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

Pages:     | 1 |   ...   | 2 | 3 || 5 |

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

-- [ Страница 4 ] --

Контроль и управление активной зоной Система контроля и управления активной зоной блока 2 Игналинской АЭС была проанализирована на основании информации, предоставленной разработчиком реактора до и во время совещания в Москве, и дискуссий с персоналом Игналинской АЭС на площадке АЭС. Анализ был сконцентрирован на основных проектных отличиях блока 2 Игналинской АЭС и блока 3 Смоленской АЭС [132].

В основном мероприятия, предпринятые на Игналинской АЭС по повышению безопасности реактора после аварии в Чернобыле, были теми же, что и на Смоленской и остальных АЭС с РБМК-1000. Несколько отличающиеся мероприятия предприняты по снижению парового коэффициента реактивности.

Целостность границы давления

Анализ целостности границы давления охватывал топливные каналы, системы КМПЦ; надежность компонентов и применение концепции "течь перед разрушением".

При проведении анализа на АЭС особое внимание было уделено программам, методам, процедурам, оборудованию и результатам эксплуатационного контроля топливных каналов и КМПЦ.

На момент проведения анализа МАГАТЭ, для точного прогноза остаточного срока службы технологических каналов блоков 1-2 Игналинской АЭС не хватало данных по испытаниям облученных топливных каналов.

Сейсмическая аттестация топливных каналов, стержней быстродействующей аварийной защиты (БАЗ) и перегрузочной машины для Игналинской АЭС на момент проведения анализа МАГАТЭ не была выполнена.

Ограничение последствий аварии Анализ ограничения последствий аварии рассматривал проектную основу Игналинской АЭС (т.е. нормы, примененные при проектировании систем безопасности и при оценке этих систем), возможности анализа (т.е. методы, допущения, экспериментальная поддержка, использованные при оценках безопасности АЭС с РБМК), результаты некоторых анализов МП А и их учет в аварийных эксплуатационных инструкциях.

Системы безопасности и обеспечивающие системы

Было проанализировано несколько систем, в которых предварительные оценки выявили проблемы безопасности. Анализ систем безопасности охватывал САОР и систему локализации аварии (СЛА). Обеспечивающие системы включали систему технической воды, промежуточного контура охлаждения и электропитания.

Система контроля и управления

Рабочая группа по системе контроля и управления проанализировала в общей сложности 22 различных предложения по модернизации и улучшению системы. В результате утверждены некоторые предложения, в частности: изменение механической части системы останова, обеспечение второго комплекта защитного оборудования;

дополнительные параметры останова и замена компьютерной системы ТИТАН.

Первоочередность модификаций была обсуждена между сторонами и на основе имеющейся информации сделана предварительная оценка.

Резюме совещания консультантов, проведенного в 1994 г.

До 1991 г. на Игналинской АЭС действовали нормы, разработанные в бывшем Советском Союзе. Затем началась разработка национальной системы регулирования, которая пока полностью не завершена. В 1997 г. российские нормы ОПБ-88 и ПБЯ-89 заменены литовскими, основанными на исходных российских нормах и стандартах МАГАТЭ.

Мониторинг состояния топливных каналов, особенно перекрытия графитового зазора и содержания водорода в канале, рассматривается существенно важной задачей для определении срока службы реакторных компонентов. Это может затронуть программу проведения модификаций с целью повышения безопасности. Было рекомендовано приложить дополнительные усилия для определения текущего состояния топливных каналов и периодического мониторинга соответствующих параметров безопасности. Анализ указал на необходимость скорого принятия решения о замене топливных каналов.





Эксперты, принимавшие участие в совещании консультантов, сделали вывод о необходимости интегрального подхода при рассмотрении проблем, связанных с модернизацией систем управления и безопасности, включая анализ существующих схем.

Обновленный ООБ для Игналинской АЭС и его анализ В настоящее время проводится работа по решению проблем безопасности, определенных для Игналинской АЭС на совещании консультантов, организованном МАГАТЭ в 1994 г; с того момента были сделаны важные достижения.

В 1994-97 г.г., на условиях грантового соглашения между правительством Литвы, Игналинской АЭС и EBRD по финансированию проекта модернизации с целью повышения безопасности, проведена всесторонняя оценка безопасности Игналинской АЭС. АЭС, с помощью западных конструкторских организаций и главного конструктора реактора НИКИЭТ, подготовила ООБ. Группой западных и восточноевропейских организаций технической безопасности была проведена всесторонняя проверка данного ООБ. Проект являлся уникальным, т.к. это было первым мероприятием по разработке ООБ западного образца для конкретной станции при совместной его проверке экспертами по ядерной безопасности из стран Восточной Европы и Запада [137,138].

Игналинская АЭС учла результаты ООБ и его анализа в рамках "Программы повышения безопасности - 2". Основные проблемы безопасности должны быть решены до предоставления блокам Игналинской АЭС регулярной лицензии. Для блока 1 Игналинской АЭС завершение лицензионного процесса ожидается к середине 1999 г.

7.2.3. Технический визит на блок 2 Ленинградской АЭС (май 1997 г.)

Для сбора информации о программах повышения безопасности на уровне отдельной АЭС и их взаимосвязи с указанным выше отчетом, 12-16 мая 1997 г был организован технический визит на Ленинградскую АЭС в России.

Целями визита были:

анализ применимости общих проблем безопасности, выявленных на блоке 3 Смоленской АЭС и блоке 2 Игналинской АЭС; определение ситуации с общими проблемами безопасности на АЭС; получение информации об объеме и степени внедрения программ повышения безопасности.

На закрывающем визит совещании с руководством АЭС эксперты МАГАТЭ с удовлетворением отметили объем проведенных и планируемых работ. Однако, было подчеркнуто, что решение о степени эффективности модернизации и повышения безопасности Ленинградской АЭС до приемлемого уровня должен принимать российский регулирующий орган (ГАН).

Контроль и управление активной зоной

К моменту визита (май 1997 г.) на блоке 2 были установлены 200 новых топливных элементов с диспергированным в топливной матрице выгорающим поглотителем (эрбием). По имеющейся у МАГАТЭ информации, к июню 1998 г.

установлено 633 таких топливных элемента. Данная мера повышает безопасность, т.к.

приведет к снижению парового коэффициента реактивности даже при отсутствии дополнительных поглотителей. Это также снизит значимость для безопасности оперативного запаса реактивности.

Система контроля и управления Значительное усовершенствование достигнуто в результате разделения реакторного управления и защиты на три отдельных линии. В системе контроля и управления реактором теперь используются нейтронные датчики как внутри реактора, так и снаружи.

Целостность компонентов Все топливные каналы на блоках 1 и 2 были заменены. Расчетные оценки зазора труба-графит хорошо согласуются с фактическими, наблюдавшимися при замене труб.

Эксплуатационный контроль усовершенствуется, концепция ТПР внедряется путем установки акустического оборудования, поставленного Японией; разрабатываются и устанавливаются другие системы обнаружения протечек. Однако внедрение аналитической и экспериментальной составляющих концепции ТПР продвигается медленнее.

Системы

На первом этапе реконструкции системы аварийного охлаждения реактора проведены важные усовершенствования. В частности, заменены РГК и на каждом установлен обратный клапан, установлены три коллектора САОР на каждую половину реактора. Водный объем барабанов-сепараторов увеличен в 2.5 раза. Увеличена производительность вентиляционной системы на случай разрыва до девяти канальных труб.

Строятся два новых здания, одно для блока 1 и одно для блока 2, для разделения САОР на три линии и установки гидроемкостей и дизель-генераторов. В зданиях будет также находится СЛА, занимающая пять этажей. Вокруг реакторного здания блока 1 для обеспечения плотности по протечкам сооружена конфайнментная защита.

МАГАТЭ получило информацию, что данная работа выполнена также и на блоке 2.

Пожаробезопасностъ

Проведены важные усовершенствования в области предотвращения и ограничения последствий пожара. Предприняты меры по снижению нагрузок от огня. В машзале защищены питательные насосы и установлены водяные пушки для охлаждения строительных конструкций. Планируется ряд дополнительных мероприятий. Помощь по этой проблеме была предоставлена Финляндией.

Во время визита на АЭС отмечены хорошие хозяйственные условия.

НИКИЭТ и Ленинградская АЭС, при содействии Швеции, Великобритании и США, выполняют вероятностный и детерминистский анализы безопасности для блока 2.

Независимая проверка анализов проводится ГАН при участии STUK, Финляндия, и GRS, Германия. Кроме того, планируется проведение более детального анализа безопасности, как для Игналинской АЭС, в сотрудничестве со Швецией, Великобританией и США.

7.3. НЕКОТОРЫЕ ПРОБЛЕМЫ БЕЗОПАСНОСТИ 7.3.1. Системы контроля реактивности и останова Как показала авария в 1986 г. на блоке 4 Чернобыльской АЭС, конструкция РБМК имеет несколько серьезных недостатков, связанных с системой контроля реактивности и останова. Некоторыми из наиболее важных проблем были:

положительный реактивностный эффект от ввода стержней СУЗ из крайнего верхнего положения, высокий положительный паровой коэффициент реактивности и медленный ввод отрицательной реактивности.

С тех пор на всех РБМК проведен ряд модификаций по повышению возможностей контролирования мощности и быстрого останова реактора. Дополнительные изменения и доработки пока рассматриваются, наиболее важная из них - еще одна система останова.

Деятельность МАГАТЭ

–  –  –

В начале деятельность МАГАТЭ в рамках ВБП была сконцентрирована на оценку направленности и основы всех модификаций, проведенных после Чернобыльской аварии, а также на определение фактической ситуации с осуществлением модификаций на конкретных реакторах РБМК. Для этого, во-первых, было необходимо более полно понять базовую конструкцию активной зоны РБМК. Анализы в этой области касались базовой конструкции реактора и аналитических средств, использовавшихся при проектировании, а также выяснения адекватности различных модификаций.

Одной из наиболее важных проблем был высокий положительный паровой коэффициент реактивности и насколько он был снижен после Чернобыльской аварии.

Отдельной проблемой была связь между положительным паровым коэффициентом реактивности и оперативным запасом реактивности (мера эффективности управляющих стержней, введенных в реактор). Анализировалась также зависимость положительного парового коэффициента реактивности от количества дополнительных поглотителей, а также от количества топливных сборок с повышенным обогащением. На аналитическом совещании, организованном МАГАТЭ в 1995 г., были согласованы коды и методы, используемые для определения обратной связи по паровому коэффициенту реактивности. [139]. Пока имеются некоторые нерешенные вопросы, касающиеся положительного парового коэффициента реактивности при работе на малой мощности.

Дальнейшее исследование и количественное определение парового и других коэффициентов реактивности в условиях работы на малой мощности поручено провести РНЦ "Курчатовский Институт" [140].

Другой проблемой является факт, что при потере теплоносителя из каналов СУЗ возможен рост реактивности, с которым сама СУЗ не справится. Для снижения влияния этого эффекта проведены несколько модификаций, включающих постепенный переход на использование управляющих стержней новой конструкции и разделение контура охлаждения системы управления и защиты на две половины. Однако такое разделение, намечавшееся на 1995 г., пока не реализовано ни на одном РБМК.

