлями теплоносителя первого контура, с запорными задвижками на каждой петле, парогенераторами горизонтального типа и двумя паровыми турбинами по 220 МВт(эл.).

Что касается безопасности, в качестве МПА (критической LOCA) определен двусторонний перпендикулярный (гильотинный) разрыв главного циркуляционного трубопровода. По сравнению с АЭС с ВВЭР-440/230, повышено также резервирование систем безопасности и их обеспечивающих систем. САОЗ спроектирована с учетом новой МПА и рассчитана на весь диапазон разрывов трубопроводов первого контура. В состав САОЗ входят высоконапорные и низконапорные насосы, а также гидроемкости, соединенные непосредственно с реактором. Функция конфайнмента выполняется сдерживающим давление контейнментом с барботером-конденсатором. Другие отличия между АЭС с ВВЭР-440/230 и ВВЭР-440/213 перечислены в техническом отчете МАГАТЭ [98].

Но из-за отсутствия во время проектирования блоков с ВВЭР-440/213 специальных стандартов ядерной безопасности в некоторых областях, проект АЭС с ВВЭР-440/213 все же не лишен недостатков, в частности, в таких сферах, как: защита от возможных отказов по общей причине, разрывы высокоэнергетичных трубопроводов, пожары или землетрясения, классификация и аттестация компонентов, целостность барботера-конденсатора в условиях МПА.

Опыт эксплуатации и подробные исследования безопасности, проведенные по запросу правительства Германии (BMU), вскрыли множество недостатков, связанных с безопасностью этого типа реакторов, и в странах, эксплуатирующих АЭС с ВВЭРпредприняты шаги по решению этих проблем.

ТАБЛИЦА 4.1.

ЭКСПЛУАТИРУЮЩИЕСЯ РЕАКТОРЫ ВВЭР-440/213

–  –  –

4.1. ОПРЕДЕЛЕНИЕ И КЛАССИФИКАЦИЯ ПРОБЛЕМ БЕЗОПАСНОСТИ

В 1993 г., в соответствии с рекомендациями совещания Консультационной группы, МАГАТЭ начало систематизацию и классификацию проблем безопасности для реакторов ВВЭР-440/213. Проведения предварительных миссий по сбору данных, как в случае с ВВЭР-440/230, не требовалось, т.к. уже имелось достаточно информации по ядерной безопасности АЭС с ВВЭР-440/213.

В середине 1993 г. группой операторов АЭС с ВВЭР-440/213 по контракту с МАГАТЭ был подготовлен отчет [99], где перечислены проблемы безопасности и предлагаемые мероприятия по реконструкции. Позднее, в марте 1994 г., отчет был представлен на конференции WANO в Москве [1].

33 мероприятия по повышению безопасности, предложенные в этом отчете, можно сгруппировать по следующим темам:

защита целостности корпуса реактора;

повышение надежности системы аварийной питательной воды;

совершенствование управления большими протечками из первого контура во второй;

усовершенствование САОЗ и другого оборудования с учетом различных LOCA;

усовершенствование контейнмента;

пожарная защита;

. оборудование на случай тяжелых аварий;

. реконструкция системы контроля и управления;

повышение сейсмостойкости (при необходимости) Некоторые из вышеперечисленных модификаций требовали дополнительного анализа аварий.

В тот же период, некоторые из основных полученных по проекту технического сотрудничества RER/9/004 (начат в 1991 г. по просьбе бывшей Чехословакии) сведений о проектной основе и проектных характеристиках реакторов ВВЭР-440/213 были резюмированы в [98] и также оказались очень важными для дальнейшей работы по классификации проблем безопасности.

В апреле 1994 г. в Вене было организовано совещание консультантов МАГАТЭ по реконструкции и мероприятиям по повышению безопасности на АЭС с реакторами ВВЭР-440/213. Целью совещания, где присутствовали представители от всех стран, эксплуатирующих АЭС с ВВЭР-440/213, был обзор и анализ проблем безопасности на основании имеющейся информации, подготовленной Секретариатом МАГАТЭ. Анализ проводился путем сравнения национальных и международных стандартов и практики эксплуатирующихся в настоящее время западных АЭС, спроектированных в 70-х г.г.

[100].

По той же методике, что использовалась для оценок безопасности ВВЭР-440/230 (см. раздел 2.4), эксперты определили главные проблемы безопасности. По каждой проблеме описано ее фактическое состояние и обоснован ее выбор, обсуждена классификация по влиянию на безопасность. Кроме этого, представлены предлагаемые или уже реализованные мероприятия по решению проблемы на каждой АЭС с ВВЭРИ, наконец, даны замечания и рекомендации.

В ответ на заявку словацкого органа ядерной безопасности, в мае 1994 г.

МАГАТЭ провело миссию в составе 9-ти международных экспертов на АЭС Моховце, где строятся четыре блока с ВВЭР-440/213. Целью миссии было обсуждение известных проблем безопасности реакторов ВВЭР-440/213, усовершенствований в сфере безопасности, уже введенных в проект АЭС Моховце и предлагаемых к введению в отчете по повышению безопасности (SIR), подготовленном специалистами компаний EdF и Siemens в сотрудничестве со словацкими организациями.

Главные проблемы безопасности, оставшиеся нерешенными на АЭС Моховце и подчеркнутые в отчете миссии [101], следующие:

Зашита САОЗ от отказов по общей причине должна быть повышена, особенно из-за возможности засорения приямка САОЗ обломками.

Защита системы аварийной питательной воды от отказов по общей причине также должна быть повышена. Трассировка линий системы аварийной питательной воды должны быть изменена - лини должны проходить вне машзала.

Должна быть повышена защита от внутренних воздействий, особенно в следующих областях:

–  –  –

- защита от реактивных перемещений трубопровода на отметке 14.7 м в промежуточном строении; но перед разработкой конструкционного решения следует провести всесторонний анализ влияния такого события на оборудование систем безопасности, расположенное поблизости (трубопроводы, клапаны, кабели, оборудование системы контроля и управления). Реактивное перемещение трубопровода является также одним из потенциальных источников отказа по общей причине системы аварийной питательной воды (см. выше).

Отрыв крышки коллектора первого контура парогенератора также рассматривался как важный вариант LOCA, когда имеет место байпас контейнмента. Подобная авария реально имела место на Ровенской АЭС в 1982 г.

Прочность барботера-конденсатора должна быть пересчитана на условия максимальной LOCA.

Для определения располагаемого коэффициента запаса необходимо оценить влияние сейсмического воздействия.

На основании результатов миссии по оценке безопасности, Сборника проблем безопасности [76] и Отчета о проверке риска №16 для АЭС Моховце была подготовлена программа повышения безопасности. В октябре 1998 г. МАГАТЭ проведет миссию по консультированию словацкого регулирующего органа по программе повышения безопасности АЭС Моховце.

На основании еще одной заявки Словакии МАГАТЭ в сентябре 1994 г пригласило шесть международных экспертов принять участие в миссии по анализу безопасности проекта АЭС Богунице V-2. Это был первый всесторонний анализ проекта, проведенный МАГАТЭ на эксплуатирующейся АЭС с ВВЭР-440/213. Целью миссии был анализ проекта АЭС в свете современной практики безопасности и выдача рекомендаций руководству станции и надзорным органам по принятию решений, направленных на достижение более высокого уровня безопасности. Во время миссии эксперты убедились, что ситуация с охрупчиванием корпуса реактора вполне благоприятна (химический состав корпусных материалов, схемы загрузки с низкой утечкой нейтронов), что, вместе с обширной программой образцов-свидетелей, представляет собой значительный прогресс по сравнению с АЭС с ВВЭР-440/230. Кроме того, станция уже провела значительные работы по замене дефектных компонентов (например, в системе электроснабжения постоянного тока) и готовила программу замены системы контроля и управления с целью повышения надежности.

