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

Pages:     | 1 | 2 || 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 3 ] --

Снижение возможности выброса радиоактивного материала в нормальных условиях эксплуатации соответствует нормам на выбросы, принятым внутри страны. Не обнаружено недостатков в отношении топливной матрицы, целостности оболочки топлива, а также проектных и эксплуатационных условий, обеспечивающих сохранение в проектных пределах. Однако в третьем барьере обнаружились некоторые недостатки, связанные как со склонностью компонентов к повреждению, так и со средствами обеспечения целостности первого контура. Хотя и приняты некоторые меры для предотвращения риска холодной переопрессовки, защита от термоудара под давлением нуждается в постоянном совершенствовании, обеспечивая поддержание давления всегда ниже допустимого при любой температуре первого контура в условиях холодного останова.

Целостность корпуса реактора АЭС с ВВЭР-1000 признана очень важной проблемой безопасности, т.к. в материале сварных швов корпуса, расположенных напротив активной зоны, концентрация никеля относительно высока, что может привести к более высокой скорости охрупчивания и неприменимости расчетных формул; имеются недостатки в программе образцов-свидетелей (капсулы расположены сверху на корзине активной зоны в выходном потоке теплоносителя и неоднородном поле нейтронов с низким потоком); и в общем случае, имеются недостатки в полной оценке целостности корпуса реактора. Хотя целостность корпуса реактора и не представляет на настоящий момент непосредственной проблемы безопасности, она может превратиться в таковую ближе к концу срока службы. В этой связи необходимо отметить, что, из-за неподходящей геометрии (малое расстояние между сварным швом напротив активной зоны и патрубками) и склонности материала к термическому охрупчиванию, осуществимость отжига корпусов ВВЭР-1000 не установлена.

Целостность парогенераторов АЭС с ВВЭР-1000 является важной для безопасности проблемой и глубже обсуждается в п.5.3.2. Проблема эксплуатационного контроля является общей для всех ВВЭР, поэтому обсуждается в главе 6.

На основании результатов миссий МАГАТЭ и совещаний по анализу совместного влияния проблем на безопасность станции, была обнаружена потенциальная возможность байпаса контейнмента при нескольких аварийных сценариях. Все они возникают в результате указанных выше недостатков конструкции парогенератора и первого контура.

МАГАТЭ подчеркивает необходимость систематического анализа в рамках ООБ следующих сценариев LOCA с вероятностью байпаса контейнмента:

Большая течь из первого контура во второй в результате разрыва коллектора парогенератора (п.5.3.2) имеет вероятность байпаса контейнмента с выходом радиоактивного теплоносителя первого контура в окружающую среду через малое время, если произойдет непосадка БРУ-А или разрыв паропровода под действием нагрузки от горячей воды.

Подобная же ситуация может возникнуть на начальном этапе LOCA при поврежденных теплообменниках системы впрыска низкого давления.

Радиоактивный теплоноситель первого контура попадает в основную систему технической воды, обходя таким образом контейнмент.

При LOCA на стадии рециркуляции может произойти потеря теплоносителя в случае пассивного единичного отказа либо в приямке, либо в одной из трех линий всаса между приямком и отсечным клапаном в контейнменте. Подобный отказ также приведет к байпасу контейнмента.

Повреждение теплообменника замкнутого автономного контура главного циркуляционного насоса может привести к двухфазному истечению из автономного контура в замкнутый промежуточный контур охлаждения, не рассчитанный на такое давление. Следовательно, нельзя исключить разрыва замкнутого промежуточного контура охлаждения за пределами контейнмента.





МАГАТЭ в рамках работ по ВБП рассмотрело также наличие в проекте конструкционных и эксплуатационных возможностей управления тяжелыми ситуациями, включая предотвращение развития аварий и снижение последствий тяжелых аварий. Сценарии, которые могут повлиять на целостность контейнмента в условиях тяжелой аварии, связаны с быстрым возрастанием давления при сгорании водорода или долговременной переопрессовкой из-за потери теплоотвода в контейнменте.

5.2. ОБЗОР МЕРОПРИЯТИЙ ПО ПОВЫШЕНИЮ БЕЗОПАСНОСТИ

В 1995-1997 г. по заявке стран-членов МАГАТЭ оказало им содействие по проведению анализа программ повышения безопасности и модернизации.

Целью работ МАГАТЭ был анализ аспектов безопасности программ модернизации эксплуатирующихся и строящихся АЭС с ВВЭР-1000. Сборник проблем безопасности для "серийных" блоков с реакторами ВВЭР-1000/320 [9] использовался при этом в качестве основы. Были даны консультации по полноте и соответствию мероприятий по повышению безопасности соответствующим рекомендациям МАГАТЭ.

Анализы конкретной станции проводились группами из 7-8 международных экспертов, назначенных МАГАТЭ как из собственного персонала, так и из стран, участвующих в оценке реакторов ВВЭР-1000.

Деятельность МАГАТЭ

Обзор программ модернизации отдельных эксплуатирующихся АЭС:

Блоки 5-6 АЭС Козлодуй (июнь-июль 1995 г.) Для блоков 5-6 АЭС Козлодуй [112] отдельные мероприятия в программах модернизации различаются, а большинство описаний оказались недостаточными для подробного технического анализа. Несмотря на компенсирующие мероприятия, принятые по проблеме ввода стержней СУЗ, было рекомендовано добавить в программу модернизации осуществление основных мероприятий как только выявятся коренные причины проблемы. Даны рекомендации по периодическому проведению оценки целостности корпуса реактора, включая защиту от термоудара под давлением, исследованию сценариев с байпасом контейнмента и условий окружающей среды в помещениях, где находится оборудование безопасности для проведения модернизации.

Предлагаемые программы по системе контроля и управления и электрооборудованию оказались приемлемыми, однако даны дополнительные рекомендации до дальнейшему анализу надежности аварийного электроснабжения и указано на необходимость в рамках программы модернизации в первую очередь провести анализ пожароопасности.

Несмотря на то, что имеются намерения провести множество мероприятий по повышению безопасности, не было предложено параллельного с программами модернизации скоординированного плана или графика по достижению намеченных целей.

Блоки 1-2 Южно-Украинской АЭС (июль 1996 г.)

Миссия по анализу безопасности на блоки 1-2 Южно-Украинской АЭС [109] и технический визит во ВНИИ АЭС и на блок 5 Нововоронежской АЭС [110] подтвердили, что практически все проблемы безопасности, выявленные на АЭС с "серийным" ВВЭРуже существовали на АЭС с ВВЭР-1000 "малой серии". Большинство из них рассмотрено, по крайней мере частично, в долгосрочной программе повышения безопасности и других работах по повышению безопасности на Южно-Украинской АЭС.

Для снижения риска на АЭС, рекомендовано срочно решить проблему подверженности блоков "малой серии" отказам по общей причине из-за недостаточной независимости систем безопасности и их обеспечивающих систем, путем повышения степени их разделения и предотвращения внутренних воздействий. Руководству АЭС рекомендовано и в дальнейшем продолжать работы, направленные на усиление глубоко эшелонированной защиты путем снижения частоты событий, подготовку нового ООБ в соответствии с требованиями регулирующего органа, а также проведение независимого анализа ВАБ, разрабатываемого в качестве дополнения к детерминистскому анализу.

Обзор программ модернизации отдельных строящихся АЭС с серийным ВВЭРБлок 4 Ровеяской АЭС (октябрь 1995 г.) и блок 2 Хмельницкой АЭС (июнь 1996 г.) Заключения и рекомендации миссии экспертов МАГАТЭ для блока 4 Ровенской АЭС [113] помогли доработать первую редакцию программы модернизации блока 2 Хмельницкой АЭС [114], представленной в МАГАТЭ для анализа. Повышение возможности осуществления и эффективности мероприятий по улучшению безопасности строящихся АЭС рассматривались при анализе соответствующих украинских программ. Специалисты МАГАТЭ подчеркнули необходимость обеспечения достаточных запасов с учетом дополнительных механических нагрузок, которым подвергаются компоненты активной зоны при LOCA и/или землетрясении, чтобы предотвратить дальнейшее повреждение топливных сборок. В отношении проблемы охрупчивания корпуса реактора и его мониторинга, АЭС и регулирующему органу было рекомендовано тщательно рассмотреть варианты усовершенствования программы образцов-свидетелей перед принятием окончательных решений, чтобы обеспечить надежный мониторинг скорости охрупчивания корпуса реактора, не предусмотренный в текущем проекте.

Проблемы целостности коллекторов парогенератора и системы контроля и управления учтены должным образом. Станциям было рекомендовано продолжить работу по решению проблемы целостности паропроводов и трубопроводов питательной воды, по сценариям с байпасом контейнмента и, в особенности, по проблемам в сфере анализов аварий.

И последнее, но не с точки зрения важности:

миссии на обе площадки выявили необходимость в улучшении некоторых аспектов эксплуатационной безопасности на площадке, как то, ведение хозяйства, поддержание проектного назначения и работоспособности уже смонтированных систем и компонентов.

Блоки 1-2 АЭС Темелив (март 1996 г.)

АЭС Темелин, исходный проект которой выполнен с соответствии с действовавшими в бывшем Советском Союзе нормами, была первой АЭС с ВВЭР-1000, где, после проведения в 80-е годы целого ряда анализов, руководство станции приняло решение усовершенствовать проект на основе западных поставок. Распространение технологии и практики компании Westinghouse Electric на часть объема поставок, включая топливо, систему контроля и управления, радиологическую защиту и анализ аварий оказалось полезным при решении большого количества проблем в этих областях на АЭС с ВВЭР-1000/320. Во время миссии в марте 1996 г. [115] было установлено, что по всем проблемам безопасности, выявленным МАГАТЭ, приняты меры и программа составлена с учетом рекомендаций. Соединение восточноевропейской и западной технологии и практики и возможные проблемы совместимости, как представляется, были тщательно рассмотрены на АЭС Темелин. Можно сделать вывод, что руководство АЭС четко ориентировано на применение эксплуатационных программ, соответствующих эффективной западной практике эксплуатационной безопасности.

Руководству АЭС Темелин рекомендовано продолжить работы по повышению безопасности станции, обеспечивая необходимые финансовые и людские ресурсы, для своевременного завершения запланированных мероприятий. Руководству АЭС следует и в дальнейшем прилагать усилия по установлению строгой культуры безопасности среди всего персонала станции, усилить работу в направлении, обеспечивающем четкую и понятную на всех уровнях, вплоть до самого нижнего, ответственность за повышение безопасности. Руководство должно поощрять позицию, в соответствии с которой удовлетворение требованиям применяемых законов и норм является всего лишь одним элементом строгой культуры безопасности. Применение симптомно-ориентированных аварийных эксплуатационных инструкций должно значительно способствовать эффективному противостоянию непредвиденным событиям на АЭС. Для выполнения оптимальных действий в соответствии с аварийными эксплуатационными инструкциями, существует необходимость локально подавить некоторые автоматические действия защиты. Чешскому регулирующему органу необходимо рассмотреть данную проблему в свете требований национальных норм. При вводе в эксплуатацию и начальном периоде работы следует проводить тщательный мониторинг систем и компонентов, в которых задействованы новые проектные методологии или оборудование нового типа, для снятия показателей работы, которые могут быть использованы для обоснования безопасности конструкции.

Однако, еще требуется приложить значительные усилия для успешного выполнения запланированных программ.

Общая типовая программа MOXT-EdF (март 1996 г.) По предложению Министерства по атомной энергии Российской Федерации в марте 1996 г. в Вене было собрано совещание консультантов МАГАТЭ для анализа общей типовой программы модернизации АЭС с ВВЭР-1000/320, основанной на российской концепции повышения безопасности эксплуатирующихся ВВЭР-1000. На совещание присутствовали около 20 восточноевропейских и западных экспертов, включая сотрудников МАГАТЭ. Типовая программа была создана специалистами российских организаций-разработчиков реакторов ВВЭР-1000/320, объединенных в консорциум МОХТ, при сотрудничестве со специалистами EdF, с целью учета изменений требований и норм безопасности, имевших место с момента разработки исходного проекта, эксплуатационного опыта, а также результатов ВАБ и международной экспертизы безопасности ВВЭР. Программа предназначалась в качестве типовой для подготовки программ модернизации эксплуатирующихся или строящихся АЭС с ВВЭР-1000/320 в Болгарии и на Украине, этих странах. Программа MOXT-EdF представляет собой комплекс мероприятий, сгруппированных по приоритетам, и направленных на решение проблем общей безопасности и готовности в области конструкции и эксплуатации. Документ рассматривается авторами в качестве типового, т.е. дающего основные рекомендации, позволяющие операторам разработать конкретные и осуществимые программы модернизации АЭС с ВВЭР-1000/320 с учетом станционных характеристик, требований национальных органов и наличия средств.

Анализ типовой программы MOXT-EdF показал, что рекомендации МАГАТЭ и Riskaudit приняты во внимание и, следовательно, программа учитывает большинство выявленных проблем безопасности. Сборник проблем безопасности для АЭС с ВВЭРоказал значительное влияние на разработку программы. Внедрение типовой программы MOXT-EdF с учетом условий конкретной станции, включая несколько мероприятий в дополнение к рекомендованным МАГАТЭ, внесет большой вклад в повышение безопасности этих АЭС. Главные проблемы безопасности, такие как ввод стержней СУЗ/деформация топливных сборок, слабые места в электрической части и системе контроля и управления, учтены в мероприятиях. Выданная по результатам проверки рекомендация МАГАТЭ об изменении программы образцов-свидетелей в вопросе расположения контейнеров для всех строящихся АЭС (например, АЭС Темелин), учтена в последующей редакции общей типовой программы.

Достижения

Сборник проблем безопасности для АЭС с типовыми ВВЭР-1000/320, а также другие источники, широко использовался в заинтересованных странах-членах при разработке и усовершенствовании собственных программ повышения безопасности и модернизации. Кроме этого, западные страны и организации воспользовались Сборником проблем безопасности при предоставлении помощи заинтересованным странам-членам. Общий вывод из всех работ МАГАТЭ по анализу программ повышения безопасности состоит в том, что абсолютное большинство проблем безопасности в области конструкции и эксплуатации, перечисленных в Сборнике проблем безопасности для АЭС с ВВЭР-1000/320, учтены предложенными мероприятиями в рамках программ модернизации.

Ряд мероприятий нуждается в доработке и необходимо добавить несколько новых для того, чтобы учесть некоторые рекомендации МАГАТЭ.

При проведении анализов было признано всеми, что предложенные усовершенствования в рамках программ модернизации необходимо изучить по отдельности и вместе на предмет негативного влияния на объединенный план мероприятий по повышению общей безопасности.

Когда в 1996 г. была начата разработка Сборника проблем безопасности для АЭС с ВВЭР-1000 "малой серии", соответствующие блоки имели возможность воспользоваться Сборником проблем безопасности серийного ВВЭР-1000/320 для повышения безопасности на своих установках, как отражено в документе о статусе конкретных АЭС [111], а также для разработки собственных программ модернизации.

Работы МАГАТЭ по Сборникам проблем безопасности АЭС с ВВЭР-1000 и анализу программ модернизации внесли вклад в разработку общей типовой программы MOXT-EdF по модернизации эксплуатирующихся и строящихся АЭС с ВВЭР-1000/320.

Перспективы В общем случае программы модернизации с целью повышения безопасности оказались хорошо разработанными и структурированными в отношении проблем, связанных с конструкцией. Их осуществление внесет большой вклад в повышение безопасности АЭС. Однако степень детализации отдельных мероприятий и большинство описаний нуждаются в дальнейшей доработке. Потребуются значительные усилия для успешного осуществления запланированных программ.

Руководству АЭС на местах следует также рассмотреть возможность объединения различных параллельных работ по повышению безопасности в одну всеобъемлющую программу модернизации; это могло бы способствовать обеспечению ясности, согласованности с регулирующими органами по мероприятиям, необходимым для продления лицензии, и обоснования финансовой поддержки.