Российские специалисты отметили: при опорожнении каналов охлаждения СУЗ рост реактивности возможен только при несрабатывании системы останова от одного из трех независимых сигналов по увеличению уровня/давления. Кроме того, в процессе опорожнения каналов СУЗ (что занимает 120 с, т.е. в десять раз больше времени полного ввода стержней, равного 12 с) генерируются еще два независимых сигнала по повышению периода и мощности. Так что в этом случае выдаются пять независимых сигналов на срабатывание системы останова.

На основании этого, авария, связанная с опорожнением каналов СУЗ в условиях критичности, не рассматривается. В то же время наличие высокого (-4.5(3) положительного коэффициента реактивности требует разделения СУЗ на две половины и замены поглощающих стержней устаревшей конструкции (2091-01) на 2477-01 или КРО. Комплекс таких мероприятий исключит проблему опорожнения каналов СУЗ.

Из-за больших размеров реактора РБМК возникали вопросы о возможности адекватного управления и контроля локальных зон внутри активной зоны.

Анализировались в первую очередь тип и расположение приборов контроля активной зоны и процесс управления реактором в нормальных условиях эксплуатации.

В зависимости от конструкции реактора, он делится на 7-12 зон для обеспечения работы системы управления и защиты реактора (СУЗ), подсистемы локального автоматического управления (ЛАУ) и подсистемы локальной аварийной защиты (ЛАЗ).

Данные системы спроектированы для автоматической стабилизации главных гармоник радиально-азимутального распределения плотности энерговыделения и защиты реактора от локальных всплесков мощности, приводящих к превышению заданных эксплуатационных или безопасных пределов для критических параметров реактора, таких как линейная тепловая мощность, критическое соотношение мощности, и возможному повреждению топлива. Подсистемы приводятся в действие от сигналов внутриреакторных датчиков. Осевые нейтронные поля контролируются укороченными поглощающими стержнями (32-40 штук), вводящимися в реактор снизу.

При проведении анализов исследовались также различные типы управляющих стержней и скорость их ввода. Одной из проблем, выявленной в результате анализов, было отсутствие второй полностью независимой системы останова реакторов РБМК.

Была согласована необходимость установки дополнительной полностью независимой системы. МАГАТЭ провело тематические совещания по обсуждению характеристик и требуемых параметров второй системы останова для РБМК. Проанализированы различные варианты конструкции на предмет требований к эффективности и средствам, независимости, разнообразию, скорости останова, надежности и испытуемости. Работа по проектированию продолжается, но фактическое внедрение системы продвигается незначительно, т.к. техническое обоснование пока не завершено.

Между тем, необходимость в наличии второй быстродействующей, независимой и построенной на абсолютно разнообразных принципах действия системы останова на реакторах РБМК была обоснована анализами ATWS при разработке и независимой проверке ООБ для Игналинской АЭС [137,138].

Для обобщения и анализа результатов исследований причин Чернобыльской аварии, в 1996 г. в Москве МАГАТЭ организовало совещание. Выводы этого анализа были представлены на международном форуме "Десять лет после Чернобыля" в 1996 г.

[141].

Ь) Деятельность по конкретным станциям Так как все РБМК имеют в основном одинаковые проектные характеристики, на конкретных площадках было очень мало других проблем, кроме общих. Целью анализов на местах было определение объема проведенных модификаций и планов по дополнительным модификациям. Это также позволило экспертам МАГАТЭ получить общую информацию о возможностях персонала АЭС по анализу базы для различных модификаций и проведению соответствующих оценок.

Одной из сфер особого интереса, рассмотренной при проведении анализа МАГАТЭ на Ленинградской АЭС, является использование диспергированного в топливе выгорающего поглотителя (эрбия) для исключения или снижения необходимости контролировать положительный паровой коэффициент реактивности в соответствии с концепцией оперативного запаса реактивности (см. п.7.2.3). Важнейшим следствием этой модификация является то, что оперативный запас реактивности больше не будет в значительной мере определять величину парового коэффициента реактивности. На Игналинской АЭС использование топлива с эрбием начато в 1995 г. и к середине 1998 г.

на блоках 1 и 2 было загружено около 500 и 900 таких топливных сборок, соответственно.

Достижения Выработано единое мнение о том, что причины Чернобыльской аварии достаточно поняты, чтобы обеспечить соответствие мероприятий, предпринятых с целью предотвращения ее повторения.

В общем согласована необходимость дополнительной, полностью независимой системы останова для АЭС с РБМК всех поколений. Система должна удовлетворять требованиям стандартов ядерной безопасности МАГАТЭ.

Из-за высокой значимости для безопасности дополнительной системы останова и больших затрат времени на ее разработку, проверку, испытание и внедрение, независимые проверщики обновленного ООБ для Игналинской АЭС потребовали провести компенсирующие мероприятия до установки дополнительной системы. На это требование Игналинская АЭС спроектировала компенсирующую систему, которая летом 1998 г. была установлена на блоке 1.

Были выявлены недостатки аналитических средств, использовавшихся для расчета характеристик реактора, и проводятся работы по созданию пространственных комплексных нейтронных и теплогидравлических компьютерных кодов.

Ведутся работы по созданию пространственных кодов для расчета нейтронных полей, плотности теплоносителя и распределения температур в топливе и графите.

По этому поводу необходимо упомянуть, что некоторые успехи уже достигнуты.

Например, для РБМК (а также и для ВВЭР) в настоящее время используются объединенные трехмерные физические/теплогидравлические коды, некоторые из них разработанные в рамках двустороннего научно-технического сотрудничества между Россией и Германией. Эта работа началась с адаптации, валидащга и применения германских кодов для легководных реакторов в начале 90-х г.г. и к настоящему времени достигнут значительный прогресс. Работа в этом направлении продолжается.

Эксперты согласовали положение, что для будущих исследований, если таковые будут проводиться, необходимо иметь набор достоверных входных данных и начальных условий и желательно на основании достоверной базы данных выполнить типовой реперный расчет. Однако было отмечено, что при расшифровке показаний и записей имеющегося измерительного оборудования необходимо быть внимательным, т.к. имеются временные задержки и ошибки измерения.

Процедуры измерения парового коэффициента реактивности, используемые на АЭС с РБМК, в общем оказались адекватными. Однако, выданы рекомендации по некоторым усовершенствованиям, включая пространственное моделирование каждого топливного канала.

Требуется проведение анализов безопасности на уровне отдельных АЭС. ООБ для Игналинскои АЭС и работа по его проверке представляют в этом случае хороший пример. Однако объем работы был существенно снижен по сравнению с типичным западным ООБ.

Перспективы В общем и целом, проблемы реактора хорошо представляются, но необходимо еще провести большую работу по проведению согласованных модификаций для повышения безопасности на каждой АЭС с РБМК.

Объединенные нейтронные и теплогидравлические методы, используемые для расчета парового коэффициента реактивности, требуют дальнейшего пересмотра, направленного, в перспективе, на исключение зависимости от измеренного значения коэффициента. Следует провести подробную оценку погрешности измеряемого парового коэффициента реактивности, включая ее случайных и систематических составляющих. Считается, что проходящая в настоящее время разработка топливного цикла с эрбиевым поглотителем также будет способствовать снижению или устранению значимости для безопасности концепции оперативного запаса реактивности.

Требуется дальнейшая работа по снижению влияния на реактивность потери теплоносителя в каналах СУЗ. Этот эффект будет уменьшен вдвое при применении управляющих стержней новой конструкции, с отравленной диспрозием юбкой на конце стержня. Управляющие стержни новой конструкции облучены на нескольких РБМК.

В настоящее время проводится работа по созданию и внедрению полностью независимой, основанной на разнообразных принципах действия дополнительной системы останова для всех реакторов РБМК. По состоянию на июнь 1998 г. техническое обоснование еще не выполнено. Поэтому фактическое внедрение системы пока не начато. Перед установкой следует провести независимую оценку характеристик дополнительной системы останова. Европейская Комиссия оказывала содействие в этом направлении и возможность продолжения содействия рассматривается.

Требуется приложить дальнейшие усилия по разработке трехмерных компьютерных кодов, адекватно рассматривающих обратную теплогидравлическую связь для правильного учета пространственного взаимодействия нейтронных, температурных и полей плотности воды в реакторе. Рекомендовано усовершенствовать и верифицировать используемую методику создания библиотек сечений для трехмерных кодов, а также продолжить проводящуюся в настоящее время разработку и верификацию трехмерных кодов, что обеспечит усовершенствованные расчетные инструменты для проектирования реактора.

По-прежнему требуется дополнительная валидация используемых компьютерных кодов, а для определения ожидаемого диапазона величин ключевых параметров следует провести анализы неопределенности, являющейся результатом погрешностей станционных данных и расчетных методов.

73.2. Охлаждение топлива в аварийных условиях

Отсутствие адекватной системы аварийного охлаждения является одним из наиболее важных недостатков РБМК первого поколения. Максимальная проектная авария для данных реакторов ограничивается малым разрывом в определенных местах трубопроводов теплоносителя реактора. При этом предполагается наличие нормального электропитания.

Имеются проблемы, касающиеся способности САОР всех поколений обеспечить значительное количество охлаждающей воды в тех частях реактора, где это требуется более всего. Способность системы защиты определить необходимость в функциях САОР и автоматически вовремя реагировать на широкий спектр аварий LOCA также поставлена под вопрос.

Деятельность МАГАТЭ

–  –  –

Во время первого аналитического совещания в 1992 г. в Вене проводилось широкое обсуждение конструкции и работы САОР всех поколений РБМК. При этом обсуждение было сосредоточено на планировавшихся модификациях с установкой САОР на полный расход на АЭС с РБМК первого поколения. Во время дискуссии были подняты несколько проблем, касающихся проектной основы САОР, аттестации оборудования для работы в аварийных условиях, и наиболее важная - о разделении и различии принципов работы САОР.

Дальнейшие анализы выявили проблемы с обеспечением долговременного теплоотвода. Были также подняты проблемы, касающиеся надежности отсечного оборудования на трубопроводах, соединенных с системой теплоносителя первого контура.

b) Деятельность по конкретным станциям Анализы, проведенные на Смоленской и Игналинской АЭС, были направлены на рассмотрение вариантов усовершенствования конструкции и работы САОР.

Технический анализ, проведенный экспертами МАГАТЭ, посетившими блоки 1-2 Ленинградской АЭС, подтвердил факт осуществления важных мероприятий по повышению безопасности. Сюда входят реконструкция систем безопасности и строительство новых зданий, по одному на каждый блок, для разделения системы аварийного охлаждения реактора и для системы локализации аварии, способной ограничивать последствия разрыва нескольких напорных труб. Особо важным выводом данного визита было признание того, что, даже при некоторых уже проведенных модификациях, на полную мощность САОР будет выведена ориентировочно к 2001 г.

Достижения

Анализы МАГАТЭ обеспечили международный форум для оценки конструкции и работы САОР в свете современных международных стандартов. В результате согласованы основные проблемы и требуемые мероприятия по повышению безопасности и проводятся конструкционные и эксплуатационные усовершенствования.