По оставшимся проблемам безопасности эксперты выдали комментарии и рекомендации, сводящиеся к следующему [102]:

В отношении защиты от возможных отказов по общей причине, было рекомендовано улучшить физическое разделение резервного оборудования систем безопасности и устранить связи между оборудованием, имеющим и не имеющим отношение к безопасности.

Среди потенциальных источников отказов по общей причине, пожароопасность пока еще представляет серьезную проблему, заслуживающую дальнейшего изучения и проведения усовершенствований.

Другой источник отказов по общей причине - землетрясения - также необходимо учитывать для обеспечения достаточной защиты компонентов, имеющих отношение к безопасности.

Обобщая, можно сказать, что из-за отсутствия соответствующего анализа и документации по аттестации оборудования и компонентов систем безопасности в отношении сейсмических воздействий или неблагоприятных условий окружающей среды после аварии, не было гарантии, что оборудование и компоненты будут выполнять назначенные функции.

Одной из главных рекомендаций было также усовершенствование программы эксплуатационного контроля первого контура.

МАГАТЭ получило информацию о том, что, в рамках периодической переоценки безопасности, после 10-ти лет эксплуатации АЭС Богунице V-2 регулирующему органу был представлен пересмотренный отчет по обоснованию безопасности. На основании решения регулирующего органа, результатов миссии МАГАТЭ [102], Сборника проблем безопасности [7] и программы повышения безопасности АЭС Моховце для АЭС Богунице V-2 была подготовлена всесторонняя программа повышения безопасности.

Учтены все проблемы безопасности и в настоящее время программа осуществляется.

На основании результатов миссий по оценке безопасности на АЭС Моховце в мае 1994 г. и АЭС Богунице V-2 в сентябре 1994 г., результатов проекта технического сотрудничества RER/9/004, исследований конкретных проблем, таких как показатели работы системы контроля и управления или барботера-конденсатора, а также отчетов других организаций первая редакция Сборника проблем безопасности от апреля 1994 г.

[100] была доработана и завершена на двух совещаниях консультантов по классификации проблем безопасности для АЭС с ВВЭР-440/213, организованных МАГАТЭ в октябре 1994 г. и в феврале-марте 1995 г. в Вене.

В последнем совещании принимали участие представители регулирующих органов всех стран, эксплуатирующих АЭС с реакторами ВВЭР-440/213. Затем была выпущена первая редакция отчета [103] и разослана для замечаний на все АЭС с ВВЭРи соответствующим надзорным органам. Замечания из всех этих источников были учтены при подготовке заключительного отчета, отражающего также позицию западных экспертов, участвовавших в совещаниях.

Сборник проблем безопасности [7] был издан в апреле 1996 г. Его целью было представление объединенного перечня основных проблем, касающихся безопасности, с их классификацией по важности для безопасности, и соответствующих корректирующих мероприятий, предложенных для их решения и повышения безопасности. Сборник проблем безопасности предназначался для использования в качестве справочника, облегчающего разработку программ повышения безопасности для конкретной АЭС, и служащего основой для проверки их выполнения.

Выводы сборника проблем безопасности АЭС с ВВЭР-440/213 сводятся к следующему:

Для АЭС с ВВЭР-440/213 нет проблем категории IV, что подтверждает повышение уровня их безопасности по сравнению с АЭС с ВВЭР-440/230 во всех основных областях.

Наиболее серьезными являются следующие проблемы категории III:

Недостаточная аттестация оборудования на ожидаемые условия окружающей среды при МПА и сейсмическом воздействии.

Поведение барботера-конденсатора при максимальном перепаде давлений (при двустороннем гильотинном разрыве трубопровода первого контура) также сильно влияет на безопасность. Нормы расчета на прочность, действовавшие на момент проектирования барботера-конденсатора, не соответствовали западной практике и изменились в самой России. Новые расчеты в рамках программ МАГАТЭ показывают, что прочность некоторых конструкционных элементов барботера-конденсатора находится под вопросом.

• Неразрушающий контроль системы теплоносителя первого контура в рамках эксплуатационного контроля имеет недостатки и отклонения от современных стандартов. Подход к эксплуатационному контролю, использовавшийся до настоящего времени, не обеспечивает своевременное обнаружение дефектов. Так как надежный эксплуатационный контроль является ключевым элементом, необходимым для сохранения целостности третьего барьера (границы первого контура), данная проблема также рассматривается как важная для безопасности.

По системам, некоторые проблемы АЭС с ВВЭР-440/230 продолжают существовать и на АЭС с ВВЭР-440/213.

Две из них важны для безопасности:

- Опасность блокирования приямка САОЗ оказалась выше, чем ожидалось, после инцидента на шведской АЭС в 1992 г. В результате может произойти отказ по общей причине всей САОЗ при большой LOCA.

- Компоновка системы аварийной питательной воды, расположенной в машзале, такова, что может наступить ее отказ по общей причине в результате пожара, затопления, реактивного перемещения трубопровода или землетрясения в момент, когда требуется ее работа для охлаждения активной зоны.

. По внутренним воздействиям, две проблемы важны для безопасности:

- Защита от пожара, являющаяся тем более важной, что резервное оборудование систем безопасности недостаточно отделено друг от друга в некоторых зонах, например, система аварийной питательной воды в машзале, а также силовые кабели (или кабели управления) резервных компонентов, имеющих отношение к безопасности, которые проходят по одному и тому же маршруту или расположены в одних и тех же боксах.

- Реактивные перемещения трубопровода на отметке 14.7 м в промежуточном строении могут вызвать множественные отказы оборудования, имеющего отношение к безопасности, и, в некоторых случаях, к потере системы аварийной питательной воды в момент востребования ее функций.

По внешним воздействиям, сейсмобезопасность также рассматривается как важная проблема, т.к. исходное максимальное расчетное землетрясение в общем случае не соответствует принятому в современной мировой практике (см. п.4.3.2.).

4.2. ОБЗОР МЕРОПРИЯТИЙ ПО ПОВЫШЕНИЮ БЕЗОПАСНОСТИ

Осуществление мероприятий по повышению безопасности АЭС с ВВЭР-440/213 уже началось, когда ВБП МАГАТЭ была распространена на данный тип реакторов.

Группа операторов АЭС с ВВЭР-440/213 определила перечень проблем безопасности и разрабатывались всесторонние программы повышения безопасности, например на блоках 3-4 АЭС Богунице и АЭС Пакш. Поэтому систематизация и классификация проблем АЭС с ВВЭР-440/213 с самого начала включали сбор данных о мероприятиях по повышению безопасности, предложенных для решения проблем. Миссии МАГАТЭ по анализу повышения безопасности на АЭС Богунице и Моховце были проведены до издания окончательной редакции Сборника проблем безопасности в 1995 г.

В дальнейшем, в двух других миссиях МАГАТЭ - на АЭС Дукованы и Пакш, Сборник проблем безопасности использовался экспертами МАГАТЭ в качестве руководящего документа.

Блоки 1-4 АЭС Дукованы (октябрь 1995 г.) На АЭС Дукованы эксплуатирующая организация EEZ Inc. решила разработать программу модернизации, т.к. проект не совсем соответствует современной мировой практике безопасности. Целью программы было достижение безопасности на уровне современной мировой практики и обеспечить возможность продления срока службы АЭС до 40 лет, т.е. на 10 лет больше исходного проектного срока службы.

АЭС начала разрабатывать программу в конце 1993 г. Затем был проведен анализ программы сторонней организацией ENAC в рамках проекта PHARE. И, наконец, АЭС предложила МАГАТЭ проанализировать программу в рамках ВВП и проекта технического сотрудничества RER/9/035.

В октябре 1995 г. МАГАТЭ организовало миссию по анализу повышения безопасности, в которой участвовали 10 экспертов (включая 5 сотрудников МАГАТЭ).