Опыт решения проблем на эксплуатирующихся АЭС и успехи в выявлении коренных причин таких проблем, как надежность ввода стержней СУЗ (п.5.3.1), необходимо тщательно отслеживать и пересматривать программы модернизации для повышения их эффективности, принимая во внимание международное содействие.

5.3. НЕКОТОРЫЕ ПРОБЛЕМЫ БЕЗОПАСНОСТИ

53.1. Надежность ввода стержней СУЗ Превышения проектного времени падения (4 с) стержней СУЗ и, в некоторых случаях, даже застревание стержней на промежуточных позициях в активной зоне, имели место в практике.

Такие события происходили в начале 90-х на большинстве российских и украинских АЭС с ВВЭР-1000 на третьем году работы топливных сборок в реакторе. В 1994 г. на блоке 6 АЭС Козлодуй в Болгарии, работающем с двухгодичной кампанией топлива, также произошло событие с превышением времени падения стержня СУЗ.

Непосредственной причиной было признано повышенное трение стержней в направляющих каналах из-за изгиба топливной сборки.

Ненадежный ввод органов регулирования влияет на возможность останова реактора. Изменение величин водных зазоров, связанное также и с искривлением топливных сборок, приведет повышению локальной плотности тепловыделения при нормальных условиях эксплуатации. При событии, связанном с вводом в активную зону положительной реактивности, задержка ввода органов регулирования или их застревание может стать причиной недостаточного снижения пикового уровня мощности и ухудшить охлаждение топлива и также привести к переходному режиму с высоким скачком давления в первом контуре.

Данная проблема не распространяется на блок 5 Нововоронежской АЭС, где топливные сборки имеют другую конструкцию и обеспечены внешним чехлом, повышающим жесткость сборки на изгиб.

На АЭС Темелин проблема представляется необходимым образом учтенной за счет проведенных и планируемых мероприятий по внедрению технологии компании WEC.

Деятельность МАГАТЭ В 1995 г. было собрано совещание, специально посвященное надежности ввода органов регулирования СУЗ [108]. Целями совещания были обмен международным опытом и нормативными требованиями для проведения анализа промежуточных мероприятий, принятых в странах-членах для продолжения эксплуатации, включая проведенные или планируемые реконструкции, а также обсуждение состояния дел в исследовании коренных причин проблемы. Было рекомендовано тщательно следить за рабочими показателями топливных сборок и, по крайней мере по трехлетнему опыту эксплуатации, выяснить, действительно ли повышенные осевые нагрузки являются основной причиной изгиба сборок, как предположено российским разработчиком.

Российским проектным и исследовательским организациям было рекомендовано продолжить изучение сложного механизма, приводящего к изгибу топливных сборок после двух-трех лет эксплуатации, чтобы обеспечить работу сборок имеющейся конструкции при различных условиях, а также разработать новые конструкции.

Предварительные мероприятия для продолжения эксплуатации АЭС, проведенные на реакторах ВВЭР-1000 Украины, были проанализированы и поддержаны группой экспертов миссии МАГАТЭ по анализу безопасности на Запорожскую АЭС [116] в 1994 г. Анализ проблем активной зоны на АЭС Темелин проводился с учетом изменения конструкции топливных сборок, проведенного фирмой WEC [115].

Для отслеживания прогресса в решении этой проблемы с 1995г., в ноябре 1998г.

было собрано техническое совещание по проблеме падения управляющих стержней на АЭС с ВВЭР-1000 (отчет находится в стадии подготовки). На совещании также проанализированы влияние на безопасность изменения водных зазоров из-за прогиба тепловыделяющих сборок и проведенные мероприятия.

Достижения

На реакторах ВВЭР-1000 имеется обширный опыт по проведению компенсирующих мероприятий, касающихся непосредственных причин. Этот опыт демонстрирует существенное улучшение ситуации с задержкой или неполным вводом управляющих стержней. Несмотря на то, что данные компенсирующие мероприятия повысили безопасность АЭС, вскрылись некоторые негативные моменты, главным образом связанные с экономичностью топлива. Коренной причиной прогиба тепловыделяющей сборки, приводящего к задержке ввода управляющих стержней и изменению водных зазоров, оказались радиационная ползучесть или релаксация при повышенных механических нагрузках, возникающих при неправильном монтаже верхнего блока. Современный опыт проведения корректирующих мероприятий, связанных с изменением конструкции твэлов и тепловыделяющих сборок и направленных на устранение коренной причины, недостаточен для суждения о полном решении проблемы в результате данных мероприятий.

В настоящее время влияние этой проблемы на безопасность считается низким, т.к. промежуточные мероприятия уже проведены, долгосрочные корректирующие мероприятия проводятся, глубоко эшелонированная защита обеспечивается конструкцией реактора и остается достаточный коэффициент запаса. Тем не менее, следует продолжить сбор данных по проблеме и внедрение корректирующих мероприятий.

Увеличение водных зазоров, связанное с прогибом тепловыделяющих сборок, до величины выше проектной, оказалось обычным явлением на многих реакторах ВВЭРа также и на PWR. Ряд российских институтов, во главе с ОКБ "Гидропресс", разрабатывают так называемую "обобщенную методологию" по решению проблемы водных зазоров. В ней приводится общий лицензионный случай путем добавления к имеющейся проектной основе большого количества станционных данных по прогибу тепловыделяющих сборок, собранных на реакторах ВВЭР-1000. Этот общий лицензионный случай избавит от необходимости проводить обоснования безопасности после перегрузки топлива, зависящие от цикла, что в настоящее время выполняется на всех блоках с увеличенными водными зазорами.

Имеющийся к настоящему времени опыт указывает на возможность снижения до приемлемого уровня влияния водных зазоров на безопасность, с точки зрения эксплуатации АЭС.

Перспективы Для решения обеих проблем, связанных с прогибом тепловыделяющих сборок, а именно, задержки ввода стержней СУЗ и увеличенных водных зазоров, необходимо повысить длительную жесткость топливных сборок и активной зоны в целом, соответственно.

За последние несколько лет подобные события с задержкой ввода или застреванием управляющих стержней наблюдались на некоторых PWR в Швеции, США, Франции, Испании и Бельгии. Основной механизм всех этих событий, включая таковые на АЭС с ВВЭР-1000, одинаков и рассматривается как следствие недостаточного обоснования безопасности существующих и вновь разрабатываемых топливных сборок для продленных кампаний. Критерии безопасности топлива и методы, применяемые в настоящее время к существующим и новым конструкциям сборок для продленных кампаний, пересматриваются для западных PWR оперативной группой в CSNI WG2. Эта тема, касательно топлива для реакторов ВВЭР, включена в программу МАГАТЭ по ядерной безопасности на 1999-2000 г.г.

5.3.2. Целостность парогенератора

На основании накопленного опыта эксплуатации и оценки последствий отказов, целостность парогенераторов АЭС с ВВЭР-1000, в частности коллекторов парогенераторов, была признана важной проблемой, значительно влияющей на безопасность. На 25-ти эксплуатирующихся парогенераторах АЭС с ВЭР-1000 при работе образовались трещины в холодном коллекторе. В трех случаях нарушение целостности перемычек было обнаружено по повышению активности котловой воды парогенератора в результате протечки из первого контура во второй. Во всех других случаях повреждения были обнаружены при эксплуатационном контроле во время ППР.

Повреждение коллектора первого контура привлекло дополнительное внимание к безопасности АЭС с ВВЭР-1000. Вследствие этого, были приложены значительные усилия для выявления коренных причин повреждения и разработки и проведения компенсирующих и корректирующих мероприятий.

Для каждой эксплуатирующейся АЭС на всех парогенераторах были проведены конкретные компенсирующие и корректирующие мероприятия, во всех случаях эффективные, кроме холодного коллектора парогенератора на Балаковской АЭС, на котором в 1995 г. были обнаружены дальнейшие повреждения. Этот отдельный коллектор парогенератора был отремонтирован и эксплуатируется. Следует отметить, что, например, блок 1 Калининской АЭС работает с первоначально поставленными парогенераторами, на которых проведены только некоторые корректирующие мероприятия.

Деятельность МАГА ТЭ В рамках Внебюджетной программы МАГАТЭ по безопасности эксплуатирующихся и строящихся АЭС с ВВЭР-1000 в Центральной и Восточной Европе по данной теме были проведены три совещания: в мае 1993 г, ноябре 1993 г. и в сентябре 1995 г. Был подготовлен отчет о целостности парогенераторов АЭС с ВВЭРгде собрана вся имеющаяся информация по проблеме и особое внимание уделено повреждению холодных коллекторов парогенераторов. В отчете сделано заключение, что растрескивание коллекторов парогенераторов остается проблемой, влияющей на безопасность. Исследования повреждений создали основу для разработки компенсирующих мероприятий, которые до настоящего момента были эффективными с точки зрения обеспечения проектных основ безопасности. Однако, механизмы повреждения еще необходимо оценить количественно и следует продолжать уделять внимание как конструкционным, так и эксплуатационным аспектам. В отчете также отмечается, что российские и чешские специалисты выбрали различные подходы к решению проблемы и обмен информацией мог бы оказаться полезным для будущих работ.

Соответствующие проблемы были также рассмотрены в рамках работ по протечкам из первого контура во второй, представленных в разделе 6.5 настоящего отчета.

МАГАТЭ в рамках Внебюджетной программы организовало в 1997 г. в Китае рабочий семинар, посвященный повышению безопасности парогенераторов АЭС с ВВЭР-1000 [118], с целью оказания содействия Китаю в оценке безопасности Ляньюньганской АЭС.

Кроме общей деятельности, проблема рассматривалась на уровне отдельных станций на протяжении всей программы в ходе миссий по анализу безопасности, миссий по анализу программ повышения безопасности и технических визитов на отдельные станции (см. отчеты по миссиям).

Достижения

Деятельность МАГАТЭ по данной теме обеспечила форум для обмена опытом и способствовала согласованию на международном уровне требуемых мероприятий.

Разработанные корректирующие мероприятия учтены в проекте модернизированного парогенератора для АЭС с ВВЭР-1000. Пять парогенераторов модернизированной конструкции в настоящее время эксплуатируются: на блоке 2 Южно-Украинской АЭС с мая 1991 г (четыре парогенератора), на блоке 1 Южно-Украинской АЭС - с июня 1991 г. (один парогенератор). На других эксплуатирующихся АЭС корректирующие мероприятия находятся на различной стадии проведения. Полученные к настоящему времени результаты говорят о малой вероятности катастрофического разрушения коллектора (т.е. коллектор ведет себя в соответствии с концепцией "течь перед разрушением").

Перспективы Следует указать, что очень важно продолжать усовершенствование эксплуатационного контроля, контроля и мониторинга водно-химического режима, а также разработать и внедрить современные системы мониторинга состояния и обнаружения протечки (из первого контура во второй). Возможно, потребуется замена предохранительных клапанов второго контура на аттестованные на воду и пароводяную смесь.

533. Уязвимость систем безопасности и обеспечивающих систем АЭС с ВВЭР-1000 "малой серии" На блоках с ВВЭР-1000 "малой серии" основной проблемой признано недостаточное физическое разделение и функциональное изолирование наиболее важных компонентов САОЗ и ее обеспечивающих систем. Это может привести к потере управления, т.е. к потере основных функций безопасности, при отказах по общей причине:

• Пожар или затопление помещения САОЗ могут привести к потере всего оборудования, необходимого для нормального останова, и вся САОЗ будет в опасности из-за неблагоприятных условий окружающей среды при LOCA плюс пассивный единичный отказ в долговременной фазе аварии.

Другая проблема состоит в том, что конструкция системы реакторной защиты блоков с ВВЭР-1000 "малой серии" отличается от ВВЭР-1000/320.

Технологическая часть системы реакторной защиты состоит только из одного комплекта защиты, что не соответствует критерию единичного отказа, и невозможно провести его испытания при работе реактора, как это требуют принятые национальные нормы и международная практика.

Деятельность МАГАТЭ

В августе 1997 г. в рамках регионального европейского проекта технического сотрудничества по содействию в проведении оценки безопасности АЭС, RER/9/046, было собрано техническое совещание, посвященное физическому и функциональному разделению систем безопасности реакторов ВВЭР-1000, в котором принимали участие специалисты из восточноевропейских и западных стран.

В ноябре 1998г. на Калининскую АЭС проведен технический визит экспертов МАГАТЭ.

Достижения Совещание МАГАТЭ по проблеме независимости систем безопасности и их обеспечивающих систем выдало рекомендации по определению влияния на безопасность отказов по общей причине и мероприятиям для решения проблем. На совещании в необходимом объеме рассматривались АЭС с ВВЭР всех поколений [119].

На блоке 1 Южно-Украинской АЭС установлена система реакторной защиты из двух комплектов и в ППР-98 планируется ее установка на блоке 2.

Перспективы Проблема безопасности "Физическое и функциональное разделение САОЗ" (S16) классифицирована по категории III [111], т.к. наиболее важные компоненты САОЗ, расположенные в одном помещении, разделены пожарными перегородками.

Риск отказа всей САОЗ по причине неблагоприятных условий окружающей среды в случае LOCA и при допущении пассивного единичного отказа на длительной фазе аварии был оценен как невысокий, принимая во внимание ограниченную возможность затопления и проведенные мероприятия по повышению надежности САОЗ.

Пока проводится систематический анализ для определения усовершенствований на длительную перспективу, можно осуществлять мероприятия по повышению безопасности АЭС. На основании опыта западных АЭС и других работающих ВВЭР, некоторые компенсирующие мероприятия с явным положительным эффектом могут быть проведены в короткое время при относительно малых затратах. МАГАТЭ настоятельно рекомендует реализовать планы по закрытию люков 2x3 м в пожарных перегородках на Калининской АЭС. Данные мероприятия следует проводить параллельно с более расширенным анализом (например, ВАБ для Калининской и 5 блока Нововоронежской АЭС). Из-за ограниченных ресурсов для проведения модернизации, следует выбирать те корректирующие мероприятия, которые обеспечивают большую эффективность в смысле повышения безопасности от их внедрения в сравнении с затратами на их проведение.

Было также отмечено, что на АЭС с ВВЭР-1000/320 отсутствие разделения в системе вентиляции заслуживает большего внимания, чем уделялось данной проблеме до сих пор.

53.4. Сейсмобезопасность С точки зрения строительных конструкций, АЭС с ВВЭР-1000 спроектированы лучше, чем АЭС с ВВЭР-440. Кроме того, в исходном проекте сейсмические нагрузки учитывались по минимуму.

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 блокам 5-6 АЭС Козлодуй и АЭС Темелин.. Виды услуг (анализы, миссии по результатам анализов и рабочие семинары) для этих трех станций, оказанных в период с 1990 по 1997 г.г., приведены ниже.

ТАБЛИЦА 5.2. СЕМИЛЕТНИЙ ИТОГ РАБОТ МАГАТЭ ПО АНАЛИЗУ

БЕЗОПАСНОСТИ ПЛОЩАДКИ И СЕЙСМИЧЕСКОЙ БЕЗОПАСНОСТИ НА

ВОСТОЧНОЕВРОПЕЙСКИХ АЭС

Количество услуг (1990-96 г.г.) Страна АЭС W S SI SC Козлодуй, Болгария 2 "" 1 блоки 5-6 Темелин 2 4 Чешская Республика W: Рабочий семинар, рабочие планы и технические инструкции.

S: Анализ безопасности площадки.

SI: Анализ силы сейсмоудара и тектонической устойчивости.

SC: Анализ сейсмоустойчивости.

Технические задания для этих АЭС к настоящему времени пока не подготовлены.