На блоках 1-2 Ленинградской АЭС это замена РГК и установка обратных клапанов на каждый из них, а также монтаж трех коллекторов аварийного охлаждения на каждую половину реактора.

Перспективы

Ключевым нерешенным вопросом в этом направлении является завершение модернизации САОР на АЭС с РБМК первого поколения - блоках 1-2 Ленинградской АЭС и блоках 1-2 Курской АЭС. Кроме того, имеются дополнительные рекомендации по модификациям и усовершенствованиям на АЭС с РБМК второго и третьего поколений, касающихся увеличения степени разделения и разнообразия принципов действия САОР и логики ее срабатывания [8].

7.33. Целостность границы давления Основные проблемы безопасности в этой области связаны с целостностью топливного канала, разрывом критических компонентов (включая применение концепции ТПР, сейсмический проект, оценку старения) и эксплуатационным контролем.

7.3.3.1. Целостность топливного канала Анализы, проведенные в рамках программ технического сотрудничества и внебюджетных программ МАГАТЭ, показали высокую значимость проблемы целостности топливных каналов для безопасности АЭС с РБМК [8]. К настоящему времени на эксплуатирующихся АЭС с РБМК произошли три события с единичным разрывом топливного канала, вызванным блокированием потока теплоносителя или дисбалансом мощности. Разрыв топливного канала приводит к выходу радиоактивности в шахту реактора и может привести к дальнейшему выбросу в окружающую среду, если конфайнментная система безопасности не срабатывает должным образом. Разрыв нескольких топливных каналов, превышающий вентиляционную производительность системы защиты реакторного пространства от переопрессовки ставит серьезную угрозу безопасности АЭС, т.к. может привести к превышению давления в реакторном пространстве и впоследствии развиться в тяжелую аварию. Оценки, проведенные российскими специалистами, дают вероятность независимого множественного разрыва канальных труб менее 10"8 на реактор в год [142].

Далее, из-за неопределенности проблемы на стадии проектирования, газовый зазор между канальной трубой и графитовой кладкой перекрывается приблизительно через 17 лет эксплуатации АЭС, на что указывает опыт работы блоков 1-2 Ленинградской АЭС. Длительность процесса перекрытия зависит также от состояния материалов при изготовлении. Для правильного предсказания времени до полного перекрытия газового зазора требуется провести измерения на каждом блоке.

Обоснования продолжения безопасной эксплуатации АЭС при большом количестве перекрытых газовых зазоров не имеется, т.к. подобные условия разработчиком рассматриваются как недопустимые. Для предотвращения работы реактора в непроектных условиях проводится замена канальных труб.

В России имеется специальная процедура разрешения продления эксплуатации АЭС до следующего ППР.

Используемый подход к эксплуатационному контролю отличается от принятого повсеместно и основанного на предсказании и отслеживании развития дефектов, что позволяет вовремя обнаружить повреждение.

Деятельность МАГА ТЭ Деятельность МАГАТЭ первоначально была направлена на решение проблемы разрыва нескольких топливных каналов, признанной высоко значимой для безопасности проблемой. На совещании, организованном по этой теме, обсуждались исходные события, потенциально приводящие к подобным авариям, соответствующие аналитические средства, а также целостность топливных каналов (как в отношении канальных труб, так и по отношению к графитовой кладке) [143].

Далее, при сотрудничестве с правительством Литвы МАГАТЭ организовало рабочий семинар по целостности топливных каналов, ставший форумом широкого обмена опытом по данному вопросу.

На рабочем семинаре стало возможным организовать обсуждение аспектов, связанных с поведением канальных труб, графитовой кладки, взаимодействием материала труб и графита, и поведения конструкции реактора как при нормальных условиях эксплуатации, так и при авариях. Рассматривалась также и целостность тракта технологического канала. Результаты обсуждения были объединены в отчете [144], в котором также обсуждаются основные обнаруженные проблемы: деградация материалов в результате старения, перекрытие газового зазора, возможность распространения разрушения, статус имеющегося обоснования безопасности.

Достижения Достигнуто единое мнение о необходимости улучшения эксплуатационного контроля, включая разрушающий и неразрушающий контроль.

При замене канальных труб наблюдалось частичное местное перекрытие газового зазора. Документальное обоснование безопасности кратковременной работы при таких условиях отсутствует как для нормальной эксплуатации, так и для аварийных условий. Как сообщается, работа по формулировке обоснования безопасности проводится.

Прямых указаний на влияние небольшого процента каналов, работающих с перекрытием газового зазора в течение "короткого" периода времени, на увеличение риска нестабильного разрыва канальной трубы при нормальных условиях эксплуатации не обнаружено [144].

Согласовано, что при нормальной эксплуатации и при использовании российского подхода к замене труб (полная замена канальных труб в реакторе после определенной энерговыработки, когда происходит локальное перекрытие газовых зазоров), не обнаружено механизмов повреждения материала топливных каналов, способных повлиять на целостность канала.

Согласовано, что распространение разрушения при единичном разрыве трубы маловероятно; однако опубликованных данных в поддержку этого утверждения не имеется. МАГАТЭ получило информацию о недавнем выполнении такого анализа в рамках сотрудничества PNNL и НИКИЭТ и его публикации к концу 1998 г.

Перспективы

В рамках международного сотрудничества (двусторонняя программа Литва-США и российский НИКИЭТ) проводятся более детальные анализы, направленные на оценку вероятности распространения разрывов топливных каналов при свободных газовых зазорах и последствий переходных режимов при перекрытых газовых зазорах.

Российские разработчики создали и применили стратегию замены труб во избежание перекрытия газового зазора между канальной трубой и графитовой кладкой.

При таком подходе при нормальной эксплуатации не обнаружено механизмов повреждения материала топливного канала, способных повлиять на его целостность.

Всеми признано, что на настоящий момент нет обоснования безопасной эксплуатации реакторов РБМК с перекрытыми газовыми зазорами.

Следует продолжить разработку приемочных критериев целостности топливных каналов при переходных режимах и в аварийных условиях. Следует провести независимый анализ уже разработанных приемочных критериев.

Если будут обнаружены другие сценарии, даже при низкой вероятности событий концептуально способные привести к множественным разрывам труб, до закрытия проблемы следует провести их подробный анализ.

По-прежнему имеется необходимость в создании всеобъемлющей базы имеющихся данных, относящихся к целостности топливного канала (как самого канала, так и графитовой кладки).

Необходимо продолжать осуществлять эксплуатационный контроль, как разрушающий, так и неразрушающий, и проводить усовершенствования.

7.3.3.2. Разрыв критических компонентов Первый контур РБМК представляет собой сложную конструкцию, как в смысле компоновки, так и в смысле используемых материалов. Некоторые компоненты первого контура и трубопроводы находятся за пределами конфайнмента. Максимальная проектная авария для АЭС первого поколения не учитывает разрывы трубопровода Ду800, а системы безопасности не рассчитаны на противостояние подобным отказам.

Более того, разрывы трубопровода Ду80О на АЭС первого поколения могут привести к повреждению строительных конструкций. В проекте последующих АЭС с РБМК учитываются разрывы Ду800 с точки зрения производительности САОР и СЛА (кроме блоков 3-4 Ленинградской АЭС, где СЛА не рассчитана на разрыв Ду800). Кроме того, нет ни ограничителей реактивных перемещений трубопроводов, ни экранов от струй, а компоненты разделены только в малой степени. Следовательно, могут произойти зависимые отказы в КМПЦ при двустороннем гильотинном разрыве компонентов большого диаметра (это мнение экспертов не обосновано какими-либо специальными анализами для РБМК). Поэтому применение концепции ТИР рассматривается первоочередной задачей, т.к. это связано с проведением комплексной оценки всех необходимых характеристик конструкции, монтажа и эксплуатации компонентов, достаточной для обоснования малой вероятности разрывов высокоэнергетичных трубопроводов большого диаметра, а также обеспечит раннее оповещение оператора до наступления большого разрыва.

Концепция ТПР признана жизнеспособной методологией для обоснования целостности высокоэнергетичных трубопроводов большого диаметра. Успешное применение концепции позволяет исключить отдельный учет динамических эффектов, связанных с разрывами трубопроводов первого контура большого диаметра, на ряде АЭС с PWR. Где невозможно исключить межкристаллитное коррозионное растрескивание под напряжением (МКР), что характерно и для РБМК (трубопроводы Ду350: опускные каналы, питательные трубы РГК, трубопроводы САОР и системы очистки и теплоотвода), концепция ТПР не применена и до настоящего времени не одобрена к применению для трубопроводов BWR.

В январе 1997 г. при плановом эксплуатационном радиографическом контроле на блоке 3 Ленинградской АЭС обнаружены трещины в сварных швах трубопроводов Ду350 из аустенитной стали. 35% из 974 проконтролированных радиографией сварных швов имели индикации. Трещины не были сквозными. Зоны растрескивания были вырезаны для исследования, которое обнаружило межкристаллитные трещины в зоне термовлияния.

Позднее контроль образцов сварных швов из такого же типа трубопроводов на блоке 1 Курской АЭС выявил дефекты в пяти швах из 80-ти обследованных. В результате проведен 100%-ый радиографический контроль всех трубопроводов, а затем и УЗК. В последствии такие же повреждения обнаружены на трубопроводах Ду350 других АЭС с РБМК. Результаты маталлографических испытаний вырезанных образцов растрескивавшегося материала путем фрактографического анализа поверхностей повреждения подтвердили механизм разрушения. Эти же результаты показали, что радиографический контроль при данном типе повреждения не эффективен. Для более точной оценки, учитывающей специфику конструкции и структуру аустенитных сварных швов, в рамках программы международного содействия была разработана, испытана и допущена к использованию на АЭС с РБМК в России новая методика УЗК. Внедрение этой методики, включающей как ручные, так и автоматические методы, в настоящее время осуществляется. Одновременно были разработаны и при необходимости внедрены технологии ремонта.

В России имеется специальная процедура разрешения продления эксплуатации до следующего ППР с предоставлением регулирующему органу соответствующего обоснования безопасности. Используемый подход к эксплуатационному контролю отличается от принятого повсеместно и основанного на предсказании и отслеживании развития дефектов.

Деятельность МАГАТЭ а) Общая деятельность

В 1995 г. МАГАТЭ организовало тематическое совещание по применению концепции ТПР на АЭС с РБМК. Целью совещания было проведение анализа работ по применению концепции ТПР для КМПЦ АЭС с РБМК, выполненных к настоящему времени, и обсуждение планов дальнейшей работы в этом направлении. Анализ и обсуждение касались содержания, объема и адекватности расчетов и использованного подхода к валидации. Результаты обсуждения приведены в отчете [145], рассматривающем аспекты, связанные с применимостью концепции ТПР, ее методологией и внедрением на АЭС.

По просьбе правительства Украины и принимая во внимание вопросы безопасности, связанные с недавно обнаруженным при эксплуатационном контроле на АЭС с РБМК межкристаллитным коррозионным растрескиванием под напряжением, МАГАТЭ организовало по этой теме региональный рабочий семинар.

Целью семинара был обмен опытом, накопленным на АЭС с BWR корпусного типа и РБМК, по растрескиванию под действием окружающей среды трубопроводов из аустенитной стали.