АЭС Дукованы пригласила также экспертов от организаций, внесших вклад в разработку программы, для участия в анализе со стороны АЭС. На основании Сборника проблем безопасности АЭС подготовила специальный отчет "Состояние АЭС Дукованы" и большое количество вспомогательной технической документации.

Были проанализированы мероприятия по повышению как конструкционной, так и эксплуатационной безопасности, при этом Сборник проблем безопасности использовался в качестве справочной основы.

Миссия сделала следующие основные выводы:

Все 74 проблемы безопасности, выявленные МАГАТЭ в области конструкции реакторов ВВЭР-440/213, учтены конкретными мероприятиями по повышению безопасности.

В отношении аттестации оборудования, отдельная программа по данной проблеме начата в мае 1995 г. с крайним сроком завершения в конце 1997 г.

Мероприятия по проблеме конструкционной безопасности, связанные с усилением конструкции барботера-конденсатора, следует в значительной степени пересмотреть на предмет их соответствия рекомендациям МАГАТЭ.

Проблемам в области целостности компонентов уделено особенно большое внимание, а объем проведенных работ чрезвычайно большой.

По системам планируются такие важные усовершенствования, как:

- аттестация предохранительных клапанов компенсатора давления и предохранительных клапанов парогенераторов на пар и воду;

- изменение компоновки системы аварийной питательной воды так, чтобы вывести ее из машзала и полностью защитить от внутренних и внешних воздействий;

- частичная замена существующей изоляции первого контура с целью предотвращения засорения приямков САОЗ.

Рекомендовано, однако, провести дополнительный анализ системы технической воды для определения источников возможных отказов по общей причине (например, в результате внутренних и внешних воздействий).

По системе контроля и управления рекомендованы дальнейшие мероприятия по улучшению эргономики на щитах управления и полному разделению главного и аварийного щитов управления.

Рассмотрены проблемы, связанные с внутренними воздействиями (пожар, затопление, реактивные перемещения трубопроводов), а в отношении пожаробезопасности АЭС добилась уже значительных успехов.

Анализ аварий подтягивается к уровню современной мировой практики.

Блоки 1-4 АЭС Пакш (ноябрь 1996 г.) Годом позже, в ноябре 1996 г., по заявке АЭС Пакш МАГАТЭ провело миссию по анализу программы повышения безопасности для на блоках 1-4 АЭС Пакш. Миссия в составе семи международных экспертов и четырех сотрудников МАГАТЭ была организована в рамках ВБП и проекта технического сотрудничества RER/9/035.

Исходный проект АЭС Пакш соответствовал российским и венгерским нормам, действовавшим на момент строительства АЭС, но не полностью отвечавшим современным стандартам безопасности. С момента пуска блока 1 АЭС Пакш (1982 г.) знания в области оценки безопасности атомных станций значительно улучшились во всем мире. Эти знания удачно дополнялись результатами, полученными венгерскими исследовательскими институтами.

Для использования этих достижений, Комиссия по атомной энергии Венгрии (НАЕС) решила провести повторную оценку безопасности АЭС Пакш и начала в феврале 1992 г. осуществление проекта по корректировке имеющегося анализа безопасности и разработке нового (AGNES). Рассматривавшийся в качестве подготовки к выполнению отвечающего современным требованиям отчета по обеспечению безопасности, проект AGNES включал анализы МПА и тяжелых аварий, дополняемые вероятностными анализами. Соответствующие мероприятия и их первоочередность должны были быть определены в отчете по проекту. Осуществление проекта AGNES было также тесно связано с решением НАЕС, принятом в 1993 г., по которому предписывалось периодическое обновление лицензий на все ядерные объекты Венгрии.

Программа повышения безопасности АЭС Пакш была разработана на основе результатов проекта AGNES, опубликованных в октябре 1994 г., а также с учетом опыта эксплуатации реакторов ВВЭР-440/213 и обмена опытом с операторами других АЭС с ВВЭР-440/213.

Миссия МАГАТЭ проанализировала программу повышения безопасности АЭС Пакш на основании Сборника проблем безопасности.

Миссия пришла к следующим основным выводам:

Все общие проблемы безопасности, выявленные МАГАТЭ в области конструкции реакторов ВВЭР-440/213, в программе рассмотрены. Кроме этих общих проблем, станция выявила также несколько особых проблем.

В отношении классификации по безопасности, было рекомендовано уменьшить количество систем, включенных в классы безопасности так, чтобы остались только системы, необходимые для выполнения заданной функции безопасности.

Это снизит объем аттестации оборудования, являющейся длительным и дорогим процессом.

Проблема механической прочности барботера-конденсатора учтена. Упрощенные расчеты подтвердили наличие слабых мест. Проводятся трехмерные расчеты, которые могут подтвердить необходимость усовершенствования конструкции. Станция постоянно совершенствует программу периодического контроля и испытаний локальной плотности компонентов герметичной границы, а также боксов. Оборудование обнаружения протечек и методы измерения усовершенствованы. На блоке 2 уже установлен комплект из 16-ти рекомбинаторов водорода. Такие же комплекты рекомбинаторов будут установлены и на других блоках.

В области целостности компонентов, систематически проводились оценки целостности корпуса реактора (включая анализы термоудара под давлением). В настоящий момент должны проводиться соответствующие мероприятия.

Запланированная аттестация неразрушающего контроля также очень важна и ее следует провести.

По системам проведено или планируется большое количество мероприятий по повышению безопасности:

- для предотвращения засорения, на приямки САОЗ установлены новые решетки;

- система аварийной питательной воды переведена из машзала в реакторное здание для защиты от отказов по общей причине;

- замена предохранительных клапанов компенсатора давления и парогенераторов на новые, аттестованные на двухфазный поток и сейсмические условия, планируется к 2001 г.;

- для обнаружения протечки из первого контура во второй установлена система контроля по изотопу I6N;

- аварийное электроснабжение будет усовершенствовано в течение следующих трех лет за счет нескольких модернизаций: замены батарей на сейсмически аттестованные, снижения времени запуска дизель-генераторов и т.д.

- по контролю и управлению, проводится модернизация системы реакторной защиты. Рекомендованы дальнейшие мероприятия по улучшению эргономики на щитах управления.

По внутренним воздействиям большинство работ выполнены:

- уже проведены усовершенствования, касающиеся пожаробезопасности, однако миссия рекомендовала систематически проводить анализ пожароопасности, что требует также сделать к концу 1997 г. и регулирующий орган;

- проведены анализы других внутренних воздействий, таких, как затопление или падение тяжелого груза, проводится анализ разрыва высокоэнергетичных трубопроводов,

- должно было начаться выполнение анализов воздействия летящих предметов от турбины.

По внешним воздействиям проводится обширная программа сейсмической аттестации систем, имеющих отношение к безопасности, которая завершится к 2002 г. (см. п.4.3.2.).

По анализу аварий АЭС провела значительную работу (включая сделанное в рамках проекта AGNES) и с высоким качеством. Несколько сценариев, например, разбавление борного раствора в стояночных режимах, должны быть исследованы в дальнейшем.

Блоки 1-2 Ровенской АЭС и блоки 3-4 Кольской АЭС Разработаны программы повышения безопасности блоков 1-2 Ровенской АЭС и блоков 3-4 Кольской АЭС.

4.3. НЕКОТОРЫЕ ПРОБЛЕМЫ БЕЗОПАСНОСТИ Кроме общих для всех ВВЭР проблем безопасности, обсуждающихся в главе 6 настоящего отчета, ВБП сосредоточила внимание на двух важных для безопасности проблемах, специфических для АЭС с ВВЭР-440/213, а именно, на прочности конструкции барботера-конденсатора и сейсмобезопасности.