До 1994 г. МАГАТЭ участвовало в работах по изучению сейсмобезопасности (и вообще по проблемам площадки) АЭС Темелин. Исходным проектным землетрясением для этой АЭС было 0.06 g. Пересмотренная величина составляет O.lg (рекомендуемая минимальная величина в правилах МАГАТЭ Safety Guide 50-SG-S1, Rev. 1). МАГАТЭ не анализировало результаты пересмотра силы сейсмоудара на площадке и сейсмостойкости АЭС Темелин. Сила сейсмоудара на площадке блоков 5-6 АЭС Козлодуй пересмотрена до 0.2g (как и для блоков 1-4) с широкополосным спектром ответа. Исходным проектным землетрясением для блоков 5-6 было O.lg.

Сейсмостойкость этих блоков была проанализирована в рамках ВАБ при сейсмическом воздействии. Но следует отметить, что в этом ВАБ не вычислены частоты повреждения активной зоны. Недавно АЭС Козлодуй запросила МАГАТЭ провести разработку Технического задания для блоков 5-6. Выполнение ожидается через два года.

Основные проблемы, выявленные в отношении АЭС с ВВЭР-1000, можно свестик следующим:

1. Исходная и пересмотренная величины силы сейсмоудара на площадке отличаются, но гораздо в меньшей степени по сравнению с ВВЭР-440. Возможно это связано с тем, что АЭС с ВВЭР-1000 являются сравнительно более современными и сейсмические проблемы при их проектировании рассмотрены более полно.

2. Строительные конструкции АЭС с ВВЭР-1000 гораздо надежнее, чем АЭС с ВВЭР-440 и, в общем случае, не представляют главной проблемы, однако использование сборных бетонных конструкций, а также предварительное напряжение конструкции контейнмента, необходимо проанализировать.

3. Проблема, касающаяся документации, та же, что и для АЭС с ВВЭР-440, хотя во время проведения координационно-исследовательской программы "Сравнительное изучение анализа сейсмостойкости и испытаний АЭС с ВВЭР" выполнена значительная работа по ее преодолению. Блоки 5-6 АЭС Козлодуй были среди прототипов для данной программы.

4. Проблема опор и креплений схожа с таковой для АЭС с ВВЭР-440.

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

Для АЭС Козлодуй определена новая величина, равная 0.2 g с широким спектром ответа.

Для АЭС Темелин говорится о величине 0.1 g. Данная величина не проанализирована МАГАТЭ.

Кроме проверки частично завершенного ВАБ блоков 5-6 АЭС Козлодуй, МАГАТЭ не участвовало в анализе проведенных работ (если таковые проводились вообще) по другим вопросам (т.е. раскрепление, строительные модификации, аттестация оборудования), за исключением работ, выполненных в рамках координационно-исследовательской программы "Сравнительное изучение анализа сейсмостойкости и испытаний АЭС с ВВЭР".

–  –  –

Технического задания.

Работы, проведенные в рамках координационно-исследовательской программы "Сравнительное изучение анализа сейсмостойкости и испытаний АЭС с ВВЭР" Определение и классификация систем, необходимых для безопасного останова Изучение исходных норм проектирования, приемочных критериев, комбинаций нагрузок Сравнительное исследование стандартов сейсмического проектирования Динамический анализ строительных конструкций блоков 5-6 АЭС Козлодуй Полномасштабные испытания обдувом блоков 5-6 АЭС Козлодуй Испытания на качающемся концентрационном столе некоторых компонентов блоков 5-6 АЭС Козлодуй Испытания компонентов на площадке блока 5 АЭС Козлодуй Обработка данных о ранее проводившихся испытаниях компонентов Обработка данных об истории землетрясений Оценка предварительного напряжения свода контейнмента блоков 5-6 АЭС Козлодуй Анализ напряжений в имеющих отношение к безопасности трубопроводах АЭС Козлодуй Анализ подземных трубопроводов блоков 5-6 АЭС Козлодуй

6. ОБЩИЕ ПРОБЛЕМЫ БЕЗОПАСНОСТИ АЭС С ВВЭР

МАГАТЭ выделило проблемы безопасности, общие для АЭС со всеми типами ВВЭР. Для обмена информации и выдаче рекомендаций по решению данных общих проблем безопасности, в рамках ВБП и некоторых проектов технического сотрудничества проводились совещания консультантов.

6.1. КЛАССИФИКАЦИЯ И АТТЕСТАЦИЯ КОМПОНЕНТОВ И СИСТЕМ

В существующем проекте ВВЭР компоненты и системы классифицируются по их функциям в соответствии с требованиями ОПБ-73 и ОПБ-82, т.е. системы нормальной эксплуатации, защитные системы безопасности, локализующие системы безопасности и обеспечивающие системы безопасности. Классификации по влиянию на безопасность, т.е. по классам безопасности в соответствии с требованиями ОПБ-88 NUSS, не было.

Классификация систем в соответствии с "Основными положениями обеспечения безопасности атомных станций" (ОПБ-88) проведена на 3-4 блоках Кольской АЭС в 1990г., а на 1-2 блоках в 1994г. (главный проектировщик - "Атомэнергопроект", СПб.) Что касается классификации по качеству и сейсмической классификации, нормы ПН АЭ Г-7-008-89 и ПН АЭ Г-5-006-87 были выпущены только в 1989 г. и в 1987 г., соответственно.

Многие АЭС с ВВЭР-1000 ввели в ООБ классификационные списки, включавшие классификацию по влиянию на безопасность, качеству и сейсмике компонентов и систем, важных для безопасности. Однако, полностью обосновано не было, что данные классифицированные компоненты и системы аттестованы на сейсмические условия и условия окружающей среды в режимах эксплуатации, включая МПА. Как показали анализы безопасности, подобная практика аттестации компонентов и оборудования, важных для безопасности, либо недостаточна, либо не вполне очевидна.

Пример: аттестация электрооборудования и системы контроля и управления, включая разъемы кабелей, на условия LOCA. Разъемы внутри контейнмента АЭС с ВВЭР не способны выдержать крайне неблагоприятные условия окружающей среды при LOCA и, следовательно, имеют высокую вероятность повреждения.

Другой пример: такие системы и компоненты, важные для безопасности, как системы вентиляции, система технической воды, пожарные насосы, индицирующие и записывающие приборы не аттестованы на сейсмические нагрузки. Их функциональная способность при востребовании в условиях сейсмического воздействия остается под вопросом.

Деятельность МАГАТЭ На совещаниях консультантов в 1994 г. [3] и в 1996 г. [123] было проведено сравнение трех российских стандартов, определяющих классификацию по безопасности [120], классификацию по качеству [121] и сейсмическую классификацию [122], со стандартами NUSS МАГАТЭ.

Миссии ВБП выдали рекомендации АЭС, осуществляющим переход с классификации компонентов и систем по исходной российской системе на стандарты NUSS МАГАТЭ. Например, на АЭС Пакш практика классификации отличалась от рекомендованной МАГАТЭ; системы классифицировались в соответствии с функцией безопасности, которую они могли бы выполнить, тогда как рекомендации МАГАТЭ устанавливают, что класс безопасности 1 или 2 включает системы, необходимые для выполнения определенной функции безопасности. Это привело к излишнему количеству систем и компонентов классов безопасности 1 и 2, что, соответственно, потребовало большой работы и длительного времени, необходимых для аттестации оборудования АЭС. Рекомендации миссии ВБП помогли прояснить ситуацию, так что процесс аттестации оборудования ускорится.

Достижения

Результаты сравнения показали, несмотря на одинаковые концепции, имеется различие между российскими нормами и стандартами NUSS МАГАТЭ. Определения классов безопасности, принятые в российских нормах, отличаются от стандартов NUSS.

Некоторые элементы, важные для безопасности, такие как стержни СУЗ, внутрикорпусные устройства, механические и электрические части внутри компонентов, корпуса компонентов из неметаллических материалов, опоры и подвески трубопроводов, уплотняющие сальники и т.д. не рассматриваются и не определены в российских нормах качества. По электрооборудованию и системе контроля и управления класса безопасности, а также вентиляционной системе класса безопасности, в нормативном документе нет стандартов качества. Имея в виду эти предварительные результаты, следовало бы провести более тщательное сравнение российских норм качества с международно признанными нормами для выяснения уровня качества компонентов и оборудования.

Ретроспективный анализ классификации компонентов и систем на АЭС с ВВЭР либо запланирован, либо проведен в рамках программ повьппения безопасности. Анализ распространялся на механическое, а также электрическое оборудование и систему контроля и управления. После анализа классификации будут разработаны необходимые мероприятия по усовершенствованию. Инструкции по обслуживанию, обследованию и эксплуатационному контролю следует изменить в соответствии с требованиями классификации. Многие АЭС с ВВЭР планируют проверить аттестацию оборудования, включая сейсмическую аттестацию, в рамках своих программах повьппения безопасности.

На эксплуатирующихся блоках с ВВЭР усовершенствованы отдельные системы и оборудование. На АЭС Темелин классификация компонентов проведена в соответствии с декретом регулирующего органа и соответствует классификации МАГАТЭ. На станции началось осуществление всеохватывающего проекта аттестации оборудования.

На блоках 1-2 Ровенской АЭС усовершенствована система реакторной защиты:

установлено цифровое оборудование, соответствующее современным стандартам.

Усовершенствованы кабельные разъемы на блоке 5 АЭС Козлодуй и проводятся работы в этом направлении на других блоках. На АЭС Ловииса классификация по безопасности введена STUK в 1982 г. Система контроля и управления была аттестованы на этапе строительства АЭС Ловииса и, с ростом требований по результатам текущих анализов безопасности АЭС, постоянно устанавливается новое оборудование. Ранее проведенные испытания на АЭС Ловииса выявили много дефектного оборудования, например, потребовалось заменить несколько сотен клапанов по причине их отказа при проведении аттестации.

Перспективы Результаты пересмотра классификации компонентов и систем АЭС с ВВЭР по качеству, надежности, обслуживанию, обследованию и эксплуатационному контролю необходимо оценить и внедрить.

Так как проводится множество работ по классификации и аттестации оборудования на АЭС с ВВЭР, МАГАТЭ продолжит обеспечивать форум для обмена опытом и осуществлять обработку информации о ходе работ на конкретных АЭС.

6.2. ЦЕЛОСТНОСТЬ КОРПУСА РЕАКТОРА И ЕЕ ОЦЕНКА

Корпус реактора является особым компонентом, целостность которого должна обеспечиваться на протяжении всего срока службы АЭС, т.к. не имеется реальных мер ограничения последствий катастрофического разрушения корпуса. Целостность корпуса реактора обеспечивается его несущей способностью по отношению к действующим нагрузкам, которые могут возникнуть при эксплуатации. Несущая способность корпуса реактора снижается в процессе эксплуатации из-за эффектов старения материала, в частности, в результате охрупчивания под действием нейтронного облучения. Нагрузки, подлежащие рассмотрению при оценке целостности корпуса реактора, главным образом связаны с событиями, приводящими к термоудару под давлением.

Деятельность МАГА ТЭ

–  –  –

В рамках Внебюджетной программы МАГАТЭ проблеме целостности уделялось систематическое внимание с самого начала.

На основании рекомендаций Консультационной Группы и Управляющего Комитета, а также с целью оказания помощи странам, эксплуатирующим АЭС с ВВЭР, МАГАТЭ предприняло действия в нескольких направлениях, связанных со свойствами материала, анализами термоудара под давлением и на аттестацией эксплуатационного контроля.

Для содействия в определении свойств материалов, в 1995 г. начата подготовка сопоставительных экспериментов по облучению, охрупчиванию, отжигу и повторному охрупчиванию металла сварного шва корпуса реактора ВВЭР-440/230 [85] с целью создания базы данных, которую можно было бы использовать для оценки надежности данных по материалам, используемым при оценке целостности корпуса реактора. Эта работа переведена на финансирование из регулярного бюджета МАГАТЭ и в настоящее время осуществляется как Координационно-исследовательская программа МАГАТЭ. В программе принимают участие организации из Бельгии, Болгарии, Чешской Республики, Финляндии, Франции, России и Словакии.

Для обеспечения согласованной основы для проведения анализа термоудара под давлением было разработано специальное руководство [20], посвященное выполнению оценки термоудара на корпус реактора, необходимой для обоснования целостности корпуса реактора АЭС с реакторами типа ВВЭР. В руководстве даются рекомендации по таким отдельным элементам оценки термоудара, как приемочные критерии, методы анализа, компьютерные коды, используемые допущения и по обеспечению качества.

Следует отметить, что оценка термоудара является комплексной задачей и включает выбор и классификацию подлежащих рассмотрению исходных событий, теплогидравлический расчет, анализ конструкционной прочности, включая оценку механики разрушения, определение свойств материала и расчеты нейтронных полей.

Назначение руководства состоит в том, чтобы установить набор рекомендаций для оценки термоудара, основанный на современных подходах, отражающих практику, эксплуатационный опыт и результаты НИОКР в странах-членах.

ПО В соответствии с руководством, оценка термоудара под давлением учитывает переходные режимы и аварии, которые следует рассмотреть при проектировании реактора. Назначение данной оценки - дать приемлемо консервативное обоснование целостности корпуса реактора с использованием реалистических методов моделирования с консервативными допущениями, начальными и граничными условиями, а также соответствующими коэффициентами запаса при оценке результатов. При анализе критических переходных режимов из каждой группы событий в руководстве используется детерминистский подход. "Критический" в этом смысле понимается как таковой для целостности корпуса реактора.

В некоторых случаях, когда количество рассматриваемых переходных режимов и аварий невозможно непосредственно снизить, данные о свойствах материалов слишком неопределенны или степень охрупчивания материала приближается к высокой, важную дополнительную информацию может дать вероятностный подход.

Целостность корпуса реактора обосновывается при наличии запаса между максимально допустимой величины критической температуры хрупкости и фактическим ее значением для материала конкретного корпуса реактора.

Для способствования внедрению руководства по анализу термоудара [20], МАГАТЭ начало проведение сравнительных расчетов термоудара под давлением на

АЭС с ВВЭР. Кроме того, целями данной работы были:

. проверка применимости руководства. предоставление форума для обмена опытом и сравнения расчетных методик анализа термоудара, используемых в различных странах, эксплуатирующих АЭС с ВВЭР. согласование технических аспектов практического применения руководства [20], в частности, методологических ограничений для отдельных элементов анализа, включая влияние этих ограничений на оценку безопасности АЭС.

На основании обсуждения со специалистами заинтересованных стран-членов было согласовано проведение сравнительных расчетов на АЭС с ВВЭР-440/213 по соответствующим типовым данным. Использованные данные, однако, не представляют какую-либо конкретную эксплуатирующуюся или строящуюся АЭС ВВЭР-440/213.

Сравнительные расчеты будут проводиться в 4 этапа, на которых будет проводится теплогидравлический расчет системы, расчет перемешивания, расчет температурных полей и полей напряжений в конструкции и анализ механики разрушения. В программе участвуют организации из Болгарии, Чешской Республики, Финляндии, Франции, Германии, Венгрии, России, Словакии, Украины и США.

Ь) Деятельность по конкретным станциям

Кроме общей деятельности, представленной выше, проблема рассматривалась на уровне отдельных АЭС на протяжении всей программы в рамках миссий экспертов, миссий по анализу безопасности, по проверке выполнения рекомендаций и технических визитов на отдельные станции, и принципиально была адресована АЭС с ВВЭР-440/230, см. также п.3.4.1. [59, 60, 61, 62, 63, 65, 66, 67, 69, 70, 73, 74, 75, 76, 77, 78, 79, 80, 85, 86, 87,

Достижения

Завершенное или продолжающееся содействие МАГАТЭ странам-членам включает практически все аспекты, связанные с выявленными проблемами и выданными рекомендациями в отношении целостности корпуса реактора. МАГАТЭ обеспечило помощь и создало форум для сотрудничества в установлении сбалансированного, технически обоснованного и проверенного подхода к оценке целостности корпуса реактора. С этой точки зрения данная работа применима ко всем АЭС с ВВЭР.