Презентации и дискуссия на семинаре касались следующих аспектов:

эксплуатационный опыт (используемые методы эксплуатационного контроля и полученные результаты и т.п.);

анализ коренных причин (металлографические исследования, практики оценки дефектов и т.п.);

» средства и методы ремонта, включая требуемую аттестацию;

проблемы безопасности и проведенные анализы безопасности.

В семинаре участвовал сорок один эксперт из Чешской Республики, Германии, Литвы, России, Испании, Швейцарии, Великобритании, Украины, США и МАГАТЭ.

Семинар был организован в рамках проекта технического сотрудничества МАГАТЭ RER/9/052 и принимался правительством Украины в чернобыльском Центре ядерной безопасности в г.Славутич, Украина, 22-26 июня 1998 г.

Семинар послужил хорошим форумом для подробного обсуждения технических вопросов [146]. Сделан вывод о том, что МКР трубопроводов из аустенитной нержавеющей стали является общей проблемой для реакторов, работающих с воднохимическим режимом, типичным для BWR. Этот тип повреждения известен с начала 70-х г.г. для трубопроводов из нестабилизированной нержавеющей стали (США, Япония и т.д.) и с начала 90-х г.г. для стабилизированной титаном нержавеющей стали (Германия) и в настоящее время представляется уже хорошо контролируемым на BWR корпусного типа. Для АЭС с РБМК это явление довольно ново, но может быть поставлено под контроль тем же комплексом мероприятий, показавшем свою эффективность в результате опыта эксплуатации BWR корпусного типа (УЗК как метод эксплуатационного контроля, обнаружение протечек, технологии ремонта, снижение напряжений в сварных швах, улучшение водно-химического режима и т.п.).

Ь) Деятельность по конкретным станциям

В рамках деятельности литовских организаций по повышению безопасности Игналинской АЭС была начата подготовка отчета с рекомендациями по применению концепции ТПР на Игналинской АЭС. После его завершения и по запросу правительства Литвы МАГАТЭ организовало рабочий семинар для оказания содействия экспертам литовского надзорного органа (VATESI) при проведении анализа отчета.

Рабочий семинар проводился Шведским Международным Проектом 16-18 февраля 1998 г. в Стокгольме, Швеция. В семинаре участвовали восемнадцать экспертов из Чешской Республики, Германии, Литвы, России, Швеции, США и МАГАТЭ, которые выдали ряд замечаний и комментариев [147] к разработанному руководству.

Руководящий документ VATESI по применению концепции ТПР на Игналинской АЭС представляется качественным и полезным материалом. Он предоставляет хорошую основу для разработки нормативного документа, рассматривающего основные принципы применения концепции ТПР на Игналинской АЭС.

Достижения

Концепция ТПР признана жизнестойкой методологией для обоснования целостности высокоэнергетичных трубопроводов большого диаметра на АЭС с РБМК.

Согласовано положение о том, что применение концепции ТПР на АЭС с РБМК позволит исключить отдельный учет динамических эффектов, связанных с разрывами трубопроводов первого контура большого диаметра, удовлетворяющих необходимым требованиям, например, отсутствие МКР.

В рамках двустороннего сотрудничества с Японией была начата разработка акустической системы обнаружения протечек для Ленинградской АЭС. В рамках программы международного содействия (TACIS) проводятся анализы применимости концепции ТПР на Смоленской АЭС. По программе TACIS на Смоленскую АЭС будет поставлено оборудование для неразрушающего контроля. Полученные к настоящему времени результаты (по Фазе I программы) по сообщениям указывают на применимость концепции ТПР к трубопроводам Ду800 (напорные и всасывающие коллекторы). Работа по Фазе II пока продолжаются. В рамках двустороннего сотрудничества со Швецией разработаны нормативные требования по применению концепции ТПР на Игналинской АЭС и в настоящее рассматриваются меры по ее практическому внедрению.

Работы по проблеме МКР на АЭС с РБМК начаты для всех эксплуатирующихся реакторов, но пока не завершены. При разработке мероприятий в странах, эксплуатирующих АЭС с РБМК, с пользой применялся опыт, накопленный BWR корпусного типа. Международное сотрудничество по данной проблеме очень важно и необходимо.

Защиту трубопроводов из аустенитной стали от повреждения по причине МКР следует обеспечивать многими барьерами, такими как водно-химический режим, контроль, оценка, ограничение последствий, ремонт, мониторинг протечки, системы аварийного охлаждения реактора и контейнмент. Дальнейшее международное сотрудничество, в частности в области эксплуатационного контроля и мониторинга протечки, может дать полезные результаты.

Перспективы

Для достижения ожидаемой пользы с точки зрения безопасности, деятельность по применению концепции ТПР должна осуществляться на уровне отдельных АЭС и подробно рассматривать все связанные аспекты, например, расчеты, модификации оборудования, установка/аттестация систем обнаружения протечки, эксплуатационный контроль и другие аспекты эксплуатации.

При применении концепции ТПР особое внимание необходимо уделить коррозионному повреждению (МКР), наблюдавшемуся в последнее время на АЭС с РБМК.

Сделан вывод о том, что МКР трубопроводов из аустенитной нержавеющей стали является общей проблемой для реакторов, работающих с водно-химическим режимом, типичным для BWR. Этот тшпговреждения, как представляется, уже хорошо контролируется на BWR корпусного типа, но образует еще одну проблему для АЭС с РБМК, требующую дальнейшего рассмотрения.

73.4. Система конфаинмента

РБМК второго и третьего поколений имеют относительно плотную по протечкам систему конфаинмента с конструкциями из армированного бетона и системой сдерживания давления, называемой СЛА. Данная система охватывает только часть КМПЦ и состоит из нескольких "герметичных боксов". В систему не входит значительная часть КМПЦ, пароводяные коммуникации, барабаны-сепараторы и все паропроводы, а также части опускных труб от барабанов-сепараторов до всасывающих коллекторов. Реакторы первого поколения не имеют СЛА.

Система защиты реакторного пространства от переопрессовки является конфайнментной и используется на РБМК для сброса давления при протечке или разрыве топливного канала. Система эта важна, т.к. при возникновении слишком высокого давления в реакторном пространстве (например, при разрыве нескольких труб) плита или верхняя часть может быть сдвинута, что приведет к разрыву всех топливных каналов и большим радиоактивным выбросам (см. также п.7.3.3.1).

Деятельность МАГАТЭ

–  –  –

Анализы безопасности, проведенные МАГАТЭ, предоставили возможность исследования конструкции и работы СЛА и системы вентиляции реакторного пространства.

b) Деятельность по конкретным станциям Результаты анализа аварии, представленные разработчиками для блока 3 Смоленской АЭС, с консервативными допущениями показывают, что производительность системы защиты от превышения давления достаточна на случай одновременного разрыва до 10-ти канальных труб с высокоэнергетичными топливными сборками.

Анализ, проведенный на Игналинской АЭС, показал, что принцип глубоко эшелонированной защиты не выполняется - не все части КМПЦ охвачены конфайнментом, например, верхние отделы канальных труб, пароводяные коммуникации, верхние отделы опускных каналов барабанов-сепараторов, коммуникации между барабанами-сепараторами. При разрыве данных трубопроводов пар выбрасывается непосредственно в атмосферу. То же самое происходит и на других АЭСсРБМК.

В ООБ для Игналинской АЭС показано, что все LOCA со значительными повреждениями топлива при его перегреве локализуются в конфайнменте и проведение одобренных конструктивных изменений обеспечит целостность топлива при разрывах паропроводов и непревышение допустимых пределов доз для населения при разрывах с непосредственным сбросом в атмосферу.

Модификации с целью увеличения сбросной емкости реакторного пространства, достаточной на случай одновременного разрыва до десяти топливных каналов, были полностью одобрены проверщиками и осуществлены на блоках 1-3 Ленинградской АЭС, блоке 1 Курской АЭС и блоках 1-2 Игналинской АЭС.

Анализ, проведенный на Ленинградской АЭС, показывает, что системы ограничения выброса активности - строения СОВА - возводящиеся на блоках 1 и 2, аналогичны СЛА для РБМК второго и третьего поколений. Главная проблема состоит в том, что окончание работ ожидается только к 2001 г. [148].

Достижения Необходимость усовершенствования АЭС первого поколения признана странами, эксплуатирующими РБМК; однако из-за недостатка финансирования проведение этих крайне необходимых модификаций затягивается на слишком длительное время.

Перспективы По-прежнему ни для одной АЭС с РБМК нет планов по усовершенствованию функции конфайнмента и включению в него всех тех частей КМПЦ, в настоящее время не охваченных СЛА.

73.5. Функции обеспечивающих систем Для обеспечения нормальной работы различных систем безопасности их обеспечивающие системы должны быть такими же высоконадежными и способными работать в потенциально тяжелых условиях. Большинство серьезных проблем, затрагивающих глубоко эшелонированную защиту, связаны с недостаточным разделением линий или цепей оборудования; недостаточным разделением эксплуатационных функций и функций безопасности; недостаточным разнообразием принципов действия компонентов и систем; низкой надежностью и плохим обслуживанием; неаттестованным оборудованием.

Деятельность МАГАТЭ

–  –  –

Так как не было возможности проанализировать все разнообразные обеспечивающие системы и компоненты АЭС с РБМК, проводился анализ конструкции и работы нескольких наиболее важных: контроля и управления, технической воды и теплоотвода к конечному поглотителю, электропитания, включая дизель-генераторы.

Во время проведения анализа на Смоленской АЭС в июне 1993 г. особо отмечалось то, что система контроля и управления имеет одни и те же приборы и компоненты как для выполнения функций безопасности, так и для выполнения функций контроля.

Было обнаружено, что высокая степень резервирования некоторых главных систем безопасности не наблюдается в той же мере в обеспечивающих системах, таких как технической воды и промежуточного контура охлаждения. Более того, высокому уровню резервирования систем безопасности не всегда можно полностью доверять, т.к.

возможны отказы по общим причинам. Обнаружено также, что различия между АЭС столь значительны, что каждую рекомендацию необходимо оценивать на уровне отдельной АЭС.

В рамках совместного проекта МАГАТЭ также содействовало Международной электротехнической комиссии (IEC) в разработке мероприятий по повышению безопасности РБМК через усовершенствование системы контроля и управления [149].

b) Деятельность по конкретным станциям В общем случае анализы на блоке 3 Смоленской АЭС и Игналинской АЭС подтвердили недостаточное изолирование и, что наиболее важно, отсутствие разнообразия принципов работы подсистем и компонентов. В системах технической воды функции безопасности и не имеющие отношения к безопасности были недостаточно или совсем не разделены. Проведенные анализы вскрыли также проблемы с обслуживанием некоторого оборудования и надежностью оборудования.

Несмотря на то, что обеспечивающие системы на каждой АЭС различны, обнаруженные проблемы имеют общую природу, а не являются характерными для какой-либо одной площадки или АЭС.

Достижения Результаты и информация, полученные МАГАТЭ при проведении анализов, были крайне важны для более глубоких исследований, проводившихся в рамках других двусторонних и многосторонних программ. Соответствующие проблемы безопасности и требуемые меры по повышению безопасности согласованы на международном уровне.