4.3.1. Прочность конструкции барботера-конденсатора

Конструкция контейнмента АЭС с ВВЭР-440/213 состоит из локализующих боксов, окружающих отдельные компоненты первого контура (парогенераторы, трубопроводы холодной и горячей ниток, насосы, запорные задвижки и основная часть корпуса реактора) и имеющих одинаковую с ВВЭР-440/230 базовую структуру, но с повышенной возможностью удержания энергии. Основное отличие между ВВЭР-440/230 и ВВЭР-440/213 состоит в том, что бокс парогенераторов АЭС с ВВЭР-440/213 соединен с башней барботера-конденсатора. Это дополнительное строение соединено с реакторным зданием туннелем с прямоугольным сечением.

Система контейнмента с барботером-конденсатором на блоках с ВВЭР-440/213 спроектирована для предотвращения выхода пара и продуктов деления и облегчения конденсации пара, таким образом снижая давление при разрыве любого из трубопроводов первого контура, включая двусторонний разрыв трубопровода Ду5О0.

Использование барботера-конденсатора для конденсации пара и ограничения максимального избыточного давления внутри контейнмента концептуально эквивалентно проектам контейнментов PWR с ледовыми конденсаторами или контейнментов BWR с бассейнами для ограничения давления.

Концепция контейнмента с барботером-конденсатором была обоснована результатами экспериментов на малых моделях теплогидравлических явлений, подтвердивших тепловую эффективность конденсатора. Планируется проведение дальнейших теплогидравлических испытаний на крупномасштабных стендах. Однако все эти эксперименты имеют смысл только при условии сохранения механической целостности конструкции в аварийных условиях. Если барботер-конденсатор повреждается в начале аварии, тогда все теплогидравлические расчеты, лежащие в основе конструкции, окажутся недействительными. В этом смысле, главной проблемой конфайнмента ВВЭР-440/213 является прочность конструкции барботера-конденсатора.

Деятельность МАГАТЭ а.) Общая деятельность За несколько лет до начала ВБП, по контракту с МАГАТЭ на проведение исследований, для АЭС Жарновец в Польше выполнены анализы механической прочности конструкции барботера-конденсатора в рамках более широкой работы по переоценке системы контейнмента данной АЭС. Результаты этих исследований подтвердили наличие большого коэффициента запаса, заложенного в теплогидравлической концепции барботера-конденсатора, однако оценка механической прочности в условиях большой LOCA выявила ряд слабых точек в реальной механической конструкции барботера-конденсатора.

Исследование польских специалистов было независимо проанализировано в рамках проекта технического сотрудничества RER/9/004 МАГАТЭ Украинским институтом Энергопроект. Анализ украинских специалистов показал, что во многих случаях подход, использованный в Польше, был слишком консервативен, однако конструкция барботера-конденсатора действительно была слишком слаба и требовала усиления.

Дополнительный вклад в эту работу был сделан на совещании консультантов, посвященном характеристикам контейнментов и конфайнментов АЭС с реакторами ВВЭР-440/213 и ВВЭР-440/230, организованном МАГАТЭ в рамках ВБП и проходившем с 29 ноября по 3 декабря 1993 г в Вене. На основании оригинальных экспериментальных работ, выполненных разработчиком барботера-конденсатора, и ставших доступными в рамках проекта технического сотрудничества RER/9/004, а также большого количества публикаций по данной теме, Секретариат МАГАТЭ подготовил список конкретных вопросов к экспертам вообще, и к российским разработчикам в частности, возникших на протяжении лет у различных специалистов. Совещание, в котором участвовали 15 международных экспертов и 4 специалиста из штата МАГАТЭ, дало ответы на данные вопросы по всем аспектам конструкции барботера-конденсатора. Основным выводом совещания [96], с учетом имеющихся экспериментальных и аналитических данных, было следующее: теплогидравлика барботера-конденсатора в условиях МП А удовлетворительна и обеспечивает радиологическую безопасность, однако вопрос о механической прочности конструкции барботера-конденсатора остается открытым и требует дальнейшего исследования.

Было также отмечено, что для установления проектной основы для оценки показателей работы барботера-конденсатора необходим более систематический подход, подобный используемому в настоящее время в западных странах при проектировании контейнментов PWR и BWR.

Для поддержки дальнейшей работы в этом направлении МАГАТЭ начало подготовку рекомендаций по оценке металлической конструкции барботераконденсатора. Совещание консультантов в марте 1994 г., посвященное разработке руководства по оценке металлической конструкции барботера-конденсатора в контейнменте АЭС с ВВЭР-440/213, подготовило первую редакцию руководства [23].

Имеющаяся информация по прочности барботера-конденсатора первоначально собрана и оценена сотрудниками МАГАТЭ в 1994 г. Подготовленные данные основывались на работе, проведенной в Польше и результатах, полученных в рамках ВБП, и представлены в документе IAEA-TECDQC-803.

После этого МАГАТЭ заключило контракт на проведение оценки механического поведения конструкции барботера-конденсатора с российскими специалистами из конструкторского бюро, разработавшего исходный проект. Работы по контракту были завершены в 1995 г. и расчеты выявили несколько элементов барботера-конденсатора, усиление которых могло бы обеспечить запас прочности в случае большой LOCA. В дальнейшем результаты данной работы использовались в качестве справочных при проведении анализов целостности конструкции барботераконденсатора на конкретных АЭС, проводившихся миссиями экспертов в рамках ВБП.

Так как проблемы с барботером-конденсатором не ограничивались только его конструкционной целостностью, но включали также и отсутствие систематического обоснования надежности контейнмента с барботером-конденсатором при авариях на АЭС, работа МАГАТЭ над рекомендациями по данной теме продолжилась на совещании консультантов, организованном МАГАТЭ 4-8 декабря 1995 г. в Вене, на котором заключительная редакция документа [24], рассматривающего металлическую конструкцию и контейнмент с барботером-конденсатором в целом, была проанализирована и согласована представителями регулирующих органов стран, эксплуатирующих АЭС с ВВЭР-440/213.

Ь) Деятельность по конкретным станциям Результаты общих исследований, описанных выше, были предоставлены всем заинтересованным АЭС и организациям.

По приглашениям регулирующих органов и операторов АЭС были проведены две миссии экспертов для выполнения следующих задач:

Анализ конструкционной целостности барботера-конденсатора на АЭС Моховце и АЭС Богунице [11], выполненный в ноябре 1995 г.

Анализ конструкционной целостности барботера-конденсатора на АЭС Дукованы, проведенный миссией экспертов в мае 1996 г. [12].

. Проблемы целостности барботера-конденсатора обсуждались также во время проведения миссии по анализу повышения безопасности на АЭС Пакш в 1997 г.

Так как материалы, подготовленные МАГАТЭ, показывали недостаточность обоснования запаса прочности конструкции барботера-конденсатора, в некоторых странах, эксплуатирующих АЭС с ВВЭР-440/213, предприняты собственные исследования проблемы. В Чешской Республике проводились расчеты трехмерных моделей в соответствии с теорией пластической деформации. В Словакии был построен экспериментальный стенд и конструкция барботера-конденсатора нагружалась переходными нагрузками, эквивалентными или даже превышающими нагрузки, ожидаемые в аварийных условиях.

Группа OECD/NEA запланировала выполнение программы теплогидравлических испытаний для экспериментальной аттестации барботера-конденсатора.

Осуществляется отдельный проект PHARE/TACIS, финансируемый Европейской Комиссией, по проверке прочностных характеристик при аварийных нагрузках, при этом в качестве референтной используется АЭС Пакш. Результаты будут к 2000 г.

Достижения

Исследования, профинансированные МАГАТЭ, показали, что имеющейся документации недостаточно для обоснования механической прочности конструкции барботера-конденсатора при большой LOCA. Визиты на АЭС и анализы документации подтвердили наличие слабых мест конструкции. В связи с этим проведены интенсивные ремонтные работы, финансируемые как из собственных источников в отдельных странах, так и международными организациями.

Перспективы До настоящего времени нет обобщающего ответа, однако результаты, полученные на отдельных АЭС, предполагают, что пластические деформации конструкции барботера-конденсатора не приведут к потере его функциональной способности даже в условиях большой LOCA. Проводится дальнейшая работа.