На ряде АЭС с ВВЭР проводятся работы по проблеме корпуса реактора.

Пересмотр оценок целостности проведен или проводится и, там где необходимо, уже проведены, либо проводятся, планируются или рассматриваются корректирующие мероприятия. Руководство по анализу термоудара под давлением может обеспечить согласованную базу для проверки проведенных оценок целостности корпуса реактора.

Перспективы

Сопоставительные эксперименты и сравнительные расчеты МАГАТЭ по термоудару под давлением после завершения могут дать инструмент для оценки надежности результатов анализов АЭС и способствовать применению современных подходов. Это внесет вклад в создание твердой основы для принятия решений по реконструкциям на АЭС и продления эксплуатации. Но это уже проблема, которую следует рассматривать в рамках национальных и двухсторонних программ. МАГАТЭ и в будущем продолжит обеспечивать форум для обмена опытом и осуществлять обработку информации о ходе работ на конкретных АЭС.

6.3. РУКОВОДСТВО ПО ПРИМЕНЕНИЮ КОНЦЕПЦИИ ТПР

Концепция ТПР разработана и применена на ряде АЭС с PWR в ряде стран для того, чтобы исключить специальный учет динамических эффектов, связанных с большими разрывами трубопроводов первого контура. Основа концепции ТПР состоит в обосновании того факта, что в соответствующем трубопроводе до того, как может наступить его двусторонний гильотинный разрыв, образуется достаточно большая течь (надежно обнаруживаемая). Это достигается количественным определением и оценкой потери целостности и сопровождающих этот процесс течей. Применение концепции ТПР требует установки систем обнаружения течи или переаттестации уже имеющихся.

Кроме аспектов эксплуатации (требования к останову), необходимо обеспечить меры по выполнению условий концепции для всех моментов эксплуатации (эксплуатационный контроль, обслуживание, обследование). Трубопровод первого контура, удовлетворяющий требованиям, может, в принципе, рассматриваться как имеющий низкую вероятность большой LOCA (менее 1 Г на реактор в год).

С* Проектная концепция АЭС с ВВЭР-440/230 требовала отсутствия нарушения целостности первого контура, приводящего к значительному ухудшению охлаждения активной зоны. Большой разрыв трубопровода в данном случае привел бы к потере двух главных функций безопасности: охлаждению топлива и удержанию радиоактивных материалов.

Применение концепции ТПР к трубопроводам первого контура большого диаметра АЭС с ВВЭР-440/230 признано очень важным для безопасности как мера восстановления некоторых параметров исходной концепции безопасности с современной точки зрения на поддержание целостности первого контура. Применение концепции ТПР к АЭС ВВЭР-440/230 было начато в 1988 г. в бывшей Чехословакии на блоках АЭС Богунице V-1 с целью реализации указанных выше положений, а также для инспекции трубопроводов и обоснования реконструкции с учетом сейсмики.

Для АЭС с более современными ВВЭР концепция ТПР рассматривается, в добавление к ее обычному назначению как для АЭС с PWR, как инструмент для верификации проекта, базис для обоснования реконструкции АЭС с учетом сейсмики, для исключения ограничений перемещению трубопроводов и как дополнительная линия защиты.

Деятельность МАГАТЭ

–  –  –

Проблеме применения концепции ТПР уделялось систематическое внимание с самого начала осуществления ВБП МАГАТЭ. После выпуска отчета о применимости концепции ТПР [92], в котором представлен обзор используемых подходов к проблеме в странах, эксплуатирующих АЭС, была признана необходимость разработки более систематизированного руководства в этой области.

Поэтому МАГАТЭ подготовило отчет "Руководство по применению концепции ТПР" [21].

В отчете рекомендуется разбить анализ концепции ТПР на три программных уровня:

основная программа, включающая методологию концепции ТПР, анализ усталостного разрушения и анализ коррозионного повреждения поддерживающая программа, включающая базу данных свойств материалов, статический и сейсмический анализ, анализ гидроудара, устойчивость опор тяжелых компонентов, расчеты расходов протечек, диагностика протечки; все это обеспечивает вспомогательные данные для основной программы программа верификации, включающая крупномасштабные эксперименты и замеры расходов протечек, показывающие логичность и консервативность используемых допущений.

В отчете представлен также рекомендуемый формат документации по безопасности. В приложениях дана подробная информация по отдельным элементам программ, включая объем анализа и соответствующие рекомендациями. Обращается внимание на случаи, где особенно необходимо учесть аспекты на уровне конкретной АЭС, а также на случаи, по которым нет единого мнения на международном уровне или требуется дополнительная информация.

МАГАТЭ участвовало также в организации семинара, посвященном течи перед разрушением в трубопроводах и корпусах реакторов, проходившем в 1995 г. в Лионе, Франция, и содействовало активному участию в нем специалистов из стран, эксплуатирующих АЭС с ВВЭР.

b) Деятельность по конкретным станциям Руководство по применению концепции ТПР [21] использовалось странами, эксплуатирующими АЭС с ВВЭР-440/230, при применении концепции, а также при проведении МАГАТЭ проверок применения концепции на блоках АЭС Богунице V-1 [93], блоках 1-4 АЭС Козлодуй [94, 95]. Руководство использовалось также в качестве ссылочного документа при анализе применения концепции на АЭС Темелин.

Достижения Описанное выше содействие МАГАТЭ странам-членам создало основу для развития подходов к применению концепции ТПР в странах, эксплуатирующих АЭС с ВВЭР, и анализа достигнутых успехов в повышении безопасности.

Кроме целостности трубопроводов первого контура, результаты ВАБ и анализов термоудара на корпус реактора указывают, например, на большую важность для безопасности целостности трубопроводов второго контура.

Перспективы Сбалансированную концепцию, сходную с ТПР в применении к трубопроводам первого контура, еще предстоит разработать и применить для трубопроводов второго контура; отдельные концепции и оценки следует объединить так, чтобы создать обобщенный подход к поддержанию целостности системы теплоносителя первого контура.

МАГАТЭ и в будущем продолжит обеспечивать форум для обмена опытом и осуществлять обработку информации о ходе работ на конкретных АЭС.

6.4. МЕТОДИКА АТТЕСТАЦИИ СИСТЕМ ЭКСПЛУАТАЦИОННОГО КОНТРОЛЯ

Радиационное охрупчивание корпуса реактора, применение концепции ТПР к трубопроводам и компонентам первого контура, проблемы целостности парогенераторов устанавливают строгие требования к методам и эффективности эксплуатационного контроля на АЭС с ВВЭР. В рамках работ по ВВП методы и эффективность эксплуатационного контроля выделены в качестве проблем безопасности, имеющих большую значимость для безопасности (Категория III) АЭС с ВВЭР. Несмотря на то, что многие станции прилагают усилия для совершенствования эксплуатационного контроля, систематизированное обоснование методов и ограничений фактически отсутствует.

Деятельность МАГАТЭ Так как эксплуатационный контроль на АЭС с ВВЭР очень важен для безопасности, а также учитывая заявки и предложения от некоторых эксплуатирующих АЭС с ВВЭР стран, МАГАТЭ подготовило отчет по методике аттестации систем эксплуатационного контроля для АЭС с ВВЭР [22].

Методология аттестации систем эксплуатационного контроля для АЭС с ВВЭР учитывает подходы и опыт в данной области, имеющиеся в некоторых эксплуатирующих АЭС с ВВЭР странах, в США (ASME/PDI), Европейском Союзе и других западно-европейских странах (ENIQ). Следует отметить, что подходы к аттестации, методологии и проводящиеся работы в ряде аспектов различны из-за неодинаковой промышленной и нормативной обстановки. В этом отношении данная методология аттестации представляется неким синтетическим документом, предназначенным для практического применения в ближайшей и средней перспективе в конкретных условиях различных стран, эксплуатирующих АЭС с ВВЭР.

Цель отчета - дать методологию аттестации систем эксплуатационного контроля, которую возможно использовать в качестве всеми согласованного базиса для дальнейшего развития необходимых для аттестации инфраструктур в странах, эксплуатирующих АЭС с ВВЭР.

Отчет применим к любому методу НРК и определяет для систем неразрушающего эксплуатационного контроля (инструкций по НРК, оборудования и персонала) порядок обоснования соответствия определенной системы контроля ее назначению. Рассматриваются следующие аспекты: общие принципы аттестации, определяющие административную структуру, в рамках которой следует проводить аттестацию; подход к аттестации, или порядок аттестации систем неразрушающего эксплуатационного контроля; основные этапы процесса аттестации, определяющие минимальные требования к технике и документации; специальные требования к инструкциям по НРК, оборудованию и персоналу; испытательные образцы;

распределение обязанностей. Все это с учетом мировой практики.

Необходимо указать, что методология не дает критериев для определения объема процесса аттестации (с точки зрения требуемой зоны (или зон) контроля, метода (или методов) НРК, типа (или типов) дефектов и требуемой эффективности контроля).

Это вопросы, которые согласуются получателем лицензии и регулирующим органом перед любым процессом аттестации.

Достижения Разработанная методология представляет собой современную основу для дальнейшей работы в этой сфере.

Внедрение методологии аттестации во всех странах, эксплуатирующих АЭС с ВВЭР, позволит им достичь общего уровня в области имеющих отношение к аттестации инфраструктур, баз данных, опыта и знаний.

Начинается осуществление предварительного исследования с целью внедрения разработанной методологии. Это исследование проводится в рамках регионального проекта технического сотрудничества (RER/9/020) по усовершенствованным методам НРК компонентов первого контура АЭС с ВВЭР.

Перспективы

Аттестация систем эксплуатационного контроля является сложной, требующей больших затрат задачей, поэтому странам, эксплуатирующим АЭС с ВВЭР, настоятельно рекомендуется координировать и оптимизировать собственные связанные с аттестацией инициативы и ресурсы.

6.5. ПРОТЕЧКИ И З ПЕРВОГО КОНТУРА ВО ВТОРОЙ

Конструкция установки с реактором ВВЭР во многих вещах отличается от западных PWR; одним из самых важных отличий является конструкция парогенератора.

Парогенераторы горизонтального типа, используемые на АЭС с ВВЭР, имеют особые характеристики по сравнению с вертикальными парогенераторами, в частности, больший объем котловой воды.

Так как парогенераторы играют главную роль при отводе остаточных тепловыделений на многих ВВЭР, потеря целостности парогенератора, приводящая к LOCA на границе первого и второго контуров, считается очень важной проблемой для безопасности АЭС. Авария с отрывом крышки коллектора парогенератора имела место на Ровенской АЭС с ВВЭР-440 в 1982 г. В начале 90-х г.г. на нескольких АЭС с ВВЭРбыли обнаружены трещины перемычек коллекторов первого контура парогенераторов, которые потенциально могли развиться в более крупные трещины и привести к разрушению коллекторов, если бы вовремя не были приняты меры (п.5.3.2.).

Повреждение уплотнения крышки коллектора или разрыв коллектора может привести к авариям с большой протечкой теплоносителя из первого контура во второй, характерным только для ВВЭР.

Основные проблемы безопасности, определенные МАГАТЭ, связаны с потерей охлаждения активной зоны и выбросами радиоактивности при длительной потере теплоносителя первого контура, уходящего за пределы контейнмента. Адекватных автоматических средств ограничения последствий событий с большой протечкой из первого контура во второй не имеется, т.к. системы безопасности обычно рассчитаны на аварии с потерей теплоносителя первого или второго контура в контейнмент.

Вмешательство автоматических функций безопасности может даже привести к конфликту с другими функциями, необходимыми для ограничения подобных аварий. Для ограничения радиоактивных выбросов при авариях с протечкой из первого контура во второй важны действия оператора и соответствующие поддерживающие мероприятия.

Результаты ВАБ как для АЭС с ВВЭР-440, так и с ВВЭР-1000, показывают значительный вклад таких аварий в увеличение риска повреждения активной зоны, несмотря на то, что оба проекта имеют различные системные возможности для управления протечкой из первого контура во второй. Исследования подобных событий должны продолжаться, т.к. были выявлены некоторые связанные с ними отказы, такие как возможное нарушение целостности паропровода в результате динамических эффектов [7, 9], которые нелегко учесть в проекте. Несмотря на то, что аварии с большой протечкой из первого контура во второй в исходном проекте ВВЭР не рассматривались в качестве МПА, а также учитывая, что вероятность их возникновения значительно снижена принятыми контрмерами, согласовано их рассмотрение в ООБ ВВЭР.

Деятельность МАГАТЭ

МАГАТЭ сочло необходимым обеспечить общие рекомендации для заинтересованных стран-членов. В рамках ВБП проблема впервые была поставлена на совещании консультантов в июне 1996 г. в Вене, на котором обобщена имеющаяся информация из выпущенного в июне 1996 г отчета о событиях с протечками из первого контура во второй, их специфической потенциальной опасности, состоянии дел с теплогидравлическими расчетами, предпринятых предупредительных и ограничительных мероприятиях и радиологических последствиях. Второе совещание было собрано в ноябре 1997 г. в Хельсинки в компании IVO с целью разработки руководящего документа [19], который будет выпущен в конце 1998 г. в качестве документа ВБП.

Руководящий документ дает практические рекомендации операторам и регулирующим органам по управлению событиями с протечкой из первого контура во второй, особенно авариями с большой протечкой, как проектными авариями для АЭС с ВВЭР-440 и ВВЭР-1000. В этом документе содержатся правила и описывается практика в отношении подобных событий, применяемые в странах-членах, а также стратегия управления ими. В нем обсуждается проведение консервативных теплогидравлических анализов для определения сильных и уязвимых мест и принятия решений по наиболее эффективным усовершенствованиям. Детерминистский подход следует дополнить хорошо аттестованными исследованиями ВАБ для оценки связанных рисков, выбора сценариев, требующих рассмотрения к качестве МПА, и установления первоочередности мероприятий по усилению глубоко эшелонированной защиты.

Достижения Страны-члены, эксплуатирующие АЭС с ВВЭР, в общих чертах согласны с необходимостью усиления глубоко эшелонированной защиты АЭС с учетом событий с протечкой из первого контура во второй, рассматриваемых в качестве МПА.

Разработка собственных подходов к рассмотрению протечек из первого контура во второй в качестве МПА в различных странах проводится по-своему. Такие страны, как Финляндия (АЭС Ловииса), Чешская Республика (АЭС Темелин) и Венгрия (АЭС Пакш) практически завершили выработку собственного подхода к данной проблеме;

другие, например, Украина только начали этот процесс. Успехи в разработке подробных аварийных эксплуатационных инструкций в различных странах также различны; с этой точки зрения очень желательно сотрудничество между различными международными группами, разрабатывающими симптомно-ориентированные инструкции для АЭС с ВВЭР. Проведенные к настоящему времени теплогидравлические расчеты указывают на необходимость вмешательства оператора для более эффективного ограничения последствий аварий с протечкой из первого контура во второй.

Перспективы Руководящий документ МАГАТЭ [19] поможет странам-членам ускорить разработку и применение собственных подходов к проблеме протечки из первого контура во второй, рассматриваемой в качестве МПА.

6.6. СИСТЕМА КОНТРОЛЯ И УПРАВЛЕНИЯ Система контроля и управления на АЭС с ВВЭР требует значительных усовершенствований, особенно на АЭС с ВВЭР-440/230 и ВВЭР-440/213. Системы контроля и управления, используемые на этих АЭС, были разработаны в начале 60-х и начале 70-х годов, соответственно. Специальные критерии для достижения высоких функциональных показателей и надежности системы контроля и управления в соответствии с важностью для безопасности при разработке не были учтены, так как в тот момент у разработчиков их попросту не было.

В результате первоначально установленные на АЭС с ВВЭР системы контроля и управления имеют такие недостатки, как плохое качество, деградация в результате старения, сложность обслуживания, отсутствие возможностей самодиагностики, низкий уровень автоматизации, недостаточное резервирование и недостаточная защита от отказов по общей причине. Система контроля и управления на БЩУ обычно недостаточно эффективна при нормальной эксплуатации и в аварийных ситуациях.