Перспективы Работы по усовершенствованию обеспечивающих систем РБМК продолжаются на уровне отдельных АЭС. Однако потребуются большие усилия для проведения необходимых модификаций на каждой АЭС.

7.3.6. Анализ аварий Анализ постулированных аварий, приведенный в ТОБ блока 3 Смоленской АЭС и Игналинской АЭС оказался очень ограниченным и, в общем случае, не дано четкого описания допущений при проведении анализа. Данное техническое обоснование было подготовлено в соответствии с национальными нормами, действовавшими на момент ввода в эксплуатацию отдельных АЭС, и не соответствующими современной мировой практике. Компьютерные коды, использовавшиеся при проектировании РБМК, имели ограниченные возможности моделирования и было мало экспериментальных данных для их валидации.

Деятельность МАГАТЭ

–  –  –

При проведении самых первых анализов МАГАТЭ были подняты проблемы и вопросы, связанные с адекватностью анализа аварий и технической основы различных функций безопасности. При последующих анализах на площадках АЭС было посвящено больше времени и проведено больше дискуссий для понимания сущности анализа аварий, выполненного в обоснование безопасности РБМК.

Кроме того, МАГАТЭ финансировало несколько совещаний, специально посвященных повышению возможностей анализа аварий для АЭС с РБМК.

Для решения проблемы валидации кодов, в особенности требуемых для исследования аварийных сценариев, которые могут привести к множественным разрывам канальных труб, была разработана валидационная матрица кодов, а в 1995 г.

при координации МАГАТЭ начались международные испытания. Испытания основывались на экспериментальных результатах, представленных в МАГАТЭ правительством Японии [150]. В данном мероприятии принимали участие эксперты из Германии, России, Швеции, Швейцарии и США. Российские специалисты представили результаты, полученные в рамках проекта по анализу тяжелых переходных режимов, финансируемого Европейской Комиссией.

Отдельной целью данных испытаний была валидация пакета компьютерных кодов по теплогидравлике для расчета некоторых явлений, имеющих отношение к анализу безопасности РБМК, в частности, сценария с множественным разрывом труб.

Событиям, приводящим к множественным разрывам канальных труб, уделено значительное внимание при оценке безопасности РБМК, т.к. они могут развиться в тяжелые аварии. На начальном этапе проведения оценки потенциальным таким событием был определен частичный разрыв раздаточного группового коллектора, т.к.

анализы данного события на основании результатов, полученных по кодам RELAP5, ATHLET и CATHARE, показали, что при определенном размере разрыва прекращение циркуляции и колебания потока могут привести к перегреву канальных труб.

Природа подобных колебаний полностью не выяснена, поэтому рекомендовано провести экспериментальное исследование данной проблемы или валидацию теплогидравлических кодов, использующихся при анализе, на основе имеющихся экспериментальных данных.

На тематическом совещании, организованном МАГАТЭ и проходившем в PNC в 1994 г., из целого ряда экспериментов, проведенных PNC, группа международных экспертов отобрала матрицу испытаний, касающихся интересующих явлений. На основе этих материалов в 1995 г. МАГАТЭ начало осуществление международной программы с целью проведения валидации теплогидравлических компьютерных кодов расчета отдельных явлений, рассматриваемых при анализе безопасности РБМК.

К данным явлениям отнесены прекращение циркуляции (стагнация) при близком к нулю перепаде давлений, кризис теплообмена, закризисный теплообмен в условиях восходящего и нисходящего потока, повторное смачивание, критический расход, опрокидывание циркуляции (образование контура противотока и его разрыв), естественная циркуляция, волновые колебания плотности на малой мощности и колебания потока в горизонтальных трубах, обусловленные режимом течения.

Выбранные для проведения валидации испытания рассматривают колебания потока, вызванные переходными режимами на высокой мощности, мощность канала при кризисе теплоотдачи в условиях потока с низким расходом, колебания потока в двух параллельных каналах при равном нулю результирующем расходе теплоносителя (для двух случаев: уровень воды в опускном канале 1 м и 10 м) и ухудшенный теплообмен в одиночном канале при разрыве входной трубы.

Участники подтвердили, что экспериментальные данные, представленные PNC, являются важной информацией о явлениях, рассматривающихся в анализе аварий РБМК, и достаточны для обеспечения базы экспериментальных данных, требуемой для валидации. В частности, было согласовано, что необходимость в проведении ранее рекомендованного дополнительного эксперимента для исследования стагнации потока уменьшилась.

Мероприятия по валидации кодов внесли вклад в улучшение понимания потенциальных причин, природы и картины колебаний потока в реакторах канального типа. Колебания потока, сопровождающиеся стагнацией, отмеченные ранее проведенными расчетами частичного разрыва РГК, могут иметь место в реальности.

Поэтому следует учесть поведение потока в закризиснои области и теплообмен, если используемые коды адекватно воспроизводят эти явления.

Испытания показали, что при правильном моделировании код ATHLET способен воспроизвести волновые колебания плотности в закризиснои области и колебания двухфазного потока, обусловленные режимом течения. Амплитуды колебаний потока, рассчитанные по коду, занижены, что требует дальнейшего изучения.

Наступление кризиса теплообмена в канале при восходящем потоке с низким расходом хорошо согласуется с экспериментом. При нисходящем потоке с низким расходом предсказывается более раннее наступление кризиса. При высоких расходах (3.75 кг/с) предсказывается более позднее наступление кризиса независимо от направления потока.

Расчет по коду ATHLET поведения канала в условиях стагнации дает результаты, очень хорошо согласующиеся с экспериментом. Стагнация потока получена в эксперименте на двухканальном стенде при разрыве входной трубы. По причине, связанной с организацией эксперимента, траектории мощности и потока не вошли в нестабильную область карты устойчивости и колебания потока в эксперименте не наблюдались. Однако разогрев канала, опрокидывание циркуляции, охлаждение паром, повторное смачивание и восстановление потока на стадии стагнации и после нее воспроизводятся кодом правильно.

Код RELAP5, в общем случае дающий приемлемо согласующиеся с экспериментом результаты, не воспроизвел колебаний потока и наступление кризиса теплообмена в канале для эксперимента с волновыми колебаниями плотности в закризисной области. Для дальнейшего изучения этой проблемы проводятся расширенные исследования чувствительности и моделей кода.

В 1996 г. МАГАТЭ организовало тематическое совещание по трехмерным кодам расчета реактора и систем [151]. Совещание рассмотрело состояние разработки трехмерных компьютерных кодов для расчета реактора и систем на АЭС с РБМК, оценило состояние валидации кодов и определило требования к кодам. Ценный вклад был внесен финансируемым Европейской Комиссией проектом с участием Университета города Бремена (Германия) и РНЦ "Курчатовский институт" (Россия).

В апреле 1997 г. МАГАТЭ начало разработку руководства по анализу аварий для РБМК. Целью создания руководства было установление минимального набора требований к детерминистскому анализу аварий, отражающих современные подходы, используемые в странах Восточной Европы и Запада, проводящих анализы аварий РБМК. При подготовке руководства учитывался международный опыт и практика, применялись современная методология и консервативные подходы к детерминистскому анализу безопасности и аварий.

В разработанном документе [17] рассматривается анализ переходных режимов и аварий, требуемый в качестве раздела ООБ, и который должен быть проведен эксплуатирующей АЭС организацией и/или поставщиком реактора в соответствии с указаниями национального надзорного органа. Такой анализ можно также использовать для обоснования проведенных и вновь предлагаемых технических усовершенствований и модификаций в целях повышения безопасности на АЭС с реакторами типа РБМК. В документе не рассматриваются требования к анализу запроектных и тяжелых аварий.

МАГАТЭ также оказывало помощь в сфере ВАБ. В 1994 г. МАГАТЭ проанализировало ранее выполненный в России ВАБ для Ленинградской АЭС [34].

Проанализированное предварительное исследование риска содержит элементы, которые могут быть использованы в проводящихся в настоящее время работах, направленных на подготовку ВАБ 1-го уровня для Ленинградской АЭС.

В 1996 г. МАГАТЭ собрало совещание по рассмотрению классификации поврежденных состояний активной зоны канальных реакторов. Были обсуждены подходы, используемые для Игналинскои АЭС, CANDU и реактора US Navy в Окридже [152]. Были согласованы различные уровни повреждений реактора в зависимости от тяжести и количества поврежденных каналов.

В рамках трехсторонней шведско-российско-литовской программы в 1994 г. для Игналинскои АЭС выполнен ВАБ уровня 1+ (проект Barselina). Планируется проведение ВАБ 2-го уровня.

В феврале 1996 г. в Москве МАГАТЭ совместно с НИКИЭТ организовали совещание [153] по анализу документа "Причины Чернобыльской аварии: обзор исследований за последние десять лет", подготовленного российскими экспертами для представления на международном форуме "Десять лет после Чернобыля: аспекты ядерной безопасности" в апреле 1996 г. в Вене.

Ь) Деятельность по конкретным станциям Мероприятия МАГАТЭ в отношении анализа аварий были, главным образом, общими.

Результаты анализа аварий, обсуждавшиеся во время проведения миссий МАГАТЭ на блоке 3 Смоленской АЭС и Игналинскои АЭС, подтвердили необходимость существенного повышения качества и полноты анализа в соответствии с современной методологией.

Игналинская АЭС совсем недавно завершила разработку отчета по обоснованию безопасности (ООБ) по западному образцу. Отчет подготовлен в сотрудничестве с восточноевропейскими и западными партнерами в рамках грантового соглашения с EBRD и был проанализирован международным консорциумом экспертов из организаций технической безопасности. Разработка ООБ и его анализ проводились под наблюдением международной группы главных экспертов по ядерной безопасности.

Обновленный ООБ Игналинской АЭС не рассматривает все аспекты, требуемые от полного ООБ западного образца, и не может в полной мере применяться для целей лицензирования. Но независимая проверка сделала заключение, что ООБ Игналинской АЭС рассматривает большинство ключевых проблем.

МАГАТЭ не участвовало в этих мероприятиях.

Достижения Операторы и генеральный конструктор РБМК в общем согласны с тем, что анализ аварий и техническое обоснование необходимо доработать с учетом проведенных модификаций и привести в соответствие с лучшей международной практикой.

Руководство, разработанное в рамках ВБП [17], приводит минимальный набор требований к детерминистскому анализу аварий и отражает современные подходы, используемые в странах Восточной Европы и Запада, проводящих анализы аварий для реакторов РБМК.

Специалисты пока по-разному интерпретируют причины Чернобыльской аварии.

Достигнуто единое мнение, что современное понимание потенциальных причин аварии достаточно для суждения о том, являются ли проведенные усовершенствования конструкции реактора и системы останова, а также внедренные на всех АЭС с РБМК технологические регламенты безопасной эксплуатации, достаточными для предотвращения другой аварии, подобной имевшей место на Чернобыльской АЭС.

Перспективы

Желательно выполнить ООБ западного образца на уровне отдельной станции для всех блоков с РБМК (кроме блока 3 Чернобыльской АЭС из-за его досрочного останова). В рамках договора России с EBRD разрабатываются ВАБ Курской АЭС с РБМК первого поколения. Работа поддерживается в рамках двустороннего сотрудничества России и США.