Объем реконструкции на конкретной станции должен определяться с учетом реальной конструкции барботера-конденсатора на данной АЭС и требований национальных регулирующих органов. Необходимо также оценить нагрузки на внутренние перегородки контейнмента, т.к. их повреждение может привести к различным отказам систем безопасности и систем, имеющих отношение к безопасности [7].

4.3.2. Сейсмобезопасность В исходном проекте АЭС ВВЭР-440/213 сейсмические нагрузки не учтены (кроме АЭС Моховце, где принято проектное землетрясение 0.06 g).

Программа переоценки АЭС с учетом сейсмики обычно включает пересмотр сейсмической опасности, сейсмической стойкости АЭС и, при необходимости, разработку и проведение модификаций оборудования и строительных конструкций. В общем случае, для осуществления программы сейсмической модернизации требуется техническое задание.

Деятельность МАГАТЭ Услуги по анализу сейсмобезопасности оказаны АЭС Пакш, блокам АЭС Богунице V-2 и АЭС Моховце. Виды услуг (анализы, проверочные миссии и рабочие семинары) для этих трех станций, оказанных влериод с 1990 по 1997 г.г., приведены в табл.4.2.

ТАБЛИЦА 4.2. СЕМИЛЕТНИЙ ИТОГ РАБОТ МАГАТЭ ПО АНАЛИЗУ

БЕЗОПАСНОСТИ ПЛОЩАДКИ И СЕЙСМИЧЕСКОЙ БЕЗОПАСНОСТИ НА

ВОСТОЧНОЕВРОПЕЙСКИХ АЭС

–  –  –

Основные проблемы, выявленные на этих АЭС, сходны с проблемами АЭС с ВВЭР-440/230 при некоторых отличиях, обусловленных главным образом разными характеристиками площадок.

1. Исходные величины силы сейсмоудара значительно изменены как для АЭС Богунице V-2, так и для АЭС Пакш. Для АЭС Моховце исходная расчетная величина составляла 0.06 g, а пересмотренная 0.1 g, однако расчеты, приведшие к данной величине, еще не проверены МАГАТЭ.

2. Барботер-конденсатор является проблемой при категоризации сейсмостойкости данных АЭС. До сих пор имеются некоторые вопросы, связанные с конструкционной целостностью этого строения в условиях LOCA. Совместное действие нагрузок от LOCA и землетрясения не рассматривалось и не было принято решения о такой необходимости.

3. Конструкционные системы на данных АЭС сходны с ВВЭР-440/230, поэтому проблемы те же.

4. Проблема, касающаяся документации, та же, хотя во время проведения координационно-исследовательской программы "Сравнительное изучение анализа сейсмостойкости и испытаний АЭС с ВВЭР" выполнена значительная работа по ее преодолению. АЭС Пакш была одним из прототипов для данной программы.

5. Проблема опор и креплений та же, что и на АЭС с ВВЭР-440/230.

Достижения и перспективы Получение новой величины силы сейсмоудара и характеристик смещения грунта.

Для АЭС Пакш данная проблема полностью решена. Новая величина силы сейсмоудара принята равной 0.25 g со спектром ответа данной площадки. Для АЭС Богунице V-1 ситуация уже описана для было выяснено; то же самое верно и для блоков V-2.

Для АЭС Моховце сообщается о величина 0.1 g (рекомендуемая минимальная величина в соответствии с правилами МАГАТЭ Safety Guide 50-SG-S1, Rev. 1);

однако проверку этой величины еще предстоит выполнить.

Подготовка Технического задания (или Технического руководства) для сейсмической переоценки и модернизации. Сделано для всех трех АЭС.

Однако величина сейсмоудара для АЭС Богунице будет пересмотрена, а для АЭС Моховце необходима ее проверка.

Раскрепление проведено с различной степенью завершения и качества работ;

рассматривается для АЭС Моховце.

Строительные модификации. АЭС Моховце не имеет программы строительных модификаций. На блоках 3-4 АЭС Богунице и АЭС Пакщ структурные модификации пока не проведены.

Сейсмическая аттестация является общей проблемой для всех типов АЭС с ВВЭР, т.к. большая часть оборудования и компонентов данных АЭС изготавливались и испытывались по одинаковым нормам и стандартам.

Результаты координационно-исследовательской программы "Сравнительное изучение анализа сейсмостойкости и испытаний АЭС с ВВЭР".

Эта программа распространялась на доа типа АЭС с ВВЭР (ВВЭР-440/213 и ВВЭР-1000). АЭС Пакш и блоки 5-6 АЭС Козлодуй были прототипами, соответственно. В рамках данной программы проведено множество общих и специальных работ (двадцатью пятью международными организациями), результаты которых использовались и будут использоваться на АЭС.

Некоторые из них перечислены ниже:

- Определение и классификация систем, необходимых для безопасного останова

- Изучение исходных норм проектирования, приемочных критериев, комбинаций нагрузок

- Сравнительное исследование стандартов проектирования с учетом сейсмики

- Визит на АЭС Пакш

- Динамический анализ строительных конструкций АЭС Пакш

- Полномасштабные испытания обдуванием АЭС Пакш

- Испытания на качающемся концентрационном столе некоторых компонентов АЭС Пакш

- Испытания компонентов на площадке АЭС Пакш

- Сбор данных о ранее проводившихся испытаниях компонентов

- Сбор данных об истории землетрясений

- Анализ трубопровода питательной воды АЭС Пакш

- Анализ подземных трубопроводов АЭС Пакш

- Сравнение трехмерных и консольных моделей АЭС Пакш

- Сравнение испытаний обдувом и вибрационных испытаний АЭС Пакш

- Модельные испытания на качающемся концентрационном столе подогретого бака на АЭС Пакш.

5. РЕЗУЛЬТАТЫ ПО АЭС С ВВЭР-1000

Третье поколение легководных реакторов советской конструкции, АЭС с ВВЭРмощностью 1000 МВт(эл.), ближе к западным АЭС с PWR по проектной философии, проектным характеристикам и конструкции, чем предыдущие поколения.

АЭС с ВВЭР-440/213 и ВВЭР-1000 значительно усовершенствованы по сравнению с АЭС с ВВЭР-440/230 по характеристикам безопасности.

Однако тепловая инерция и коэффициенты запаса АЭС с ВВЭР-1000 в общем случае ниже по сравнению с АЭС с ВВЭР-440, что приводит к повышенным требованиям безопасности к компонентам и системам, а также к эксплуатации.

Существует четыре проекта АЭС с различными реакторными установками с ВВЭР-1000. Проектирование первых моделей - 187, 302 и 338 - было начато в 1972 г. и завершено в 1979 г. Проектирование проводилось в соответствии с нормами ОПБ-73.

Эти первые модели были названы "малой серией", т.к. построено всего пять таких блоков: блок 5 Нововоронежской АЭС (модель 187), блок 1 (модель 302) и блок 2 (модель 338) Южно-Украинской АЭС, блоки 1-2 Калининской АЭС (модель 338).

Основным недостатком проекта АЭС с ВВЭР-1000 "малой серии" является недостаточное физическое разделение и функциональное изолирование систем безопасности и их обеспечивающих систем.

В период до 1982 г. разрабатывались нормы ОПБ-82, поэтому некоторые новые требования по безопасности в соответствии с этими нормами были отражены в проекте "серийного" ВВЭР-1000 - модели 320. Концепция глубоко эшелонированной защиты реализуется в общих проектных принципах для систем безопасности, включая резервирование, разнообразие, независимость и единичный отказ. В эксплуатации находятся 15 блоков с ВВЭР-1000/320: 2 в Болгарии, 4 в России и 9 на Украине; кроме того, строятся 7 блоков: в России (1), на Украине (4) и в Чешской Республике (2). В табл.5.1 перечислены эксплуатирующиеся АЭС с ВВЭР-1000.