Кроме того, проблемы интерфейса человек-машина, проявившиеся во время аварии на Three Mile Island, должным образом не были учтены, что привело к высоким нагрузкам на операторов, особенно в аварийных ситуациях.

Деятельность МАГАТЭ Ситуация с системой контроля и управления на блоках с ВВЭР была особо выделена с самого начала осуществления ВВП во время проведения миссий на АЭС с ВВЭР-440/230, по результатам которых выданы несколько рекомендаций [6].

Совещание Консультативной Группы в декабре 1992 г. согласилось с тем, что проблемы безопасности, связанные с системой контроля и управления, являются общими и требуют дальнейшего рассмотрения.

МАГАТЭ совместно с испанской компанией Empresarios Agrupados ввело в действие документ, в котором дается техническое обоснование усовершенствований, относящихся к наиболее важным аспектам системы контроля и управления, включая классификацию оборудования и соответствующие проектные критерии, удобство пользования системой контроля и управления на БЩУ и удаленный щит останова, поддержка эксплуатации с помощью системы контроля и управления и дизайн БЩУ, запасы уставок измерительных приборов и приборы аварийного мониторинга.

На основании данного отчета и результатов совещания консультантов в мае 1994 г. был выпущен технический отчет [125].

Кроме перечисленных выше аспектов, в этом отчете рассматриваются также надежность оборудования системы контроля и управления, взаимодействие систем управления и защиты, резервирование, разделение и независимость, блокировки, аттестация оборудования, приоритетность сигналов и испытуемость.

Рекомендации отчета основаны на стандартах NUSS МАГАТЭ и нормах, действующих в различных странах-членах.

В сентябре 1994 г. совещание консультантов проанализировало специфические для АЭС с ВВЭР-440/213 проблемы безопасности, связанные с системой контроля и управления.

Достижения и перспективы С момента начала ВБП на многих АЭС с ВВЭР в области контроля и управления проведены значительные усовершенствования. Однако в различных странах, эксплуатирующих АЭС с ВВЭР, степень достигнутого сильно отличается.

Блоки 1-2 АЭС Богунице и АЭС Пакш являют собой примеры АЭС с ВВЭРи с ВВЭР-440/213, где уже проведены и продолжают проводиться значительные усовершенствования в области контроля и управления.

МАГАТЭ продолжит служить форумом для обмена информацией по специфическим проблемам и усовершенствованию контроля и управления и, при соответствующем запросе, обеспечит услуги по независимой проверке.

6.7. ПОЖАРООПАСНОСТЬ Проблема была поднята в результате инцидентов с пожарами на некоторых АЭС с ВВЭР: блоке 1 АЭС Грайфсвальд в 1975 г., блоке 1 Армянской АЭС в 1982 г., Балаковской АЭС в октябре 1992 г., АЭС Козлодуй в сентябре 1992 г. и Запорожской АЭС в мае 1993 г.

Российские нормы пожарной безопасности ВСН-01-87 были выпущены в 1987 г.

после завершения проектирования ВВЭР. Поэтому в приведенном в ООБ для АЭС с ВВЭР списке перечислено множество отклонений проекта от ВСН-01-87.

Анализы безопасности АЭС с ВВЭР выявили слабые места в пожарной защите, во многих случаях представляющие собой отклонения от современных стандартов безопасности [7, 9,111].

Ниже приводятся примеры обнаруженных недостатки:

неаттестованные пожарные люки в пожарных барьерах резервные линии кабелей проходят слишком близко друг от друга неаттестованные проходки неогнестойкие покрытия кабелей

• отсутствие разделения кабелей в помещении кабельных распределений недостаточная защита от воспламенения масел.

Деятельность МАГАТЭ

–  –  –

МАГАТЭ заключило контракт с испанской компанией INITEC на разработку упрощенной методики вероятностной оценки пожароопасности и демонстрацию ее преимуществ и недостатков путем ее применения для блоков АЭС Богунице V-1.

Исследование, проводившееся совместно со словацкой компанией RELKO Ltd., было завершено в мае 1993 г. [127] Упрощенная методика анализа пожароопасности была доработана и проанализирована на совещании консультантов в сентябре 1993 г. [25] В проект технического сотрудничества RER/9/004 включен подробный анализ пожарной защиты на АЭС с ВВЭР-440/213, как одной из характерных проблем [98].

b) Деятельность по конкретным станциям По заявке регулирующего органа Украины в августе 1993 г. на Запорожской АЭС был проведен рабочий семинар по пожарной защите с целью оказания содействия операторам в развитии их возможностей по повышению пожаробезопасности, в котором участвовали соответствующие украинские организации. В рамках семинара предусматривалась передача технологий пожаротушения, инспекция на АЭС и разработка конкретных рекомендаций.

Достижения Имеется систематизированное руководство по оценке пожара на АЭС и определению средств защиты АЭС от повреждений, вызванных пожаром.

Типичные примеры заявленных и отмеченных реконструкций: замена неаттестованных пожарных люков, защита от пожара крыши машзала, предотвращение воспламенения смазочного маслаглавных циркуляционных насосов, покрытие кабельных линий огнестойкими материалами, установка несгораемых пробок в проходках кабелей и несгораемых уплотнений в кабельных переходных шкафах, установка несгораемых перегородок, меры против задымления, повышение возможностей обнаружения и тушения пожара и т.д.

Перспективы Повышение пожаробезопасности на АЭС с ВВЭР, как ожидается, будет продолжаться в течение длительного периода времени. МАГАТЭ продолжит служить форумом для обмена опытом и осуществлять обработку информации о ходе работ на конкретных АЭС.

6.8. АНАЛИЗ АВАРИЙ И ОТЧЕТЫ ПО ОБОСНОВАНИЮ БЕЗОПАСНОСТИ

Исходные ООБ, по российской терминологии называвшиеся ТОБ - техническое обоснование безопасности, для блоков с ВВЭР были обновлены в России и некоторых других странах. Но формат и содержание существующих ТОБ соответствуют старым российским нормативным документам ТС ТОБ РУ-87 (Типовое содержание Технического обоснования безопасности реакторной установки) и ТС ТОБ АС-85 (Типовое содержание Технического обоснования безопасности атомной станции), которые пока действуют для эксплуатирующихся АЭС в России.

В существующих ТОБ остаются проблемы, касающиеся рассматриваемого спектра аварий, принимаемых допущений, приемочных критериев, обеспечения качества анализа и валидации компьютерных кодов. До настоящего момента в ТОБ не рассмотрены такие аварии, как переходные режимы с захолаживанием, связанные с термоударом под давлением, переходные режимы без срабатывания аварийной защиты реактора, разбавление борного раствора, аварии в стояночных условиях и тяжелые аварии. Для анализа каждой аварии требуется создание модели станции или детальной модели конкретной ее части на основании надежных данных. Опыт АЭС с ВВЭР показывает, что иногда очень трудно получить надежные и поддающиеся проверке данные по конструкции станции.

В соответствии со сводом положений по проектированию NUSS МАГАТЭ, необходимо проведение анализов аварий для обоснования факта, что проект АЭС в целом способен обеспечить соблюдение предписанных и допустимых пределов доз и выбросов, установленных регулирующим органом для каждого состояния станции.

Кроме того, эксплуатирующей организации требуются дополнительные анализы для назначения уставок защиты и сигналов, обучения персонала работе в аварийных условиях, а также для разработки аварийных эксплуатационных инструкций. Анализы аварий в имеющихся ООБ для некоторых АЭС с ВВЭР не отвечают указанным выше требованиям.

Деятельность МАГАТЭ

–  –  –

Необходимость в подробном руководстве для проведения и проверки анализа аварий для АЭС с ВВЭР признана первоочередной задачей при решении данных проблем. На трех совещаниях консультантов в 1994 и 1995 г.г. были разработаны рекомендации по анализу аварий для АЭС с ВВЭР [15].

Руководство посвящено анализам переходных режимов и аварий, требуемым для обоснования исходных проектов и существующих или вновь предлагаемых технических решений, таких как модификации АЭС с реакторам типа ВВЭР с целью повышения их безопасности. В руководстве даются рекомендации по выбору и классификации исходных событий, подлежащих рассмотрению, по правильному назначению приемочных критериев, применению методик, компьютерных кодов и допущений, а также по мероприятиям по обеспечению качества анализа аварий.

Для оказания содействия в использовании руководства и решению проблемы безопасности, связанной с валидацией компьютерных кодов и моделей АЭС, в октябре 1996 г. в Словакии был проведен рабочий семинар, в котором участвовали западные лекторы, операторы АЭС с ВВЭР, представители регулирующих органов и поддерживающих организаций.

b) Деятельность по конкретным станциям Кроме общей деятельности, представленной выше, проблемы анализа аварий рассматривались на уровне отдельных АЭС в рамках миссий по анализу безопасности и технических визитов.

Практически все АЭС с ВВЭР планируют или уже проводят работы по обновлению анализов аварий в рамках собственных программ повышения безопасности, а также по двусторонним программам сотрудничества с другими странами. Раздел по анализу аварий ООБ для АЭС Богунице V-2 после 10-ти лет эксплуатации и предварительного ООБ для АЭС Моховце на рекомендациях МАГАТЭ по анализу аварий для АЭС с ВВЭР [15].

с) Другая деятельность МАГАТЭ МАГАТЭ завершило свою региональную программу технического сотрудничества (1985-90 г.г.) по пунктам, относящимся к анализу аварий реакторов ВВЭР-440/213, где участвовали Болгария, бывшая Чехословакия, Венгрия, Польша и Украина. В рамках проекта технического сотрудничества МАГАТЭ RER/9/004 (1991г.г.) работы по программе продвинулись дальше до проведения оценки аспектов безопасности ВВЭР-440/213 [98,128].

В 1993-94 г.г. МАГАТЭ осуществило свой региональный проект технического сотрудничества RER/9/020 по анализу аварий ректоров типа ВВЭР-1000/320. Работы по проекту включали разработку баз данных для каждого блока с ВВЭР-1000/320 (АЭС Козлодуй, АЭС Темелин и Запорожская АЭС), отдельно для ЯППУ и систем контейнмента. В проекте участвовали: Болгария, Чешская Республика, Польша (техническая поддержка), Россия (научно-техническая поддержка) и Украина.

Достижения

Рекомендации по анализу аварий для АЭС с ВВЭР широко используется в странах, эксплуатирующих АЭС с ВВЭР. В Болгарии, Чешской Республике, Финляндии, Венгрии, России, Словакии и Украине с применением системного подхода выполнены или выполняются новые анализы аварий в объеме и по методологии, соответствующими международной практике. Эти страны выпустили новые нормативные документы или требования по повышению качества и обновлению ООБ и анализов аварий для собственных АЭС. На всех блоках с ВВЭР проводится доработка ООБ.

Перспективы

МАГАТЭ и в будущем продолжит обеспечивать форум для обмена опытом и осуществлять обработку информации о ходе работ на конкретных блоках.

Рекомендации для определения правильного подхода к расчету наилучшей оценки для АЭС с ВВЭР будут рассмотрены в отдельном документе в рамках программы МАГАТЭ по стандартам ядерной безопасности.

Ожидается, что и в дальнейшем содействие МАГАТЭ в виде предоставления рекомендаций по доработке ООБ для АЭС с ВВЭР будет востребовано и будет представлять главное направление деятельности МАГАТЭ в рамках программ технического сотрудничества.

6.9. РАБОТА НА МАЛОЙ МОЩНОСТИ И ОСТАНОВ Ряд событий на АЭС по всему миру, а также результаты вероятностных анализов безопасности АЭС показали, что события в стояночных режимах могут значительно увеличить общий риск, связанный с эксплуатацией АЭС. В условиях работы АЭС на малой мощности и стоянки функции безопасности снижены из-за того, что некоторые систем безопасности находятся в нерабочем состоянии, проводятся широкомасштабные работы по обслуживанию, ряд сигналов защиты и блокировки игнорируются, измерения недостаточны и/или ненадежны, возрастает роль человеческого фактора и т.п.

Несмотря на важность проблемы, правила безопасности и руководства, применяемые в большинстве стран мира, не содержат подробных требований в отношении проведения специального анализа безопасности в стояночных условиях.

Только в последнее время были проведены систематические анализы аварий в стояночных условиях. Рабочие инструкции по безопасному останову из любых эксплуатационных ситуаций имеются на АЭС России и других стран. Однако существующие инструкции по эксплуатации, используемые в случае аварий на стоянке, недостаточно подробны и не обоснованы аналитическими данными в необходимом объеме.

Деятельность МАГАТЭ

МАГАТЭ собрало в ноябре 1995 г. совещание консультантов по авариям в стояночных условиях на АЭС с ВВЭР [129], и второе совещание в октябре 1996 г. по разработке методик анализа аварий в стояночных режимах для АЭС с реакторами типа ВВЭР [16]. На всех совещаниях подчеркивался детерминистский подход.

В декабре 1997 г. МАГАТЭ собрало техническое совещание по анализу аварий на АЭС в условиях работы на малой мощности и стоянки, в рамках проекта технического сотрудничества RER/9/046 [130]. Основными целями были обмен информацией по проведенным исследованиям и мерам, предпринятым против аварий в условиях работы на малой мощности и стоянки. Совещание рассматривало: анализ безопасности данных условий, извлеченные уроки и предпринятые мероприятия против аварий, состояние технических спецификаций и аварийных эксплуатационных инструкций. Были также рассмотрены вероятностные аспекты работы в условиях малой мощности и стоянки.

Достижения

Технический отчет МАГАТЭ о методиках анализа аварий в стояночных режимах для АЭС с реакторами типа ВВЭР [16], выпущенный в 1997 г., дает важные рекомендации по решению проблемы. В руководстве описана уязвимость ключевых функций безопасности в стояночных условиях, определяется эксплуатационные состояния и условия, дается перечень подлежащих рассмотрению событий, устанавливается набор критериев для проведения детерминистского анализа аварий, вызванных событиями в стояночных условиях. Руководство применимо ко всем в настоящее время эксплуатирующимся и строящимся АЭС с ВВЭР.

Проводятся работы по решению данной проблемы на блоках с ВВЭР.

Перспективы При подготовке детерминистского анализа аварий в стояночных условиях следует сконцентрировать усилия на валидации имеющихся компьютерных кодов и применимости их соответствующих теплогидравлических соотношений для стояночных условий, на определении исходных событий и критериев. В сфере эксплуатации АЭС следует укрепить административный контроль, определить пределы и условия, разработать аварийные эксплуатационные инструкции, провести по результатам анализов и опыта эксплуатации реконструкцию оборудования, проводить тренаж персонала перед остановами.

Из-за сложности проблемы и необходимости эффективного использования ограниченных ресурсов, в рамках услуг МАГАТЭ странам-членам будут предложены дальнейшие скоординированные мероприятия с учетом международного опыта.

6.10. ОЖИДАЕМЫЕ ПЕРЕХОДНЫЕ РЕЖИМЫ БЕЗ СРАБАТЫВАНИЯ

АВАРИЙНОЙ ЗАЩИТЫ РЕАКТОРА (ATWS)

В соответствии с современной мировой практикой, от операторов АЭС с PWR требуется обоснование способности АЭС противостоять ATWS путем систематического проведения оценки глубоко эшелонированной защиты. В странах, эксплуатирующих АЭС с PWR, такие события требуется учитывать в проекте на детерминистской основе.

Нормативные требования могут касаться либо специальных систем ограничения, либо допустимых характеристик АЭС во время данных событий. Преобладающей мировой практикой проведения анализа системы при ATWS для целей лицензирования является подход с использованием наилучшей оценки. Имеющиеся анализы переходных режимов системы при подобных событиях показывают, что реакторы ВВЭР-1О0О, так же как и PWR, имеют тенденцию к самостоятельному останову при достаточно отрицательном температурном коэффициенте реактивности замедлителя. Более того, различные функции управления и ограничения на АЭС с ВВЭР-1000 также обеспечивают определенную защиту от ATWS.