Для уточнения определений поврежденного состояния может потребоваться дальнейшее, более подробное изучение прогрессирования повреждений топлива и реактора.

73.7. Пожаробезопасность На различных реакторах советской конструкции имело место много пожаров.

Одним из наиболее тяжелых был пожар 11 октября 1991 г. в машзале на блоке 2 Чернобыльской АЭС, когда загорелся турбогенератор. Пожар был взят под контроль только когда турбогенератор уже был поврежден, а крыша машзала местами обрушилась и повредила часть САОР (к счастью, насосы и трубопроводы штатной питательной воды не были повреждены).

Пожароопасность, в общем случае, не была должным образом учтена при проектировании РБМК. Недостаточная степень разделения систем безопасности и их обеспечивающих систем повышают вероятность того, что относительно малые пожары могут полностью вывести из строя эти системы.

Деятельность МАГАТЭ

–  –  –

Группа специалистов по пожаробезопасности принимала участие в анализе МАГАТЭ на Смоленской АЭС [132]. Проблемы и вопросы, выявленные в результате этого анализа, ранее были уже признаны самими станциями, а на некоторых АЭС проводились мероприятия по улучшению ситуации. Было признано, что поднятые проблемы важны не только для Смоленской АЭС, но и для всех РБМК.

До определенной степени эти проблемы уже были решены на некоторых АЭС с РБМК. В других случаях это учтено в обновленном проекте, в собственных программах модернизации, двусторонних или международных программах содействия.

Все зоны на АЭС, где имеются горючие материалы, следует оснастить оборудованием обнаружения пожара, подсоединенным к системе пожарной тревоги.

Имеющиеся системы требуют расширения и улучшения качества. На некоторых АЭС проведение этих мероприятий начато в рамках собственных программ усовершенствования, а на других - в рамках программ, финансируемых на двусторонней или международной основе.

Ручные средства пожаротушения на АЭС в бывшем Советском Союзе обычно очень эффективны. Речь идет о количестве пожарных команд и их обученности.

Однако, имеются недостатки в персональной защитной экипировке, средствах связи и средствах пожаротушения, например, огнетушителях, шлангах, наконечниках.

Автоматическое пожаротушение осуществляется главным образом стационарными разбрызгивателями воды и системами тушения путем залива. Имеются также локальные углекислотные или пенные системы тушения. Надежность и зона действия имеющихся систем требуют подробного анализа и оценки. В некоторых помещениях, до сих пор полностью не защищенных, следует установить автоматические стационарные системы тушения водой. Есть также необходимость доработок в сфере обеспечения качества, а также в сфере контроля и обслуживания.

Надежная подача воды обеспечивает нормальную готовность и работу как ручных, так и автоматических систем пожаротушения. Однако ситуация на различных площадках и для различных поколений РБМК очень неодинакова, поэтому требуются мероприятия различного масштаба.

b) Деятельность по конкретным станциям В июне 1992 г. по запросу правительства Украины МАГАТЭ провело миссию ASSET для анализа результатов исследования коренных причин пожара на блоке 2 Чернобыльской АЭС и мероприятий, принятых для предотвращения повторения подобного в будущем [154].

Достижения и перспективы На некоторых АЭС уже было сделано многое для снижения риска, связанного с пожаром. Многие АЭС получают помощь по двусторонним или многосторонним программам. Проводимые работы направлены на снижение пожароопасности (максимальное снижение применения воспламеняющихся материалов), повышение возможностей обнаружения пожара и его подавления. Там, где возможно, следует также улучшить защиту от пожара конструктивно (разделить резервное оборудование, имеющее отношение к безопасности, повысить качество элементов барьеров на пути распространения огня).

Работу в этом направлении необходимо продолжать в качестве высокоприоритетной задачи.

73.8. Сейсмобезопасность Деятельность МАГАТЭ Анализ Смоленской АЭС проведен в рамках более широкой работы по данным типам АЭС. Это было единственным мероприятием на уровне отдельной АЭС с РБМК.

Следует отметить, что с точки зрения строительных конструкций АЭС с РБМК очень похожи на АЭС с ВВЭР-440, и в отношении внешних воздействий (включая сейсмические), в общем случае, они также уязвимы.

С учетом этого было начато осуществление координационно-исследовательской программы по безопасности АЭС с РБМК в отношении внешних воздействий. В апреле 1998 г. в Москве состоялось первое совещание девяти обладателей контрактов/договоров и пяти организаций-наблюдателей из России. Со стороны всех имеющих отношение к проблеме российских организаций (например, НИКИЭТ, ВНИПИЭТ, НИАЭП, ЦКТИ, ВНИИАМ) к этой программе проявлен большой интерес. План работ будет и далее обсуждаться и, при необходимости, корректироваться.

Достижения и перспективы

По причине в первую очередь того факта, что большинство АЭС с РБМК расположены в зонах с низкой сейсмической опасностью, в прошлые годы в отношении сейсмической безопасности этих АЭС делалось мало. Однако признано, что данные АЭС уязвимы с точки зрения конструкции к таким критическим внешним нагрузкам, как взрыв и динамическое воздействие. В 1997 г. начато осуществление координационно-исследовательской программы по безопасности АЭС с РБМК в отношении внешних событий. Программа рассматривает также и сейсмические проблемы, но является гораздо более широкой и охватывает нагрузки от взрыва и падения самолета. План работ был подготовлен на первом совещании консультантов в апреле 1998 г. в Москве. По этому плану первой работой будет проведение несколькими рабочими группами анализа Ленинградской АЭС на внешние динамические нагрузки (вибрация, взрыв и толчок).

8. ЭКСПЛУАТАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ АЭС С ВВЭР И АЭС С РБМК

По запросу стран-членов, в 1998 г. МАГАТЭ начало предоставлять услуги в области эксплуатационной безопасности для АЭС с реакторами советской конструкции.

Первые миссии службы OSART в 1989-90 г.г. были проведены на АЭС Пакш, блок 3 Ровенской АЭС, АЭС Дукованы, блок 5 АЭС Козлодуй и АЭС Ловииса, а также миссия ASSET на Игналинскую АЭС в 1989 г.

В 1990 г. помощь была усилена и, в добавление к OS ART и ASSET, эксплуатационные аспекты исследовались в рамках миссий по анализу безопасности.

Последние объединяют конструкционные и эксплуатационные аспекты в совместный анализ.

8.1.АЭССВВЭР-440/230 Были рассмотрены четыре станции: блоки 3-4 Нововоронежской АЭС, блоки 1-2 Кольской АЭС, блоки 1-4 АЭС Козлодуй и блоки 1-2 АЭС Богунице. Блоки 1-2 Армянской АЭС были остановлены после землетрясения 7 декабря 1988 г., и, так как не предвиделось планов повторного пуска в начале 90-х г.г., на этой станции анализы в рамках ВБП не проводились.

Миссии ASSET проводились на все эксплуатирующиеся АЭС в 1990 г. и в 1991 г.

Были выявлены следующие основные проблемы, в зависимости от станции имеющие различную степень сложности:

станции в общем случае имеют промышленную культуру, жестко направленную на производство энергии; иногда было сложно вызвать руководство АЭС на открытый диалог и общение, необходимые для развития культуры безопасности;

надежность станционных систем безопасности, персонала и инструкций отслеживается недостаточно;

программы обследований недостаточно полны и не включают приемочные критерии и, следовательно, не способны обнаружить отклонения, влияющие на безопасность, и скрытые слабые места;

руководство в общем случае технически квалифицировано, старший персонал хорошо подготовлен, но профессиональные навыки обслуживающего персонала нуждаются в повышении;

несмотря на удовлетворительные критерии отчетности по лицензируемым событиям, учет эксплуатационного опыта не совсем эффективен: отчетность по событиям, затрагивающим безопасность, и анализ коренных причин недостаточны, корректирующие мероприятия не всегда соответствовали моменту, к некоторым отчетам о серьезных событиях доступ ограничен;

пожаробезопасность, состояние материалов и ведение хозяйства нуждаются в улучшении.

В 1991 г. на все четыре АЭС проведены миссии по анализу безопасности.

Обнаруженные слабые места в сфере эксплуатационной безопасности являлись общими для всех этих АЭС в то время и включали:

• недостаток культуры безопасности на всех уровнях, превалирование производства над соображениями безопасности; отсутствие общения с международным ядерным сообществом обусловило застой в сфере безопасности недостаточное обслуживание оборудования, состояние материалов компонентов, относящихся к безопасности, на некоторых АЭС неприемлемы, часто плохо ведется хозяйство отсутствие или непригодность аварийных эксплуатационных инструкций, что является логическим следствием отсутствия анализа аварий обучение "на рабочем месте" или на тренажерах с ограниченными возможностями и, следовательно, неэффективно для выработки навыков работы при некоторых аварийных последовательностях. сложная организация, благоприятствующая распылению ответственности и очень слабому ее делегированию - малые проблемы выносятся на уровень руководства недостаточное распространение информации.

Эти недостатки еще больше усиливались отсутствием множительного оборудования, что усложняло контроль документов. Как следствие, существовала традиция устного общения, подрывающая письменную документацию, и поэтому создающая проблемы для учета эксплуатационного опыта или обеспечения качества.

Подобные условия имели место в атомной промышленности в Западной Европе в начале 60-х г.г.

Деятельность МАГАТЭ Для оказания помощи операторам АЭС в преодолении недостатков и продвижении вперед в сфере эксплуатации, МАГАТЭ объединило рекомендации миссий по повышению безопасности и выстроило их в соответствии со значимостью для безопасности [6].

Четыре недостатка, классифицированные как наиболее важные для безопасности (категория IV), затрагивали функции эксплуатационной безопасности.

Выданные рекомендации направлены на:

большее вовлечение руководства АЭС во все сферы эксплуатационной безопасности развитие культуры безопасности среди вышестоящего руководства и среди всего персонала АЭС разработка удобных для пользователя аварийных эксплуатационных инструкций, охватывающих все возможные сценарии аварий

• поддержание имеющего отношение к безопасности оборудования в состоянии, гарантирующем его максимальную надежность.

Кроме этого, имелось пятнадцать недостатков, очень важных для безопасности (категория III), касающихся различных аспектов управления, инструкций по эксплуатации, обучения персонала и аварийного планирования.

Дальнейшие советы и консультации выдавались станциям в рамках консультационных миссий в 1993 г. и 1994 г. [65, 66, 67] и технических визитов в 1995г.г. [77, 78, 79].

По главной проблеме - культуре безопасности, определяющей большинство недостатков эксплуатации, МАГАТЭ создало новую службу ASCOT, введенную в действие в 1993 г. Основным назначением ASCOT было способствование развитию культуры безопасности на основе принципов и рекомендаций, содержащихся в отчете INSAG-4. С тех пор деятельность ASCOT успешно развивалась либо совместно с услугами OSART, либо в форме проведения семинаров. Что касается учета эксплуатационного опыта, семинары ASSET проводились сразу же после миссий по анализу безопасности, таким образом помогая им в разработке программ оценки собственной деятельности.