ТАБЛИЦА 5.1.

ЭКСПЛУАТИРУЮЩИЕСЯ АЭС С ВВЭР-1000

–  –  –

Опыт эксплуатации показал некоторые недостатки проектно-технологических решений, качества изготовления и надежности используемого оборудования, и, следовательно, необходимость повышения безопасности. Другие недостатки отражают отклонения от современных стандартов безопасности, развивавшихся в течение последних двух десятилетий с момента создания исходного проекта АЭС с ВВЭР-1000.

В рамках ВБП, по АЭС с ВВЭР-1000 работы проводились в трех направлениях.

Во-первых, в рамках ВБП определены проблемы безопасности АЭС с ВВЭРи АЭС с ВВЭР-1000 "малой серии" и классифицированы по важности для безопасности (раздел 5.1). Полный перечень общих проблем безопасности АЭС с ВВЭРприведен в Приложении 4.

Во-вторых, МАГАТЭ по заявке стран-членов провела анализ аспектов безопасности программ модернизации, разработанных этими странами, особое внимание уделив выявленным проблемам и рекомендациям по их решению (раздел 5.2).

В-третьих, в рамках ВБП подробно рассмотрены актуальные проблемы с целью улучшения понимания их влияния на безопасность и привлечения международного опыта для их решения. Раздел 5.3 посвящен актуальным проблемам исключительно АЭС с ВВЭР-1000. Проблемы первоочередной важности для реакторов ВВЭР-1000, а именно, протечки из первого контура во второй (PRISE) и ATWS, позднее признаны таковыми для всех ВВЭР и поэтому описываются в главе 6.

5.1. ОПРЕДЕЛЕНИЕ И КЛАССИФИКАЦИЯ ПРОБЛЕМ БЕЗОПАСНОСТИ

МАГАТЭ начало анализ реакторов ВВЭР-1000 на совещании консультантов, проходившем в июне 1992 г. в Вене и посвященном обработке информации по аспектам безопасности и проведенным исследованиям конструкционных отличий АЭС с ВВЭРи западных АЭС с подобными реакторами, а также по уже проведенным анализам безопасности этого реактора. Результаты этого совещания обеспечили МАГАТЭ техническую основу для определения, вместе с заинтересованными странами-членами, объема и первоочередности действий в отношении безопасности АЭС с ВВЭР-1000 в рамках ВВП.

Главной задачей Внебюджетной программы МАГАТЭ, как заявлено странамичленами, эксплуатирующими и строящими АЭС с ВВЭР-1000, являлось создание подробного и согласованного на международном уровне перечня проблем безопасности, общих для всех блоков с данным типом реактора, для использования его в качестве базы для усовершенствований на конкретных АЭС. Поэтому работы по АЭС с ВВЭР-1000 исходно были направлены на выявление важных проблем безопасности, их классификацию по важности для безопасности и выдачу рекомендаций по их решению.

Совещание консультантов, проведенное МАГАТЭ в декабре 1993 г. в Вене, прояснило важность для безопасности предложенных мероприятий (с учетом их доработки), уже начавшихся проводится в заинтересованных странах-членах [104]. Данная работа дополнялась результатами проверок конкретных АЭС, выполненных в рамках программы МАГАТЭ. Миссии по анализу безопасности на Запорожскую АЭС (Украина) в 1994 г. и миссии служб ASSET, OSART и Анализа сейсмической безопасности во все заинтересованные страны-члены заложили основу для разработки Сборника проблем безопасности для АЭС с ВВЭР-1000/320. Исследования безопасности АЭС Стендаль [105] и Ровенской АЭС [106] также учитывались при создании Сборника проблем безопасности.

Результаты тематических совещаний МАГАТЭ по общим проблемам безопасности, представляющим более широкий интерес, способствовали более глубокому пониманию данных проблем безопасности и необходимости их решения с привлечением международного опыта. Первое тематическое совещание по безопасности реакторов ВВЭР-1000 было созвано МАГАТЭ в апреле 1994 г. с целью проведения анализа таких аспектов безопасности конструкции активной зоны реактора, как система управления и зашиты (СУЗ), система ограничения мощности, использование внутриреакторных датчиков для целей защиты, требования в отношении режимов ATWS и МПА, а также выдачи рекомендаций на ближнюю и дальнюю перспективы с учетом западной практики [107]. Странам-членам были объяснены уроки, извлеченные из аварии на АЭС Three Mile Island, свидетельствующие о необходимости усиления глубоко эшелонированной защиты путем восстановления "критических функций безопасности" за счет использования симптомно-ориентированных инструкций по аварийной эксплуатации, опирающихся на данные систем представления параметров безопасности. Страны-члены, эксплуатирующие АЭС с ВВЭР-1000, получили также поддержку в проведении оптимизации управления энергораспределением, включая контроль ксенона, что делает главную функцию безопасности более надежной в условиях нормальной эксплуатации и ожидаемых эксплуатационных событий. С этой целью в феврале 1995 г. в Вене было созвано специальное совещание консультантов по управлению активной зоной и стратегии защиты реакторов ВВЭР-1000 [108]. Другие тематические совещания в период 1993-1995 г.г. были посвящены проблемам ввода стержней СУЗ (п.5.3.1) и целостности парогенераторов (п.5.3.2).

В октябре 1994 г. и феврале-марте 1995 г. были созваны совещания консультантов для согласования обобщенного списка проблем безопасности, их классификации и рекомендаций заинтересованным странам-членам по проведению собственных работ по повышению безопасности АЭС с ВВЭР-1000/320. Сборник проблем безопасности для АЭС с ВВЭР-1000/320 [9] был выпущен в марте 1996 г.

На совещании Консультационной Группы в декабре 1995 г. было согласовано положение о раздельном рассмотрении аспектов безопасности для блоков с ВВЭР-1000 "малой серии" и "серийных" ВВЭР-1000/320. Поэтому миссия по анализу безопасности на Южно-Украинскую АЭС проводилась для выявления основных недостатков конструкции и эксплуатации моделей 302 и 338 [109]. Проведен технический визит во ВНИИАЭС и на Нововоронежскую АЭС для выявления проблем безопасности конструкции и эксплуатации ВВЭР-1000/187 [110]. Результаты этих двух миссий МАГАТЭ использованы для составления Сборника проблем безопасности для блоков с ВВЭР-1000 "малой серии" [111] на совещании консультантов в сентябре 1997 г. в Вене;

составление Сборника завершено в 1998 г. Практически все основные проблемы, выявленные на серийных блоках с ВВЭР-1000/320, действительны и для блоков с ВВЭРмалой серии". Некоторые проблемы для прояснения требовали переформулировки; несколько специфических для "малой серии" проблем выявлены в области систем, контроля и управления, контейнменте и в отношении внутренних воздействий, главным образом вызванных менее жесткими требованиями и применением принципов безопасности, характерных для ранних проектов. Информация по объему и ситуации с внедрением компенсирующих и корректирующих мероприятий на блоках Южно-Украинской и Нововоронежской АЭС "малой серии" отражена в соответствующем Сборнике проблем безопасности [111] в качестве специфической для данных АЭС.

Во всех миссиях МАГАТЭ на АЭС и совещаниях в Вене участвовали специалисты со станций, из проектных организаций и регулирующих органов Болгарии, Чешской Республики, России и Украины, а также западные эксперты, что обеспечивало широкий обмен международным опытом и практикой.

Совместное влияние основных проблем на главные функции безопасности представлено ниже. Данный обзор с дальнейшими подробностями включен в Сборники проблем безопасности для АЭС с "серийными" ВВЭР-1000 [9] и АЭС с ВВЭР-1000 "малой серии" с целью оказания поддержки странам-членам в разработке объединенного плана действий по проведению корректирующих мероприятий.