Однако, на совещании консультантов, посвященном надежности ввода стержней СУЗ на АЭС с ВВЭР-1000 в феврале 1995 г. было сообщено [108], что поведение АЭС в случае потери питательной воды без аварийного останова реактора зависит не только от существенно отрицательного коэффициента обратной связи по замедлителю, но также от некоторых системных возможностей, таких как наличие аттестованных на истечение жидкости предохранительных клапанов компенсатора давления, наличие вспомогательной питательной воды, наличия БРУ-К,-А для контролирования давления во втором контуре, впрыска борного раствора для достижения долгосрочной подкритичности и избежания тяжелых последствий. Кое-что из перечисленного было определено в качестве проблем безопасности [9]. На настоящее время имеется ограниченное количество исследований, показывающих рост давления в первом контуре с возможностью достижения проектных пределов, что требует, применения ограничивающих мероприятий. Более того, непосадка предохранительного клапана компенсатора давления, как указано выше, может привести к сценарию с LOCA.

Особенностью ВВЭР-440 является наличие гидрозатворов в горячих нитках петель. Их влияние на естественную циркуляцию одно- или двухфазной среды и возможность эффектов разбавления борного раствора исследуется. По результатам исследований внедрены системы аварийного газоудаления из реактора и коллекторов ПГ и аварийного дренирования горячей нитки первого контура. Анализ разбавления борного раствора не проводился.

Деятельность МАГАТЭ

Имея в виду подобную сложившуюся ситуацию, а также учитывая, что в рамках программ модернизации проводятся анализы событий с ATWS для определения предупредительных и ограничительных мероприятий, в августе 1996 г. в Вене МАГАТЭ собрало совещание консультантов, посвященное ATWS для реакторов ВВЭР-1000 [18].

МАГАТЭ разработало руководящий документ, помогающий при проведении оценки реакторов ВВЭР-1000 с точки зрения событий с ATWS, т.е. помогающий обосновать достаточность реакторной защиты и эффективность дополнительных защит на случай ее отказа.

В отчете МАГАТЭ [18] приведены специальные рекомендации по проведению анализов ATWS в переходных режимах для целей лицензирования, определены исходные события для реакторов ВВЭР-1000; при этом при анализах рекомендуется подход с использованием методов наилучшей оценки. Другие рекомендации относятся к оценке надежности системы контроля и управления, затрагиваемой при ATWS, включая возможность отказов по общей причине и аттестацию на условия окружающей среды систем и компонентов, необходимых для ограничения ATWS.

В отчете также даны рекомендации по ATWS для реакторов ВВЭР-440, с учетом отличий в конструкции этого типа реакторов и в применяемой системе контроля и управления.

Достижения Во всех странах, эксплуатирующих АЭС с ВВЭР, признана необходимость исследований ATWS, что отражено в программах повышения безопасности.

Лицензионный процесс в Болгарии, Чешской Республике (за исключением АЭС Темелин) и в России не требует проведения анализа таких режимов для ВВЭР. Учет ATWS в проекте требуется в случае, если экспертные оценки или результаты ВАБ показывают, что ATWS могут значительно повысить вероятность повреждения активной зоны или радиоактивных выбросов за пределы площадки (в России), или при наличии только одной быстродействующей системы останова, которая, по обязательному условию, наложенному регулирующим органом, должна отказать.

Перспективы

Национальным органам ядерной безопасности рекомендуется вырабатывать согласованную с международной практикой политику по проблеме ATWS. При этом должно рассматриваться применение систем ограничения последствий и/или выполняться требования к допустимым показателям АЭС при событиях с ATWS.

6.11. АНАЛИЗ ТЯЖЕЛЫХ АВАРИЙ И УПРАВЛЕНИЕ АВАРИЯМИ

Систематических анализов тяжелых аварий для АЭС с ВВЭР не проводилось [7, 9]. Результаты таких анализов необходимы для подготовки мероприятий по управлению авариями с целью предотвращения развития и ограничения последствий максимальной проектной аварии и тяжелых запроектных аварий.

В бывшем Советском Союзе в 1991 г. было рекомендовано к рассмотрению десять событий в качестве запроектных аварий [111]. Расчеты проведены для российских и украинских АЭС. На основании полученных результатов было разработано руководство по управлению аварией для конкретных АЭС. Однако из-за отсутствия систематического подхода, требуемого качества и неполноты объема результаты и рекомендации на многих АЭС не используются.

Деятельность МАГАТЭ Проблема рассматривалась на уровне конкретной станции в рамках миссий по анализу безопасности и технических визитов.

В рамках региональной программы технического сотрудничества МАГАТЭ по компьютерному анализу безопасности в 1985-90 г.г. была разработана методология исследований тяжелых аварий, в дальнейшем доработанная и внедренная в рамках проекта технического сотрудничества МАГАТЭ RER/9/004 (1991-94 г.г.) на АЭС Богунице V-2 как референтной АЭС. Компьютерные коды STCP и MELCOR были адаптированы к проектным характеристикам ВВЭР-440/213 и использовались для расчета сценариев с плавлением активной зоны. Код RELAP5 использовался для оценки мероприятий по предупреждению аварий.

Достижения Анализы тяжелых аварий для АЭС с ВВЭР находятся на различной стадии разработки. На АЭС готовится, планируется к подготовке, либо завершено составление перечней исходных событий, приводящих к запроектным и тяжелым авариям.

Имеются результаты нескольких анализов аварий, проведенных главным образом усилиями национальных и международных институтов при некотором участии МАГАТЭ, которые уже сейчас могут быть использованы при проведении мероприятий по повышению безопасности на эксплуатирующихся АЭС.

На АЭС Пакш по проекту AGNES рассмотрены четыре стадии тяжелых аварий:

внутрикорпусная, фаза контейнмента, выбросы радиоактивности и управление аварией.

АЭС Дукованы, АЭС Моховце, а также блоки 1-2 Ровенской АЭС вполне могут пользоваться результатами для АЭС Богунице V-2 (референтная станция для проекта МАГАТЭ RER/9/004), т.к. проект АЭС с ВВЭР-440/213 имеет высокую степень стандартизации. Для АЭС Ловииса и трех упомянутых станций с помощью кода МААР были исследованы все важные сценарии тяжелых аварий и проверены по новым версиям кода (MELCOR, SCDAP/RELAP) [7].

На основании имеющихся результатов анализов аварий разрабатываются аварийные эксплуатационные инструкции. В рамках этой работы уже подготовлены и внедрены на некоторых блоках с ВВЭР-440/230 и ВВЭР-440/213 симптомноориентированные инструкции по эксплуатации (распространяющиеся также и запроектные условия).

Для АЭС с ВВЭР-1000/320 проведена оценка набора исходных событий и подготовлено руководство. Для АЭС Темелин были проанализированы некоторые последовательности тяжелых аварий. Первые анализы для АЭС Темелин, включая последовательности LOCA и некоторые переходные режимы, проведены с помощью кодов MARCH3-M, CORCON-mod2 и WECHSL. В настоящий момент для ЯППУ и контейнмента АЭС Темелин имеются базы данных для расширенных анализов тяжелых аварий.

Перспективы МАГАТЭ и в будущем продолжит осуществлять поддержку разработки методологии анализа тяжелых аварий и служить форумом для обмена опытом между АЭС.

6.12. ВЕРОЯТНОСТНЫЙ АНАЛИЗ БЕЗОПАСНОСТИ Деятельность МАГАТЭ В течение последних нескольких лет национальные программы переоценки безопасности в странах, строящих и эксплуатирующих АЭС с ВВЭР, были доработаны и начато осуществление нескольких двусторонних и многосторонних проектов повышения безопасности этих АЭС.

Данные оценки безопасности основывались, главным образом, на детерминистских анализах и инженерном суждении. Полученные результаты создали базу для программ повышения безопасности и определения первоочередности мероприятий в странах, эксплуатирующих АЭС с ВВЭР и РБМК.

Позднее было начато выполнение ВАБ для этих АЭС. К настоящему времени для большинства АЭС с ВВЭР и некоторых АЭС с РБМК ВАБ находятся на различных стадиях разработки.

МАГАТЭ анализирует влияние результатов ВАБ на программы повышения безопасности. При этом оказывается, что большинство проблем безопасности были выявлены ранее при проведении детерминистских оценок. Поэтому роль ВАБ будет состоять в определении первоочередности мероприятий на основании их количественного влияния на безопасность АЭС.

Анализ рассматривает три типа ВВЭР, а именно: ВВЭР-440/230 (блоки АЭС Богунице V-1, блоки 3-4 Нововоронежской АЭС), ВВЭР-440/213 (блок 3 АЭС Богунице, блок 1 АЭС Дукованы, блок 3 АЭС Пакш) и ВВЭР-1000 (блок 4 Балаковской АЭС, блоки 5-6 АЭС Козлодуй, блок 1 АЭС Темелин).

Объем и техническое качество ВАБ, проанализированных МАГАТЭ, значительно различаются. В некоторых ВАБ недостаточно или совсем не рассмотрены отказы по общей причине и надежность человеческого фактора. Для тех АЭС, где эти проблемы были рассмотрены, важные действия оператора, указанные в ВАБ, не входят в существующие инструкции и обучающие программы. Наличие данных и общее качество станционной документации в значительной степени зависят от АЭС. По этой причине в некоторых исследованиях широко используются западные данные. На некоторых АЭС с помощью МАГАТЭ начался сбор данных. Еще одной основной проблемой, особенно на начальном этапе исследований, было отсутствие анализа аварии по методу наилучшей оценки для определения критериев успеха.

На некоторых станциях на основании ВАБ разрабатываются также мероприятия по управлению риском для оптимизации эксплуатации АЭС. Успешное применение данных мер будет сильно зависеть от полноты ВАБ и адекватности разрабатываемых на его основе моделей.

Достижения В общем случае результаты ВАБ используются как для разработки новых программ повышения безопасности, так и для дополнения существующих. Однако различие в объемах и техническом качестве ВАБ, проведенных к настоящему времени, не позволяет распространять их выводы даже на АЭС одного типа. Мероприятия и их первоочередность, определенные на основании некоторых выводов ВАБ, требуют тщательного рассмотрения перед их осуществлением.

Основные различия в общем случае связаны с допущениями при моделировании, объемом анализа надежности человеческого фактора, надежностью данных (в частности, различное группирование исходных событий и их частоты, в некоторых случаях отличающиеся до двух порядков) и конструктивными отличиями. Также отмечено, что в некоторых ВАБ приняты очень консервативные допущения, что зачастую определяет результаты. Далее, отсутствие моделирования действий оператора в ВАБ ВВЭР сильно влияет на профиль риска. Поэтому первоочередность мероприятий по повышению безопасности, определенных на основе выводов ВАБ, требует тщательного рассмотрения.

Результаты ВАБ показали также, что некоторые мероприятия по повышению безопасности пренебрежимо мало снижают частоту повреждения активной зоны.

Другая группа мероприятий в ВАБ не моделируется по причине либо ограниченного объема анализа, либо невозможности их качественного учета. Первоочередность таких мероприятий может быть оценена только на основании детерминистских анализов и инженерного суждения.

Проведенные анализы выявили различия в интерпретации и использовании основных данных и допущений при моделировании. Кроме того, результаты некоторых ВАБ определяются несколькими консервативными допущениями и, как следствие, профиль риска не совсем соответствует приоритетам повышения безопасности.

МАГАТЭ совместно с Министерством энергетики США организовали несколько рабочих семинаров по ВАБ с целью обсуждения согласованного общего подхода к ВАБ, в которых принимали участие разработчики ВАБ, операторы АЭС, представители регулирующих органов и другие специалисты в области ядерной безопасности. Первый рабочий семинар, организованный в 1996 г. в Институте ядерных исследований г.Ржеж,

Чешская Республика, был посвящен следующим вопросам:

Определению исходных событий и их частот для аварий с разрывом трубопроводов первого и второго контуров.

Определению исходных событий и их частот для аварий с разрывом теплообменных труб и коллектора парогенератора.

Анализу аварий для ВВЭР, включая критерии успеха и результаты анализа аварии, группирование событий с LOCA по величине разрыва для каждого типа ВВЭР, моделирование режимов "feed-and-bleed" и ATWS.

Допущениям при моделировании в ВАБ ВВЭР, включая засорение фильтра приямка и течь уплотнения главного циркуляционного насоса.

Влиянию машзала АЭС с ВВЭР-440/213.

Результаты этого рабочего семинара приведены в отчете [45].

Второй рабочий семинар проходил в 1997 г. в Братиславе, Словакия. Он был посвящен подготовке данных для ВАБ в Центральной и Восточной Европе [47].

Семинар стал отправной точкой осуществления проекта по созданию базы данных по надежности оборудования для ВАБ АЭС с реакторами советской конструкции, финансируемого Министерством энергетики США.

Перспективы МАГАТЭ в рамках осуществляющихся проектов технического сотрудничества продолжает оказывать помощь, проводя независимый анализ ВАБ и обеспечивая форум для обмена информацией между разработчиками ВАБ, регулирующими органами и операторами АЭС.

Работы по повышению качества моделей и данных ВАБ очень важны и их необходимо продолжать, что позволит гораздо шире использовать выводы ВАБ. В этом смысле участие эксплуатационного персонала АЭС в разработке ВАБ является ключевым фактором для обеспечения надежных данных о реальной конфигурации и эксплуатации АЭС.

Главной целью должна быть разработка реалистичной модели ВАБ, которую можно бы было использовать в качестве инструмента для оптимизации эксплуатации АЭС и обоснования решений по модернизациям АЭС.

7. РЕЗУЛЬТАТЫ ПО АЭС С РБМК В 1954 г. в городе Обнинске был пущен первый демонстрационный реактор типа РБМК мощностью 5 МВт(эл.) для выработки электроэнергии. В последствии был разработан ряд проектов РБМК, представляющих различные поколения данного типа реакторов и имеющих значительные различия с точки зрения проектных характеристик безопасности.

РБМК представляет собой гетерогенный канальный энергетический реактор на тепловых нейтронах, с графитовым замедлителем и кипящей легкой водой в качестве теплоносителя, с возможностью перегрузки топлива на ходу. Тепловая схема типична для одноконтурного кипящего реактора. Перегрузка на ходу проводится с помощью перегрузочной машины. При нормальных условиях эксплуатации и номинальной мощности реактора ежесуточно обычно перегружается два топливных канала.

С одной стороны, философия проекта РБМК обеспечила наличие таких внутренних свойств безопасности, как:

Интенсивная естественная циркуляция, обеспечивающая достаточный теплоотвод от реактора при авариях с отказами оборудования. Кроме того, при таких событиях нет необходимости впрыска в контур аварийной воды, т.к.

количество теплоносителя в контуре циркуляции и барабанах-сепараторах достаточно для отвода остаточных тепловыделений в течение до 60-ти минут даже при потере всех источников водоснабжения.

Главный циркуляционный контур состоит из двух петель, что ограничивает аварии LOCA и снижает требования к системам аварийного охлаждения реактора.

Высокая теплоемкость графитовой кладки обеспечивает медленный разогрев реактора при тяжелых гипотетических авариях с потерей всех систем теплоотвода.

С другой стороны, это привело к серьезным отклонениям от современных норм безопасности и практики:

Главный циркуляционный контур состоит из множества трубопроводов с большим количеством сварных швов, гибов, коллекторов, клапанов, что существенно повышает объем эксплуатационного контроля и обслуживания.

Часть главного циркуляционного контура находится за пределами зоны конфайнмента, что может привести к недопустимо высоким дозам за пределами площадки при разрывах контура теплоносителя в этих помещениях.