На блок 2 Армянской АЭС, повторно пущенный в эксплуатацию в 1995 г., в рамках проекта технического сотрудничества ARM/9/003 были организованы специальные миссии по вопросам инструкций по эксплуатации (апрель 1995 г.), аварийного планирования, учета эксплуатационного опыта (июнь 1996 г.) и краткосрочный технический визит, включавший рассмотрение эксплуатационной безопасности (ноябрь 1996 г.). Этот проект был начат в 1994 г. с целью оказания поддержки и консультирования вновь созданного армянского надзорного органа. В мае 1997 г в Ереване был также организован семинар ASSET.

После этого мощного первого толчка к усовершенствованию АЭС с ВВЭРМАГАТЭ продолжило предоставление услуг по эксплуатационной безопасности в виде миссий OSART на АЭС Богунице (1996 г.) и АЭС Козлодуй (1998 г.), миссий и семинаров ASSET на АЭС с ВВЭР-440/230, а также миссий ASCOT на АЭС Козлодуй (1993 г.) и АЭС Богунице (в 1994 г. в Братиславу и в 1997 г. на АЭС).

Достижения и перспективы

С самого начала ВБП имел место широкий обмен эксплуатационными практиками между АЭС стран Востока и Запада. В процессе этого повышались опыт руководства, а также знания эксплуатационного персонала АЭС с ВВЭР-440/230.

Наиболее заметное развитие началось в следующем:

на всех площадках образованы новые организационные структуры, благоприятствующие четкой ответственности культура безопасности повышена, в частности, благодаря чистоте и хорошему состоянию материалов на АЭС на всех АЭС разработаны и внедряются программы обеспечения качества. установлены или устанавливаются новые инструкции по эксплуатации, обследованию и ремонту

• разработаны программы упреждающего ремонта процесс обучения поставлен на систематическую основу и внедрен компьютерный тренаж на всех АЭС развивается аварийное планирование.

Коротко говоря, наблюдается прогресс в решении проблем эксплуатационной безопасности. Однако, на некоторых площадках необходимо продолжать работы по усовершенствованию инструкций, особенно аварийных эксплуатационных инструкций, подготовке ООБ и улучшению обучения по вопросам ремонта. Было бы также полезным расширить использование компьютеров в помощь оператору в случае аварии;

централизовать хранение и выдачу документов; улучшить регистрацию и учет эксплуатационного опыта и решить остающиеся проблемы в аварийном планировании.

Что касается Армянской АЭС, делать выводы о ее состоянии на данном этапе пока рано, т.к. проведена только ее частичная проверка. Наиболее вероятно, что из-за ее прошлой изоляции станции потребуется больше времени и усилий, чтобы достичь уровня других эксплуатирующихся АЭС с ВВЭР-440/230.

8.2. АЭС С ВВЭР-440/213 И ВВЭР-1000

В 1992 г. ВВП была распространена и на эксплуатирующиеся и строящиеся АЭС с ВВЭР-440/213, ВВЭР-1000 и РБМК. Однако рассмотрение эксплуатационной безопасности не было включено в задачи миссий МАГАТЭ по анализу безопасности, кроме миссии на Запорожскую АЭС. Эксперты, участвовавшие в данных мероприятиях, могли опираться на результаты ранее проводившихся работ МАГАТЭ, таких как проекты технического сотрудничества, миссии OSART и ASSET. Кроме того, МАГАТЭ получило доступ к результатам анализов в этой области, проведенных другими организациями. При определении проблем эксплуатации основой служили следующие материалы.

–  –  –

1. Анализы OSART для АЭС Пакш, АЭС Дукованы, АЭС Ловииса, АЭС Моховце, АЭС Богунице

2. Миссии ASSET на АЭС Пакш, АЭС Дукованы, Ровенскую АЭС

3. Эксплуатационный опыт АЭС с ВВЭР-440/230

4. Отчет по Ровенской АЭС [106]

5. Переоценка безопасности АЭС Пакш

6. Анализ частоты повреждения активной зоны для АЭС Дукованы

–  –  –

1. Миссия по анализу безопасности на Запорожскую АЭС

2. Миссии OSART на Ровенскую АЭС, АЭС Темелин, АЭС Козлодуй, Запорожскую АЭС, Хмельницкую АЭС

3. Миссии ASSET на Хмельницкую АЭС, Балаковскую АЭС, Калининскую АЭС, АЭС Козлодуй, Южно-Украинскую АЭС

4. Отчет по блоку 3 Ровенской АЭС [106].

Далее в настоящем документе АЭС с ВВЭР-440/213 и ВВЭР-1000 рассматриваются вместе, т.к. в сферах эксплуатационной безопасности и управления проблемы обычно более зависят от страны и культуры, нежели от типа реактора.

По результатам анализов на АЭС с этими типами реакторов виделось большое различие в эксплуатационной практике и управлении в различных странах, но малое различие внутри одной и тоже страны. Однако было возможным выделить несколько моментов, характерных для всех посещенных АЭС.

Везде отмечалось наличие заинтересованных команд руководителей, опирающихся на хорошо образованный и опытный персонал; профессиональное ведение эксплуатации и хорошая программа ремонта; низкий уровень коллективной дозовой нагрузки на персонал и малое количество радиоактивных отходов; наличие определенного процесса учета эксплуатацион-ного опыта.

Большое разнообразие между этими АЭС отмечено в общих показателях работы АЭС и в таких сферах, как ведение хозяйства и состояние материалов; тренаж;

аварийное планирование и готовность.

Некоторые слабые места были обнаружены почти на всех АЭС, в особенности:

запутанная организация на АЭС с недостатком связей; система поощрений и взысканий, не способствующая повышению личных и коллективных показателей; слабая организация обеспечения качества; инструкции нормальной и аварийной эксплуатации, включая "пределы и условия безопасной эксплуатации", требуют доработки и пересмотра; учет эксплуатационного опыта недостаточно структурирован, что ограничивает его эффективность.

Создалось также впечатление, что в некоторых странах организационные отношения и обязательства между государственными органами (по энергетике - в качестве потребителей, по безопасности - в качестве надзорных органов и др.) и руководством станций запутаны и неясны.

Деятельность МАГАТЭ По результатам проведенных анализов МАГАТЭ подготовило подробные рекомендации [7, 9]. Рекомендованные мероприятия направлены на стимулирование эксплуатирующих организаций и руководства АЭС на исправление обнаруженных недостатков и на достижение большего соответствия с международной практикой.

Наиболее важными из предложений являются:

Технологический регламент безопасной эксплуатации является ключевым элементом безопасности АЭС как в нормальных, так и в аварийных режимах эксплуатации. Улучшение формата и содержания инструкций нормальной эксплуатации и разработка симптомно-ориентированных или ориентированных на состояние аварийных эксплуатационных инструкций рассматривается в качестве очень важной задачи. Но высшему руководству АЭС следует также оценить текущее применение инструкций и, при необходимости, изменить станционную практику.

Обоснование пределов и условий безопасной эксплуатации должно проводиться систематически на основе анализов надежности и аварий, а также эксплуатационного опыта и включаться в технические спецификации.

На данных АЭС введены многие элементы культуры безопасности. Принципы культуры безопасности следует ввести в ежедневную деятельность и в практику предотвращения инцидентов через программы тренажа и повышения квалификации.

Несмотря на большое разнообразие используемых подходов к учету связанного с безопасностью эксплуатационного опыта, в этой сфере рекомендуется провести некоторые усовершенствования, касающихся критериев отчетности, применения методологии анализа коренных причин, создания комплексных групп инженерной поддержки, укрепления сотрудничества между операторами АЭС с ВВЭР.

Важность обеспечения качества признается руководством АЭС повсеместно.

Рекомендуется проанализировать и усовершенствоватьг программы обеспечения качества так, чтобы определить обязанности цехов и поддерживать независимую систему проверки и утверждения всех мероприятий до их проведения и контроля правильности их выполнения.

Руководству АЭС следует уделить большое внимание улучшению ремонтных мероприятий и программ ремонта. Ошибки при ремонте и испытаниях могут привести к неправильной работе систем безопасности или ослаблению глубоко эшелонированной защиты.

Управление конфигурацией АЭС решающе важно для безопасности и обеспечения эксплуатации в соответствии с проектом. В этом отношении следует все записи и данные, имеющие отношение к различной деятельности на АЭС (например, ремонт, обследования, модернизация) хранить так, чтобы обеспечить их легкий доступ и получение, предпочтительно в электронном виде. Кроме того, контроль модификаций на АЭС должен быть строгим и систематическим на каждом этапе процесса. Это особенно важно на блоках, где проводятся значительные изменения в процессе осуществления программ повышения безопасности.

В станционных программах обследования необходимо выявить процедурные недостатки, проверить их и усовершенствовать так, чтобы было возможно обнаруживать деградацию или скрытые повреждения с учетом предыстории оборудования и эксплуатационного опыта. Для обеспечения работоспособности оборудования и исключения лишних проверок следует тщательно выверить интервалы проведения обследований.

Эксплуатационный и ремонтный персонал необходимо обучать, развивая, поддерживая и повышая профессиональные навыки, особенно по диагностированию событий и умению работать при различных событиях на АЭС.

Для координации и выполнения мероприятий по управлению авариями, направленных на защиту персонала, населения и окружающей среды, очень необходимы соответствующим образом оборудованными организованные кризисные центры.

Поэтому рекомендуется построить и оборудовать такие центры, разработать процедуры и документацию, провести необходимые тренировки и учения.

В общем случае практика радиационной защиты на АЭС с ВВЭР удовлетворительна, коллективная дозовая нагрузка на персонал поддерживается на низком уровне. Однако приборы радиационного мониторинга исходной конструкции и поставки требуют усовершенствования и должны охватывать весь диапазон параметров, включая и аварийные условия.

Большинство из данных АЭС рассмотрены на семинаре ASCOT, посвященном культуре безопасности и методологии ее внедрения, либо индивидуально непосредственно на площадках АЭС, либо коллективно в столице своей страны.

Достижения и перспективы Проведены мероприятия, аналогичные принятым на АЭС с ВВЭР-440/230; во время визитов, совещаний и особенно проверочных визитов по выполнению рекомендаций ранее выполненных анализов, была возможность оценить развитие практики эксплуатационной безопасности и управления на данных АЭС.

Общие выводы те же, что и для АЭС с ВВЭР-440/230, но, т.к. проверялось большее количество станций и в течение более длительного времени, была возможность наблюдать некоторые другие аспекты, В некоторых странах влияние очень сложного переходного политического периода и экономической ситуации замедлили ожидаемый прогресс. Миссии обнаружили по-прежнему наличие традиционного советского стиля управления, предписывающего и авторитарного, со слабым контролем и пассивной позицией персонала; о существовании концепции культуры безопасности часто было известно, но пока эта идея не совсем прижилась среди руководства. Но подобная ситуация становится все более редкой.

8.3. АЭС С РБМК

Первой АЭС с РБМК, где проведен анализ, была Игналинская АЭС, куда в 1989 г. прибыла миссия ASSET. В дальнейшем в рамках ВБП, начиная с 1992-93 г.г., на всех АЭС побывали миссии ASSET, в 1993 г. на Смоленской АЭС проведен анализ [132], а в 1994 г. на Чернобыльской АЭС проведен частичный анализ аспектов эксплуатации [155]. В 1995 г. на Игналинскую АЭС проведена миссия OSART [134].