Управление мощностью

Деформация конструкции топливных сборок, препятствующая надежному вводу стержней СУЗ и приводящая к изменению водного зазора между топливными сборками, признана наиболее важной проблемой безопасности, затрагивающей управление мощностью. Признано, что оба эффекта снижают коэффициенты запаса в условиях нормальной эксплуатации из-за повышенной локальной плотности энерговыделения в результате увеличения водных зазоров, а также в условиях переходных режимов и аварий в результате задержки или неполного введения реактивности останова. Влияние на безопасность больших изгибов топливной сборки настоятельно рекомендовано для более глубокого анализа и проведения компенсирующих и предварительных мероприятий (п.5.3.1).

Другое препятствие выполнению главных функций безопасности связано с потенциальной возможностью разбавления борного раствора на установках с реакторами ВВЭР-1000. Непосредственное охлаждение теплообменника системы впрыска низкого давления САОЗ технической водой (замкнутая промежуточная система охлаждения имеется только на блоках с ВВЭР-1000/338) делает его более уязвимым, чем в случае охлаждения чистым конденсатом. Разбавление борного раствора может произойти при нарушении целостности теплообменника и поступлении технической воды в систему впрыска. Если в условиях LOCA давление в первом контуре понижено, то какое-то количество неборированнои воды может постепенно или быстро попасть в первый контур в зависимости от режима работы системы впрыска низкого давления. Есть также возможность так называемого "свойственного" разбавления борного раствора при малой LOCA, ATWS (раздел 6.10) или PRISE (раздел 6.5).

Сценарии с быстрым набором реактивности, а также связанные с контролем мощности в условиях работы на малой мощности и на стоянке (раздел 6.1), до настоящего времени систематически не анализировались.

Охлаждение топлива

Парогенераторы играют главную роль в охлаждении активной зоны при нормальной эксплуатации и в переходных режимах, поэтому их целостность и подача питательной воды должны обеспечиваться при всех условиях. Целостность парогенераторов, обеспечивающих охлаждение активной зоны на реакторных установках с ВВЭР, может быть нарушена в результате подачи холодной аварийной питательной воды на коллекторы ПГ (п.5.3.2.) в случае обесточивания, т.к. блоки с ВВЭР-1000/320 (кроме АЭС Темелин) не имеют вспомогательных питательных насосов, запитанных от дизель-генераторов. Далее, подача питательной воды может быть снижена при повреждении плохо защищенных линий аварийной питательной воды в результате динамических эффектов. На Нововоронежской АЭС (блок с ВВЭР-1000/187 "малой серии") вспомогательная система питательной воды используется и в аварийных ситуациях, т.к. не имеется аварийной системы питательной воды.

Отвод остаточных тепловыделений в условиях холодного останова осуществляется через систему отвода остаточных тепловыделений. Теплообменники системы отвода остаточных тепловыделений охлаждаются водой из основной системы технической воды.

Отвод остаточных тепловыделений при LOCA на блоках с ВВЭР-1000 "малой серии" может быть ухудшен, т.к. все три резервные линии находятся в одном помещении под нижним перекрытием контейнмента и физически не разделены (п.5.3.3).

В отношении охлаждения топлива в условиях LOCA, на всех АЭС с ВВЭР-1000 обнаружены еще две проблемы. Большая течь из первого контура во второй (раздел 6.5) при разрыве коллектора парогенератора быстро приведет к заполнению парогенератора и главного паропровода, не аттестованного на нагрузку от горячей воды. Есть вероятность осуществления двух сценариев, которые могут привести к байпасу контейнмента и потере долгосрочного охлаждения из-за утечки теплоносителя ав первого контур окружающую среду. На всех блоках с ВВЭР-1000/320 разрыв паропровода перед БЗОК снаружи контейнмента, либо непосадка БРУ-А, не аттестованного на воду, не могут быть изолированы. Недостаточность аварийных эксплуатационных инструкций на случай подобных сценариев повышает риск повреждения активной зоны и выхода радиоактивности в окружающую среду. Данные запроектные сценарии и их последствия необходимо проанализировать.

Другие обнаруженные проблемы безопасности, потенциально способные ухудшить отвод остаточных тепловыделений в условиях LOCA, связаны с потенциальной возможностью засорения решеток фильтров в приямках и/или теплообменников изоляционным материалом, что помешает охлаждению топлива на стадии рециркуляции. Кроме того, на стадии рециркуляции один приямок вызывает риск потери недопустимого количества теплоносителя из контура циркуляции или за пределы контейнмента при пассивном отказе в самом приямке или на любой из трех линий между приямком и отсечным клапаном в контейнменте. Однако, ни ОПБ-88/97, ни NUSS не требуют применения критерия единичного отказа к пассивным системам. На блоках с ВВЭР-1000 "малой серии" имеется три приямка с одной линией всаса каждый.

Еще одной потенциальной причиной потери теплоносителя первого контура и байпаса контейнмента является повреждение теплообменников системы впрыска низкого давления. При этом теплоноситель первого контура может попасть в основную систему технической воды. Может произойти течь через уплотнение главного циркуляционного насоса (ГЦН), если целостность уплотнения при недостаточном охлаждении не обоснована. Российские специалисты сообщили об экспериментальном обосновании целостности уплотнения по допустимым протечкам при кратковременной работе в этих условиях; при долговременной работе обоснование проводится. Условия для отвода остаточных тепловыделений при запроектных авариях оказались недостаточными, а именно: отсутствует индикация уровня в корпусе реактора, нет измерительных приборов для мониторинга аварий, для управления аварийными ситуациями недостаточно электроснабжение. Кроме того, БЩУ и РЩУ недостаточно эргономичны, чтобы эффективно способствовать операторам в управлении аварийными ситуациями.

Удержание радиоактивных материалов



Pages:     | 1 || 3 | 4 |   ...   | 5 |

Похожие работы:

«Проверка одноточечной системы впрыска Самостоятельная проверка Многие виды проверки системы впрыска не доступны для автомобилистов-любителей, так как их невозможно сделать при отсутствии необходимых контрольно-и...»

«2 СОДЕРЖАНИЕ 1. Паспорт комплекта контрольно-оценочных средств.4 2. Результаты освоения учебной дисциплины, подлежащие проверке..5 3. Оценка освоения учебной дисциплины.8 3.1. Формы и методы оценивания.8 3.2. Комплект материалов для оценки уровня освоения умений и знаний..10 4. Компл...»

«Приложение к свидетельству № 55225 Лист № 1 об утверждении типа средств измерений Всего листов 10 ОПИСАНИЕ ТИПА СРЕДСТВА ИЗМЕРЕНИЙ Теплосчетчикирегистраторы БАТЫР Назначение средства измерений Теплосчетчики регистраторы БАТЫР (далее теплосчетчики) предназначены для измерений и регистрации количества теплоты, объемного и ма...»

«ЕПИСКОП ж ички HИKOЛAJ НАУКА О ЗАКОНУ (НОМОЛОГИJА) Београд 2002. СВЯТИТЕЛЬ НИКОЛАЙ СЕРБСКИЙ СооЗкн лвоаое номология МОСКВА Издательство Братства святителя Алексия Издательство ФЕОФАНИЯ ББК 86.372 Н 63 По благословению Высокопреосвященнейшего ПРОКЛА, арх...»

«ШвЩМЦ" ПИПЯФ8ПМ*ЗП1ЛЛЬР"1 Ц;ЩТФЦ1Ш1г ЗЬЦ^ЦЛФР ИЗВЕСТИЯ АКАДЕМИИ НАУК АРМЯНСКОЙ ССР 2 и г 1 ш { & ^[гштрзтЩЬг ш шш } 1 ш № 3, 1956 Общественные иаукк КРИТИКА И БИБЛИОГРАФИЯ Новые работы по вопросам тяжелой промышленности Коммунистическая...»