Из-за высокой начальной температуры графита и высокой теплоемкости графитовой кладки расхолаживание реактора РБМК занимает значительное время.

Отсутствует цельный контейнмент.

Все эксплуатирующиеся РБМК подсоединены к энергетической системе в период с 1973 (блок 1 Ленинградской АЭС) по 1990 г.г. (блок 3 Смоленской АЭС). В настоящее время работают 14 энергетических реакторов РБМК в трех странах: 11 блоков в России, один на Украине и два в Литве. Полная номинальная электрическая мощность всех РБМК, кроме двух, равняется 1000 МВт(эл.); исключением являются два блока Игналинской АЭС в Литве, имеющие каждый полную тепловую мощность 4200 МВт (исходная тепловая мощность 4800 МВт), что соответствует 1300 МВт(эл.) (исходная электрическая мощность 1500 МВт).

Разделение АЭС с РБМК на поколения обычно делается на основании различий в системах управления реактором, аварийного охлаждения реактора, надежного электропитания и локализации аварии.

Шесть станций (блоки 1-2 Ленинградской АЭС, блоки 1-2 Курской АЭС и блоки 1-2 Чернобыльской АЭС) обычно считаются представителями первого поколения, т.к.

были спроектированы до 1973 г. - года введения в бывшем Советском Союзе первых норм проектирования, строительства и эксплуатации атомных электростанций (ОПБДанное поколение блоков с РБМК было спроектировано, построено и эксплуатировалось в основном в соответствии с общепромышленными нормами и правилами. Специальные нормы были применены для радиационной защиты и использования радиоактивных материалов.

Второе поколение АЭС с РБМК (блоки 3-4 Ленинградской АЭС, блоки 3-4 Курской АЭС, блоки 1-2 Игналинской АЭС, блоки 3-4 Чернобыльской АЭС и блоки 1-2 Смоленской АЭС) были спроектированы в соответствии с нормами ОПБ-73. Эти нормы ввели в использование такие хорошо известные принципы безопасности, как многобарьерная защита и критерий единичного отказа. В соответствии с этими нормами требовалось проведение анализа аварий путем исследования исходных событий с целью обоснования технических средств и организационных мероприятий, обеспечивающих безопасность АЭС. Критической МПА, рассматривавшейся в то время, был мгновенный разрыв трубопровода контура многократной принудительной циркуляции (КМПЦ) с одновременным единичным отказом систем безопасности. В соответствии с данными нормами требовались специальные системы для выполнения функций безопасности.

Игналинская АЭС включена в группу АЭС второго поколения, но имеет характеристики безопасности, отличающиеся по техническому решению от других АЭС этого поколения.

В 1982 г. в бывшем Советском Союзе введены в действие пересмотренные нормы безопасности. Основные требования безопасности, содержавшиеся в ОПБ-73, остались практически без изменений. В добавление к ранее принятым нормам, в соответствии с ОПБ-82 требовалось, чтобы технические средства и организационные мероприятия, оговоренные в проекте АЭС, гарантировали безопасность при любом событии, с учетом конструкции и принимая во внимание единичный отказ (независимо от исходного события) в активном или пассивном (имеющем движущиеся механические части) элементе систем безопасности. Аварии, для которых в проекте не были обеспечены технические меры безопасности, рассматривались как гипотетические. Для данных гипотетических аварий требовалась разработка и внедрение планов защиты персонала и населения в соответствии с требованиями других нормативных документов, например, по охране здоровья.

Блоки РБМК второго поколения во многих положениях отвечают требованиям ОПБ-82.

В 1988 г. в бывшем Советском Союзе были введены новые нормы безопасности ОПБ-88. В данных нормах учитывался как опыт, накопленный в Советском Союзе, так и во всем мире.

В соответствии с данными нормами построен один блок с РБМК (блок 3 Смоленской АЭС), рассматривающийся в качестве представителя третьего поколения.

В настоящий момент вносятся дополнительные конструкционные изменения в проект блока 5 Курской АЭС, который считается представителем АЭС с РБМК четвертого поколения.

Перечень эксплуатирующихся АЭС с РБМК приведен в табл.7.1.

ТАБЛИЦА 7.1. ДЕЙСТВУЮЩИЕ ФЭС С РЕАКТОРАМИ РВМК

–  –  –

7.1. ОПРЕДЕЛЕНИЕ И КЛАССИФИКАЦИЯ ПРОБЛЕМ БЕЗОПАСНОСТИ

Программа МАГАТЭ по безопасности РБМК была направлена на объединение результатов различных национальных, двусторонних и многосторонних мероприятий и выработки международного консенсуса по требуемому повышению безопасности и соответствующим приоритетам. В рамках программы оказывалось содействие регулирующим и эксплуатирующим организациям и обеспечивалась основа для принятия технических и экономических решений. С 1992 г. был проведен большой объем работ, проведены ряд анализов и оценок. Блок 3 Смоленской АЭС, блок 2 Игналинской АЭС и блок 2 Ленинградской АЭС служили для программы в качестве референтных станций с РБМК.

МАГАТЭ провело первый анализ мероприятий по повышению безопасности РБМК в октябре 1992 г. [131]. Первоначально работы были направлены на выяснение проблем безопасности, являвшихся причиной предложенных мероприятий по повышению безопасности. В июле 1993 г. было организовано проведение оценки безопасности проектных решений и предложенных мероприятий по повышению безопасности для блока 3 Смоленской АЭС [132]. Оценка проводилась международной группой экспертов и сотрудниками МАГАТЭ в течение 2-х недель на площадке АЭС.

Блок 3 Смоленской АЭС является наиболее усовершенствованным из эксплуатирующихся АЭС с РБМК и в его проект внесены доработки, повышающие безопасность, определенные в результате анализов Чернобыльской аварии и других исследований. Такой же анализ был проведен для блоков Игналинской АЭС в октябре 1994 г. [133].

Кроме того, миссии службы ASSET МАГАТЭ проанализировали эксплуатационный опыт на станционном уровне на всех площадках АЭС с РБМК. В сентябре 1995 г. на Игналинскую АЭС была проведена также миссия службы OSART [134].

Деятельность в рамках программы МАГАТЭ по безопасности РБМК координировалась с деятельностью международного консорциума по Безопасности проектных решений и эксплуатации атомных электростанций с реакторами РБМК, организованного под патронажем Европейского Союза. После завершения в 1994 г. в рамках этих программ анализов безопасности на блоке 3 Смоленской АЭС и блоке 2 Игналинской АЭС были достигнуты важные результаты. Для их представления мировому сообществу, в мае-июне 1995 г. МАГАТЭ собрало техническое совещание [135]. Были представлены результаты программ МАГАТЭ и Европейской Комиссии, отражающие большой объем работы по анализу безопасности АЭС с РБМК, проведенной международными экспертами и российскими и литовскими организациями.

В результате выполнения этих проектов выдано большое количество рекомендаций по повышению безопасности АЭС с РБМК. Большинство из них учитывают мероприятия, уже включенные в национальные программы для АЭС с РБМК и осуществляющиеся в России, Литве и на Украине.

На основании результатов начальной стадии своей программы по РБМК МАГАТЭ подготовило объединенный перечень проектных и эксплуатационных проблем безопасности "АЭС с РБМК: общие проблемы безопасности" [8]. Отчет подготовлен на основе анализов безопасности блока 3 Смоленской АЭС и Игналинской АЭС. Следовательно, данный перечень в первую очередь предназначен для АЭС с РБМК данного поколения. Там, где это считалось применимым, ссылка делалась и на РБМК других поколений.

В 1997 г. данная работа была расширена и включает теперь проектные аспекты РБМК первого и второго поколений. Соответствующую информацию о мероприятиях по повышению безопасности, рассматриваемых и/или проведенных для РБМК этих поколений, МАГАТЭ получило в результате технического визита на блок 2 Ленинградской АЭС. На этом, более позднем, этапе программы МАГАТЭ использовались также результаты других международных мероприятий по РБМК первого и второго поколений, в частности, финансируемых Европейской Комиссией.

Всего было выявлено 59 проблем безопасности, связанных с конструкцией и эксплуатацией РБМК. Большинство из них имеют общую характер, поэтому относятся ко всем поколениям РБМК. Конструкционные проблемы безопасности были классифицированы по их влиянию на глубоко эшелонированную защиту АЭС [8, 136], см. также Приложение 4.

Все выводы и рекомендации различных технических совещаний, анализов безопасности Смоленской и Игналинской АЭС, отчеты ASSET и результаты работ Европейской Комиссии собраны в базу данных МАГАТЭ-ВБП. Туда же включена информация по безопасности отдельных АЭС, представленная Генеральным конструктором РБМК из Москвы и самими АЭС с РБМК.

Достижения Результатом представленных выше работ стал международный анализ на основе стандартов NUSS МАГАТЭ, российских норм и национальной и международной практики различных аспектов конструкции и эксплуатации АЭС с РБМК.

Все 59 проблем безопасности в следующих семи актуальных областях были согласованы на международном уровне: конструкция и мониторинг реактора, система контроля и управления, целостность границы давления, анализ аварий, обеспечивающие системы и системы безопасности, пожаробезопасность и эксплуатационная безопасность.

Конкретные меры и сроки решения выявленных проблем безопасности должны определяться эксплуатирующей организацией и регулирующим органом. Поэтому факт выявления проблем безопасности не замещает собой проведения всесторонней оценки безопасности на уровне отдельной АЭС, необходимой в рамках национального лицензионного процесса.

Каждая конструкционная проблема безопасности классифицировалась в соответствии с определениями п.2.5.1 настоящего отчета, с учетом проводящихся или проведенных мероприятий по повышению безопасности.

В течение последнего десятилетия конструкторами и операторами проведена значительная работа по повышению безопасности реакторов РБМК и по исключению причин, вызвавших Чернобыльскую аварию. В результате осуществлены важные модификации проекта и режимов эксплуатации. Однако некоторые проблемы безопасности остаются, особенно для блоков первого поколения.

Сложилось единое мнение, что осуществление мероприятий, включенных в национальные программы повышения безопасности, а также рекомендованных в рамках ВБП МАГАТЭ, может значительно повысить безопасность АЭС с РБМК.

Перспективы Требуются дальнейшие действия на национальной, двусторонней и многосторонней основе по осуществлению мероприятий по повышению безопасности и рекомендаций, выданных в рамках проектов МАГАТЭ и других международных проектов; однако, необходимо финансирование.

Для определения мероприятий по реконструкции или компенсации в настоящее время проводятся всесторонние анализы безопасности некоторых блоков на основе современных норм и правил безопасности и лучшей международной практики. Для Игналинской АЭС подготовлен и проверен О ОБ, такая же работа началась и для Курской АЭС, Потребуется дальнейшее международное сотрудничество, включая участие МАГАТЭ, по проведению оценки на станционном уровне, анализов безопасности и опыта эксплуатации. Это будет способствовать открытости и поможет сконцентрировать усилия всех заинтересованных сторон на решении проблем безопасности.

7.2. ОБЗОР МЕРОПРИЯТИЙ ПО ПОВЫШЕНИЮ БЕЗОПАСНОСТИ

7.2.1. Оценка безопасности проектных решений и предложенных модификаций для блока 3 Смоленской АЭС (июнь 1993 г.) В рамках ВБП по безопасности АЭС с РБМК 7-18 июня 1993 г. в Учебнотренировочном центре Смоленской АЭС в Десногорске, Россия, МАГАТЭ собрало совещание по анализу достигнутого. Центр находится приблизительно в 4-х км от площадки блока 3 Смоленской АЭС, представителя наиболее усовершенствованного (третьего) поколения АЭС с РБМК, пущенного в эксплуатацию в середине 90-х г.г. Ряд мероприятий по повышению безопасности, определенных на основании анализа Чернобыльской аварии и других исследований, уже были внедрены на блоке.

Целью совещания было дальнейшее обсуждение выводов и рекомендаций в соответствии с техническим документом МАГАТЭ "Оценка безопасности предложенных мероприятий для АЭС с РБМК" [131], в частности, их применимость к блоку 3 Смоленской АЭС. Блок 3 Смоленской АЭС и блок 2 Игналинской АЭС являются референтными станциями для программы МАГАТЭ, т.к. являются флагманами (РБМК 3-го поколения и 2-го поколения с некоторыми доработками).

Совещание рассматривало три направления, проанализированные на совещании консультантов МАГАТЭ 27 октября - 5 ноября 1992 г. в Вене, а именно: контроль и мониторинг реактора, целостность компонентов и ограничение последствий аварии.

Кроме того, были рассмотрены: обеспечивающие системы и системы безопасности, контроля и управления, сейсмобезопасность, пожаробезопасность и эксплуатационная безопасность.

В проведении анализа участвовали 29 экспертов по ядерной безопасности из Канады, Финляндии, Франции, Германии, Италии, Японии, Испании, Швеции, Швейцарии, Великобритании и США и 10 экспертов из секретариата МАГАТЭ.

Большинство участников уже занимались анализами безопасности РБМК в рамках двусторонних и многосторонних программ содействия, поэтому им были хорошо знакомы темы анализа. Присутствовали также в общей сложности 60 специалистов по РБМК, включая 57 из России, два с Украины и один из Литвы, а также 14 переводчиков.

В качестве основного документа для анализа МАГАТЭ использовался исходный ООБ блока 3 Смоленской АЭС. Информация из ООБ была дополнена результатами специальных анализов безопасности и другой документацией по конструкции АЭС и ведению эксплуатации. Специальной дополнительной документации для совещания не готовилось. Члены аналитической группы МАГАТЭ побывали также на АЭС, каждый по своей теме анализа.

Контроль и управление активной зоной

Пуск блока 3 Смоленской АЭС был отложен в результате Чернобыльской аварии для проведения необходимых усовершенствований безопасности на основании анализа этой аварии. Некоторые из данных усовершенствований все еще проводятся и предлагаются дальнейшие мероприятия по совершенствованию системы контроля и управления и снижению значимости для безопасности оперативного запаса реактивности.

Целостность границы давления

В анализе КМПЦ рассматривались топливные каналы, контроль топливных каналов, операция перегрузки, проектные критерии прочности, контроль трубопроводов первого контура, применение концепции "течь перед разрушением" и конструкция клапанов первого контура. Анализ контура управления и останова был сконцентрирован на конструкции и контроле каналов СУЗ, системы охлаждения каналов СУЗ и механизма привода стержней управления и останова.

Внедрение предложений IAEA-TECDOC-694 задерживается, главным образом, из-за ограниченных ресурсов. Сделано заключение, что данные рекомендации остаются в силе, если не оговорено обратное, и их следует осуществить в кратчайшие сроки. В настоящее время проводятся работы в основном по испытаниям разработанного автоматического оборудования эксплуатационного контроля, установке усовершенствованной системы обнаружения протечки, проведению анализа механики разрушения и анализа "течи перед разрушением".

Ограничение последствий аварии Главным направлением анализа было исследование возможности множественных разрывов канальных труб при развитии аварийных последовательностей.

Необходимость этого была подчеркнута на основании документа МАГАТЭ IAEATECDOC-694, т.к. максимальной проектной аварией для системы защиты реакторного пространства от переопрессовки является разрыв одной трубы. Фактические возможности на блоке 3 Смоленской АЭС, на основании консервативного анализа, обеспечивают контроль одновременного разрыва 9-ти канальных труб. Но экспертов интересовало, имеются ли другие сценарии, которые могут привести к разрыву большего количества труб, например, при повреждениях раздаточного группового коллектора (РГК), запитывающего 42 топливных канала, или даже постулированные разрывы напорного коллектора насоса. Подобные сценарии обсуждались несколько более подробно, как случай полного, так и частичного разрыва трубы, когда стагнация потока в каналах может быть особенно опасной.

Системы безопасности и обеспечивающие системы По системам безопасности и их обеспечивающим системам блок 3 Смоленской

АЭС характеризуется, как имеющий:

достаточную степень резервирования (обычно 3x50%) всех систем безопасности такую же степень резервирования обеспечивающих систем безопасности

–  –  –

физическое разделение резервных линий оборудования.

Система контроля и управления Оборудование системы контроля и управления РБМК многочисленно, измеряет и записывает практически все станционные параметры, имеется также большая система защиты станции. Анализ дал возможность составить описание некоторых основных станционных систем и установить их функции.

Основные функции системы контроля и управления взаимосвязаны и используют общие подсистемы и оборудование, расположенные в совместно используемых помещениях.

Некоторые части системы достаточно разделены; хороший пример - САОР. В других случаях, к сожалению, имеет место совместная прокладка кабелей или использование совместных блоков, что может способствовать отказам по общей причине.

Основанная на измерении нейтронного потока автоматическая система защиты эффективна при условии, если наружные датчики могут отслеживать события в центре реактора. Девятизонная система локального автоматического регулирования (ЛАР), установленная на блоке 3 Смоленской АЭС, не сможет обнаружить локальный рост мощности при выводе одного из сорока потенциально "опасных" стержней ручного регулирования. Следовательно, нельзя исключить возможности повреждения топлива.

Логика была проверена подробно на одном примере; применяемый принцип соответствует эффективной практике проектирования с использованием для защиты от отказов нормально открытой и нормально закрытой релейной логики.

Система сбора, обработки, регистрации и индикации данных СКАЛА эффективна, однако ее оборудование устарело.

Пожаробезопасность В области пожаробезопасности основной задачей анализа было обоснование возможности безопасного останова или поддержания охлаждения реактора при пожаре.

Другой задачей - минимизация воздействия пожара на эксплуатацию АЭС, в особенности, влияния на возможность безопасного останова.

Сейсмобезопасност ь

Анализ сейсмобезопасности блока 3 Смоленской АЭС включал следующее:

оценку силы сейсмоудара и грунтовых эффектов, реакции и стойкости конструкций, реакции и стойкости оборудования и трубопроводов. Это было первое совещание по анализу сейсмобезопасности и целью его было разобраться в базе данных, критериях и методах, использованных для оценки и повышения сейсмобезопасности блока 3 Смоленской АЭС и АЭС с РБМК вообще. Совещаний, проведенных со специалистами ВНИПИЭТ, НИКИЭТ и НИАЭП в Москве и Десногорске, а также однодневного визита на АЭС, было достаточно для достижения данной цели.

Блок 3 Смоленской АЭС расположен в регионе, для которого разрушительные землетрясения не характерны. Проектная основа учитывает влияние сильных, но очень удаленных, землетрясений, а также слабые местные толчки.

Конструкции и системы блока 3 Смоленской АЭС аттестованы на 0.05g и O.lg от удаленных и местных сейсмических воздействий, соответственно.

По результатам обследования во время миссии на АЭС серьезных проблем с сейсмостойкостью конструкций или оборудования при таком низком уровне сейсмичности обнаружено не было. С 1993 г. проводятся более подробные работы по оценке сейсмической опасности для АЭС с РБМК, включая проведение независимого анализа ООБ для Игналинской АЭС.

Российские специалисты уже провели значительную и с высоким качеством работу по анализу и испытанию конструкций и компонентов, имеющих отношение к безопасности, и, в частности, реактора.

Эксплуатационная безопасность Оценку эксплуатационной безопасности многие АЭС сочли ценным вкладом в собственные осуществляющиеся программы усовершенствования. Оценка на Смоленской АЭС, главным образом блока 3, предназначалась для выявления сильных сторон программ и указания областей, где возможна их доработка.

В отношении проанализированных областей установлено, что программы эксплуатационной безопасности и управления учитывают многие из тех положений, которые необходимы для обеспечения удовлетворительных показателей и безопасной эксплуатации.

Однако имеются области, где эксплуатационную безопасность можно повысить и довести до международного уровня. Главная проблема состоит в том, что крайне предписательный подход, когда многие действия диктуются правилами, разработанными внешними по отношению к АЭС организациями (что нормально для России), вероятно, привел к пассивной позиции, позволяющей бесспорно принимать эти действия. Культура самооценки и самокритики, например, помогла бы выявить пробелы в нормах, недостаточную применимость технических инструкций в ситуации с нарушением нормальной эксплуатации или возможность усовершенствования давно принятой практики.

Работа по подготовке и внедрению симптомяо-ориентированных аварийных эксплуатационных инструкций, осуществляемая в рамках двустороннего сотрудничества между Россией и США, является очень важной и должна быть продолжена.

7.2.2. Оценка предложенных модификаций для Игналинской АЭС с точки зрения безопасности (октябрь 1994 г.) По заявке правительства Литвы Международное агентство по атомной энергии организовало совещание консультантов по оценке предложенных модификаций на Игналинской АЭС с точки зрения безопасности.

Целью совещания было дальнейшее обсуждение выводов и рекомендаций, представленных в документах [131, 132], и их применение к конкретной ситуации на Игналинской АЭС. Так как проектная информация и ряд предложенных модификаций для Игналинской АЭС были подготовлены Генеральным конструктором РБМК, Научно-исследовательским и конструкторским институтом энерготехники (НИКИЭТ), было решено провести совещание в два этапа. Первый, 17-22 октября 1994 г., в НИКИЭТ в Москве; второй, 24-28 октября 1994 г., на площадке АЭС в Литве.

В совещании участвовали двенадцать международных экспертов и сотрудников МАГАТЭ, а также большая группа специалистов НИКИЭТ и персонала АЭС. Шесть специалистов АЭС участвовали в дискуссиях в НИКИЭТ, и 11 специалистов НИКИЭТ в дискуссиях на Игналинской АЭС.

Подробная специальная документация по анализируемым темам была подготовлена в НИКИЭТ по просьбе МАГАТЭ.

Были также в наличии данные из ВАБ 1-го уровня, выполненного для Игналинской АЭС в рамках совместного шведско-российско-литовского проекта (Barselina).



Pages:     | 1 | 2 || 4 | 5 |

Похожие работы:

«ФГБОУ ВПО ТУВИНСКИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ УНИВЕРСИТЕТ ФГБН ТУВИНСКИЙ ИНСТИТУТ КОМПЛЕКСНОГО ОСВОЕНИЯ ПРИРОДНЫХ РЕСУРСОВ СИБИРСКОГО ОТДЕЛЕНИЯ РОССИЙСКОЙ АКАДЕМИИ НАУК МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РЕСПУБЛИКИ ТЫВА ТУВГУ; ТУВИКОПР СО РАН КЫЗЫЛ – 2017 УДК 82.9+392+394.011 ББК 83.3(2Рос=Рус)+63.5 К 93 К 93 КУРБ...»

«Марина Ивановна ЦВЕТАЕВА (1892–1941) М.Цветаева — самобытная поэтесса, не принадлежавшая ни к каким группировкам и течениям русской поэзии первой трети XX века, несмотря на то, что большинство поэтов предрево...»

«Прибор электро-радиохирургический Surgitron DF 120 Руководство по эксплуатации СОДЕРЖАНИЕ I ВВЕДЕНИЕ 3 I.1 ВВЕДЕНИЕ В РАДИОВОЛНОВУЮ ХИРУРГИЮ 3 I.2 ОПРЕДЕЛЕНИЕ ОПТИМАЛЬНОЙ ТЕХНИКИ И ВЫБОР РАБОЧИХ РЕЖИМОВ ДЛЯ РАЗЛИЧНЫХ М...»

«Государственное унитарное предприятие Воронежской области "Нормативно-проектный центр" СХЕМА ТЕРРИТОРИАЛЬНОГО ПЛАНИРОВАНИЯ БОБРОВСКОГО МУНИЦИПАЛЬНОГО РАЙОНА ТОМ I ПОЛОЖЕНИЯ О ТЕРРИТОРИАЛЬНОМ ПЛАНИРОВАНИИ БОБРОВСКОГО МУНИЦИПАЛЬНОГО РАЙ...»

«Перепечатка запрещена Утверждаю Утверждаю Начальник Федерального горного Начальник Главного управления и промышленного надзора России Государственной противопожарной (Госгортехнадзор Рос...»

«Утверждена Приказом и.о. Председателя Правления Акционерного общества "Национальная компания "Социально-предпринимательская корпорация "ЕРТIС" от "07" октября 2013 года № 104-п ТЕНДЕРНАЯ ДОКУМЕНТАЦИЯ По закупке услуг аренды офисного помещения г. Усть-Каменогорск 2013 год ТЕНДЕРН...»

«119 Паховая герниопластика (по Шулдайсу) Грыжи 417 119 Паховая герниопластика (по Шулдайсу) 1 Показания 7 Этапы операции Абсолютные: при диагностированной паховой грыже. Время Принцип реконструкции 1 операции: вскоре после установления диагноза или срочно при Разрез поперечной фасции 2 ущемлении. Предбрюшинна...»

«Государственное бюджетное профессиональное образовательное учреждение города Москвы "КОЛЛЕДЖ АВТОМОБИЛЬНОГО ТРАНСПОРТА № 9" ЦЕНТР ПРОФЕССИОНАЛЬНЫХ КВАЛИФИКАЦИЙ Москва 2016 год ЦЕНТР ПРОФЕССИОНАЛЬНЫХ КВАЛИФИКАЦИЙ ГБПОУ КАТ № 9 Был соз...»

«"УТВЕРЖДАЮ" Исполнительный директор НО Благотворительного фонда наследия Менделеева _ Е.Е.Шестернинов "_"_ 2011 г. м.п. ПОЛОЖЕНИЕ О ВСЕРОССИЙСКОМ ЛИНГВИСТИЧЕСКОМ КОНКУРСЕ ШКОЛЬНИКОВ...»

«УТВЕРЖДАЮ Руководитель Управления Федеральной службы судебных приставов по Республике Коми главный судебный пристав Республики Коми С.Ю. Щебекин " 19 " декабря 2011 г. План работы Управления Федеральной службы судебных приставов по Республике Коми на первое полугодие 2012...»

«Фонд оценочных средств для проведения промежуточной аттестации обучающихся по дисциплине. Контроль результативности учебного процесса 1. Перечень компетенций с указанием этапов их формирования в процессе освоения дисциплины. Формы контроля формирования компетенций Форма контроля Компетенции Семестр заочное очн...»

«JWP-16 OS РЕЙСМУСОВЫЙ СТАНОК JWP-16 OS HH GB Operating Instructions D Gebrauchsanleitung F Mode demploi RUS Инструкция по эксплуатации Артикул: 708531M 708531T 708531T-RUHH JPW Tools AG, Tmperlistrasse 5, CH-8117 Fllanden, Switz...»

«Переходи на НОЛЬ 2016_5 Тарифный план действует для абонентов, заключивших договор об оказании услуг связи на территории Пензенской области Тарифный план действует на территории Пензенской области Авансовая система расчетов Стоимость переход...»

«PACO RABANNE [пако рабан] Год основания Франция Страна Пако Рабанн Основатель PUIG B& FG, Испания Производитель ароматов “Для меня быть отличным от других значит быть собой” PACO RABANNE Рабанн, Пако (Франсиско Рабанеда Куэрво, р. 1934) — испанский кутюрье. Родился в г. Сан-Себастьяне. Его мать б...»

«2 Реферат Отчет 159 с., 1 ч., 113 рис., 10 табл., 110 источников. ЛАЗЕРНЫЙ ДЕФОРМОГРАФ, ЛАЗЕРНЫЙ НАНОБАРОГРАФ, ЛАЗЕРНЫЙ ИЗМЕРИТЕЛЬ ВАРИАЦИЙ ДАВЛЕНИЯ ГИДРОСФЕРЫ, ЛАЗЕРНЫЙ ГИДРОФОН, СОБСТВЕННЫЕ КОЛЕБАНИЯ БУХТ, ВЕТРОВЫЕ ВОЛНЫ, ТРАНСФОРМАЦИЯ ЭНЕРГИИ, ВЕТРОВ...»

«О рецензентах Аллан Бонд (Allan Bond) – разработчик программного обеспечения, более 10 лет работающий в сфере ИТ. Его основное внимание сосредоточено на разработке систем с использованием Java и связанных с ней технологий. В процессе работы Аллану довелось консуль...»

«w w w.M M W.r u Ретранслятор сигналов систем подвижной радиотелефонной связи стандартов GSM 900/1800 PicoCell 900/1800 SXB Паспорт Руководство по эксплуатации 12. СВИДЕТЕЛЬСТВО ОБ УСТАНОВКЕ Адрес места установки:_ Дата продажи (установки): "_" 20 г...»

«Главное управление МЧС России по Омской области Территориальный отдел надзорной деятельности и профилактической работы Ленинского административного округа г. Омска "ВЕСТНИК 01" № 01 от 25 января 2017 года http://https://twitter.com/OndLao http://vk.com/id358755612 Операти...»

«Протокол №1621 от 27.12.2016 УТВЕРЖДАЮ Председатель конкурсной комиссии Т.П. Карлышева "27" декабря 2016 года АО "Транснефть Сибирь" П Р О Т О К О Л №1621 г. Тюмень, ул. Республики, 139 Заседания конкурсной комиссии по рассмотрению заявок и допуску участников к процедуре пошагового понижения стоимости заявок на участие в открытом аукцио...»

«1. ОБЪЕКТ ИСПЫТАНИЙ 1.1 В качестве объекта испытаний выступают следующие изделия производства компании Инсталл, г. Хабаровск: (3 шт.) – Зажим анкерный для несущей изолированной нейтрали ЗАН-2000. Предназначен для крепления несущей нейтрали СИП-2 к крюкам и кронштейнам опор...»

«Жукова Александра Андреевна ОБРАЗ ВЕЧНОЙ ЖЕНСТВЕННОСТИ В ПОЗДНЕЙ ЛИРИКЕ Н. С. ГУМИЛЁВА В статье рассматривается несколько концепций, связанных с комментированием образа Машеньки из стихотворения Н. С. Гумилёва Заблудившийся трамвай. Автор статьи формулирует свой вариант прочтени...»

«РЕМОНТ УДАРНО-СЦЕПНЫХ УСТРОЙСТВ (30 страниц, 5 рисунков, список литературы) СОДЕРЖАНИЕ Введение. Цель и задачи работы.. 1 Краткая характеристика автосцепных устройств 1.1 Конструкция автосцепки СА-3 1.2 Действие автосцепки СА-3 1.3 Поглощающие аппараты 2 Ремонт ударно-сцепных устройств 2.1 Основные неисправности и причи...»

«Проект организации комплекса по выращиванию голубики www.pro-consulting.ua Данный документ был подготовлен специалистами компании Pro-Consulting и является конфиденциальным. Получатель данного документа обязуется соблюдать его конфиденциальность, которая распространяется на сотрудников...»

«МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ ФЕДЕРАЛЬНОЕ ГОСУДАРСТВЕННОЕ БЮДЖЕТНОЕ ОБРАЗОВАТЕЛЬНОЕ УЧРЕЖДЕНИЕ ВЫСШЕГО ОБРАЗОВАНИЯ МОСКОВСКИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ УНИВЕРСИТЕТ ТЕХНОЛОГИЙ И УПРАВЛЕНИЯ ИМЕНИ К.Г. РАЗУМОВСКОГО (ПЕРВЫЙ КАЗАЧИЙ УНИВЕРСИТЕТ) "УТВЕРЖДАЮ" Директор института, д.п.н, профессор _Попович А.Э. "02" сентября 2016г....»

«PROCLASS Плюс в качестве: Vacuklav®+ www.melag.ru Качество и инновации успех семейного предприятия Наша компания была основана в 1951 году как частное предприятие семейного типа. Мы обладаем многолетним опытом и успешно специализируемся на п...»

«Договор поставка г. Москва Общество с ограниченной ответственностью "ГЕНКЕЙ-телеком", именуемое в дальнейшем "Поставщик", в лице генерального директора Сотского Сергея Вячеславовича, действующего на...»










 
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.