«1 Настоящее Положение разработано в соответствии с Федеральным законом "Об образовании в Российской Федерации" от 29 декабря 2012 г. № 273-ФЗ, Федеральным государственным образователь...»

«ОРГАНИЗАЦИЯ CAT ОБЪЕДИНЕННЫХ НАЦИЙ Конвенция против пыток Distr. GENERAL и других жестоких, бесчеловечных или унижающих достоинство видов CAT/C/JPN/CO/1/Add.1 5 November 2008 обращения и наказания RUSSIAN Original: ENGLISH КОМИТЕТ ПРОТИВ ПЫТОК РАССМОТРЕНИЕ ДОКЛАДОВ, ПРЕДСТАВЛЕННЫХ ГОСУДАРСТВАМИУЧАСТНИКАМИ В СООТВЕТСТВИИ СО С...»

«Козлов Л.Е., Никулина А.К. Имплементация региональной политики. 17 УДК332.145(470:571.6) КозловЛ.Е.,НикулинаА.К. KozlovL.E.,NikulinaА.K. ИмплементациярегиональнойполитикиРоссии наДальнемВостоке ImplementationofRussianregionalpolicyintheFarEast Дальний Восток является для правит...»

«Билет N 5 Ф.И.О_ Билет N 4 Ф.И.О_ Вопрос N 1 Тонкий стержень массы M0 = 1 кг и длины l = 60 см лежит на гладкой Вопрос N 1 На гладкой горизонтальной поверхности лежит тонкое кольцо. На него налетает другое такое же кольцо, скользящее по поверхности со скоростью v = 1 м/с и горизонтальн...»

«природнича музеологія УДК 069.02:55 Г. В. Анфимова, К. В. Руденко Национальный научно-природоведческий музей НАН Украины, ул. Б. Хмельницкого, 15, Киев, 01030 Украина, е-mail: galina-anfimova@rambler.ru; rena-li@ukr.net. К анализу палеонтологического собрания Геологич...»

«http://CentRegion.Com ПРИМЕНЕНИЕ КФС ПРИ ПРОВЕДЕНИИ ЭНЕРГОИНФОРМАЦИОННЫХ ИССЛЕДОВАНИЙ ДЛЯ ОЦЕНКИ ФУНКЦИОНАЛЬНОГО СОСТОЯНИЯ СИСТЕМ ОРГАНИЗМА Синяева Галина Леонтьевна, врач высшей категории, акушер-гинеколог, гомео...»

«2 Оглавление АННОТАЦИЯ 5 1. Цели и задачи учебной практики. Компетенции, формируемые в результате освоения. 5 2. Место учебной практики в структуре ОПОП 7 3. Формы, место и время проведения учебной практики 7 4...»

«ШЛИФМОТОР модель ПОЛИР 6.0 МАСТЕР Руководство по эксплуатации АВЕ 447.000.000 РЭ feedback@averon.ru 13-02 www.averon.ru НАНЕСЕННАЯ МАРКИРОВКА “Внимание! Смотри сопроводительные документы” необходимо предварительно изучить Руков...»

«Руководство пользователя проигрывателя Avigilon Control Center™ Версия 5.8.2 © 2006– 2016, Avigilon Corporation. Все права защищены. AVIGILON, логотип AVIGILON, AVIGILON CONTROL CENTER, ACC и HDSM,  являются товарными знаками Avigilon Corporation.Другие упомянутые здесь названия продуктов могут быть товарными знаками соответс...»

«Двигатели зил 375 руководство 25-03-2016 1 Приоткрывшее отвержение может перекрыться. Гипоэхогенный дисконт будет точить. Доброжелательно проталкивающееся общежитие аннулирует. Извиняюще громившее пеленгование забурело. Расстилающийся смертник не стыл. Полупустое мышлен...»

«Майер Р. В. Компьютерное моделирование: учеб.-метод. пособие для студентов педвузов НАЗАД ОГЛАВЛЕНИЕ ВПЕРЁД Глава 6 НЕПРЕРЫВНО-СТОХАСТИЧЕСКИЕ МОДЕЛИ При изучении систем массового обслуживания используются непрерывно-стохастические модели, которые также называются Q –схемами (от англ. queueing system) [5; 9]...»

«Радиосистема передачи извещений ПРОТОН УСТРОЙСТВО СОПРЯЖЕНИЯ ПРОТОН-ПС-А РУКОВОДСТВО ПО ЭКСПЛУАТАЦИИ ПРОТ.425540.300 РЭ УС ПРОТОН-ПС-А Руководство по эксплуатации Предприятие – изготовитель: ООО НПО Центр – Протон" 454003, г. Челябинск, ул. Салавата Юлаева, 29-А Телефоны: (351) 796-79-30, 796-79-31 Факс: (35...»

«Ольга НЕМЫТОВА Обезьяний пинчер Порода имеет большое значение. Даже для животных. У меня, например, собака имеет две породы. Она лабрадор и она стаф фордширский терьер (когда ей надо). Зовут ее Надя. Если бы у нее была одна порода, она бы стоила больших денег, а так это...»

«Инструкция. RS232. Подключение СКД PressurePro Pulse Требуемые инструменты, приборы, материалы Для подключения терминала GALILEOSKY (далее – терминал) необходимо иметь: 1. Электромонтажный инструмент. Рисунок 1 2. Компьютер на базе операционной системы "Windows" с установленной программой конфигурации терминалов GALILEOSKY – "Ко...»

«Справка о ситуации с объявлением конкурсов по ОВОС двух ГЭС в рамках проекта Всемирного банка MINIS в Монголии 22 сентября на сайте Всемирного банка появились пакеты конкурсной документации для тендеров на разработку ТЭО и ОВОС больших плотин в бассейне озера Байкал. Срок подачи за...»

«GPRS-Интернет 1. Настройка параметров GPRS на телефоне. Обычно настройка параметров GPRS на телефонах, поддерживающих функции GPRS и встроенного модема не представляет особых трудностей. Параметров, которые сообщает оператор, предоставляющий данную услугу, обычно вполне достаточ...»

«Вестник НГТУ им. Р.Е. Алексеева. "Управление в социальных системах. Коммуникативные технологии". III СОЦИАЛЬНАЯ КОММУНИКАЦИЯ: ФИЛОСОФСКИЙ ВЗГЛЯД УДК 141.132 О.Н. Багаева ОСОБЕННОСТИ ИНТЕРПРЕТАЦИИ ПРОБЛЕМЫ ОДИНОЧЕСТВА В УСЛОВИ...»

«Московский государственный университет имени М.В. Ломоносова Геологический факультет А.М. Никишин, О.А. Альмендингер, А.В. Митюков, Х.В. Посаментиер, Е.В. Рубцова ГЛУБОКОВОДНЫЕ ОСАДОЧНЫЕ СИСТЕМЫ: ОБЪЁМНЫЕ МОДЕЛИ, ОСНОВАННЫЕ НА 3D СЕЙСМОРАЗВЕДКЕ И ПОЛЕВЫХ НА...»

«Содержание I АНАЛИТИЧЕСКАЯ ЧАСТЬ..5 1 Общие сведения об образовательной организации.5 1.1 Наименование организации..5 1.2 Контактная информация..5 1.3 Миссия ПензГТУ..5 1.4 Система управления ПензГТУ.6 1.5 Планируемые результаты деяте...»

«УТВЕРЖДЕНО Председателем Территориальной экзаменационной комиссии по проверке и оценке необходимых знаний водителей автотранспортных средств, перевозящих опасные грузы в Красноярском крае (г. Красноярск) _ Ф.Г. Се...»










 
2017 www.book.lib-i.ru - «Бесплатная электронная библиотека - электронные ресурсы»

Материалы этого сайта размещены для ознакомления, все права принадлежат их авторам.
Если Вы не согласны с тем, что Ваш материал размещён на этом сайте, пожалуйста, напишите нам, мы в течении 1-2 рабочих дней удалим его.