Миссия ASSET на Игналинскую АЭС в 1989 г. была первой проверкой МАГАТЭ АЭС с РБМК.

Кроме положительных выводов, группа выявила несколько проблем, требующих рассмотрения, а именно:

• отсутствие политики и программы обследования порог отчетности по событиям и их анализа слишком высок, нет методики анализа обнаруженных слабых мест, корректирующие мероприятия не всегда соответствуют требуемым

• не проводятся систематические испытания по переаттестации оборудования после его работы или перед возвратом в эксплуатацию

• отсутствуют показатели безопасности и надежности.

Несмотря на то, что две другие проверки на АЭС с РБМК были краткими и неполными, они предоставили руководству станций возможности для усовершенствования.

Проверочная группа на Смоленской АЭС обнаружила:

• сильное руководство, основанное на правилах, но со сложной станционной организацией и отсутствием ясной отчетности и контроля, достаточные людские и материальные ресурсы, персонал с многолетним опытом благодаря отсутствию текучести кадров, но имеющий пассивную и некритичную позицию.

На Чернобыльской АЭС проанализированы те же сферы и в качестве одной из проблем, требующей неотложного решения, выделена радиационная защита.

Миссия OSART на Игналинскую АЭС в сентябре 1995 г. обнаружила:

хорошо образованный персонал

• присутствие управляющих в рабочих цехах

• наличие методов самооценки при проведении ремонтных работ состояние материалов и ведение хозяйства в общем случае улучшаются.

В следующих областях требовались доработки:

• недостаточное общее финансирование, не позволяющее решить все проблемы безопасности

• цели управления ограничиваются соблюдением норм организационная структура, не позволяющая эффективно эксплуатировать и обследовать важное оборудование неудовлетворительный уровень дозовой нагрузки и загрязнения

• аварийное планирование, недостаточное с точки зрения ограничения радиоактивных выбросов и обучения персонала действиям в аварийной ситуации

• надзор за ядерной безопасностью недостаточно уделяет внимание эффективности управления и программ повышения безопасности.

Повторный визит OSART осуществлен в июне 1997 г. [156] Деятельность МАГАТЭ По результатам данных проверок МАГАТЭ выпустило документ [8], где суммированы все проблемы эксплуатации и предлагаются некоторые рекомендации по усовершенствованию.

В основном они связаны со следующими мероприятиями:

Пересмотр организационной структуры управления АЭС, включая обязанности и отчетность на всех уровнях, и периодическое проведение независимых проверок управления.

Разработка общей программы обеспечения качества при независимой оценке ее эффективности. Поставщики оборудования и организации, оказывающие инженерные услуги при реконструкции и модернизации, должны строго следовать программе обеспечения качества.

Выработка отношений с персоналом, основанных на доверии и открытости, способствующих внедрению принципов культуры безопасности: повышения квалификации, самооценки, самокритики.

• Регулярная проверка документации, при необходимости ее корректировка и поддержание в хорошем состоянии.

Следует уделить внимание маркировке оборудования, состоянию материалов и ведению хозяйства, освещению помещений и удобному доступу для эксплуатирования и ремонта.

Пересмотр программы обучения, оборудования и материала. Применение концепции непрерывного обучения. Обеспечение регулярных тренировок эксплуатационного персонала на полномасштабном тренажере.

Введение в действие руководства по обеспечению качества и полноты инструкций; после этого усовершенствование инструкций по нормальной эксплуатации.

Продолжение разработки аварийных эксплуатационных инструкций в сотрудничестве с другими АЭС и при международной поддержке.

Разработка системы эффективного учета опыта эксплуатации и исследования событий на основе методики ASSET или какой-либо другой.

Усовершенствование программы ремонта до уровня, обеспечивающего эффективный предупредительный, упреждающий и корректирующий ремонт.

Введение процедуры эффективного контроля процессов временной и постоянной модификации.

Периодичность испытаний следует обосновывать данными о надежности оборудования и опытом эксплуатации; испытания следует проводить так, чтобы проверяемая функция системы была подтверждена; в инструкциях по испытаниям должны быть приведены подробные указания и приемочные критерии.

Внедрение программы ALARA.

Две широкие проблемы, касающиеся обеспечения качества и взаимодействия с регулирующими органами, влияют на все сферы, но для каждого отдельного актуального вопроса специально не выделялись.

Основная проблема, связанная с обеспечением качества, состоит в том, чтобы различные расчеты, анализы безопасности и мероприятия по повышению безопасности основывались на фактическом состоянии и конфигурации АЭС. Другим аспектом этой проблемы является обеспечение корректировки соответствующей проектной документации после модификации и обновления конфигурации АЭС. Поэтому крайне важно, чтобы организационная структура способствовала рассмотрению проблем безопасности, быстро реагировала при оценке этих проблем и применяла своевременные корректирующие мероприятия при гарантии их обоснованности.

Для развития возможностей анализа опыта эксплуатации на все АЭС с РБМК были проведены миссии ASSET.

Для содействия внедрению культуры безопасности, на Чернобыльской АЭС и в Киеве проведены семинары ASCOT. Кроме того, в сотрудничестве со Шведским международным проектом по ядерной безопасности и Министерством энергетики США, МАГАТЭ организовало два рабочих семинара в Швеции и Литве [55,56].

Достижения и перспективы

Миссия OSART на Игналинскую АЭС в 1995 г. и последующий за ней визит в 1997 г. дали хорошую возможность для наблюдения значительного прогресса и некоторых вопросов, нуждающихся в дальнейшем рассмотрении. Большинство проблем были решены или отмечалось важное продвижение в их решении. Примерами главных достижений являются: создание на АЭС комитета по ядерной безопасности;

установление измеримых целей с соответствующими показателями; всесторонняя программа обеспечения качества; управленческий тренаж для руководителей и инспекторов АЭС; улучшение ведения хозяйства на АЭС и состояния материалов;

укрепление системы учета эксплуатационного опыта; программа ALARA; эффективное улучшение аварийного планирования и подготовленности к аварии.

Мероприятиями, все еще требующими внимания, являются: система оценки индивидуальных показателей; постоянная программа тренажа; программа и инструкции по обследованиям; процесс модификации АЭС.

9. ПЕРСПЕКТИВЫ

9.1. ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ В рамках ВБП для каждого типа реактора были выделены проблемы безопасности и сведены в отдельные сборники проблем безопасности. В ходе выполнения ВБП эти проблемы безопасности рассматривались в программах повышения безопасности или модернизации для конкретных АЭС. В настоящее время, когда ВБП сворачивается, работы по данным проблемам находятся на разных стадиях выполнения: проекты, посвященные решению проблем, либо осуществляются, либо только начались, либо запланированы к осуществлению. В данной главе обсуждаются задачи, которые, по имеющейся у МАГАТЭ информации, основанной на (а) базе данных о ВВЭР и РБМК (см. п.2.5.8-9) и (б) состоянии продолжающихся программ двустороннего и многостороннего содействия, еще предстоит выполнить. Обсуждение объединяет информацию, содержащуюся в разделах "Достижения и перспективы" настоящего отчета (см. главы 3-8).

Описание оставшихся к выполнению работ разбито по актуальным проблемам безопасности под основными темами: ВВЭР, РБМК, эксплуатационная безопасность и оценка безопасности.

Содействие, предоставленное МАГАТЭ, основано на "Объединенной стратегии оказания помощи странам-членам в становлении или повышении ядерной безопасности". Главным элементом стратегии является развитие, с учетом особенностей каждой страны, ядерной безопасности и разработка планов действий в конкретных, требующих оказания помощи, областях.

В данной главе также анализируются запланированные или предложенные основные мероприятия МАГАТЭ на бюджетный период 1999-2000 г.г., финансируемые либо из регулярного бюджета, либо из фондов технического сотрудничества.

Конкретные работы по проектам технического сотрудничества определяются ежегодно в соответствии с запросами от стран-членов на оказание содействия; принятые работы являются результатом подробного обсуждения со странами, получающими помощь.

Программа МАГАТЭ также берет во внимание другие известные МАГАТЭ международные и/или двусторонние программы содействия и, естественным образом, имеет ограничения по бюджету и рабочей силе.

9.2. ПРОЕКТ ВВЭР Классификация и аттестация компонентов и систем Сравнение российских норм и стандартов NUSS МАГАТЭ показало необходимость переклассификации имеющих отношение к безопасности компонентов и систем. Поэтому надежность, инструкции по ремонту, обследованию и эксплуатационному контролю требуется пересмотреть и доработать до соответствия требованиям классификации.

Модернизация и замена оборудования системы контроля и управления на АЭС с ВВЭР, что потребуется в результате переквалификации, будут основными работами для эксплуатирующихся АЭС. Электрооборудование, включая кабельные разъемы, также необходимо аттестовать с учетом требований, зависящих от градации безопасности.

На основании запросов МАГАТЭ обеспечит услуги по независимой проверке.

Система контроля и управления Система контроля и управления на АЭС с ВВЭР признана сферой, требующей серьезного усовершенствования, особенно на АЭС с ВВЭР-440/230 и с ВВЭР-440/213.

Оборудование системы контроля и управления на этих АЭС было разработано в начале 60-х и начале 70-х г.г., соответственно. Специальные критерии достижения высоких функциональных показателей и надежности системы контроля и управления, соответствующие ее важности для безопасности, в проекте не были учтены, т.к. в то время их в этих странах не существовало.

Отчет [125], опубликованный МАГАТЭ, дает техническое обоснование усовершенствований по наиболее важным аспектам системы контроля и управления.

С момента начала осуществления ВВП на многих АЭС с ВВЭР по системе контроля и управления проведены значительные усовершенствования. Однако наблюдается большая разница в степени прогресса, достигнутого в различных странах, эксплуатирующих АЭС с ВВЭР.

МАГАТЭ продолжит служить форумом для обмена информацией по конкретным проблемам системы контроля и управления, ее усовершенствования, и по заявке будет предоставлять услуги по независимой партнерской проверке.

Надежность ввода стержней СУЗ Сообщается, что предложенные конструктором мероприятия обеспечивают проектные пределы времени падения стержней СУЗ. Понимание коренных причин данной проблемы возросло, но количественно вклад всех механизмов предстоит оценить. Так как задержка ввода стержней СУЗ непосредственно связана с изгибом топлива, связанное с этим появление водных зазоров между тепловыделяющими сборками является проблемой безопасности, которая в настоящее время рассматривается.

Анализ критериев безопасности топлива и методов, применяемых в настоящее время к существующим и новым конструкциям сборок для продленных кампаний, проводится для PWR (оперативная группа в CSNI WG2) и рассматривается в рамках программы МАГАТЭ по ядерной безопасности (на 1999-2000г.г.) для топлива ВВЭР.

Целостность системы теплоносителя первого контура

Работы, связанные с целостностью корпуса реактора, начаты во всех странах, эксплуатирующих АЭС с ВВЭР, в рамках собственных и международных программ, но в большинстве случаев еще не завершены. В частности, работы по изучению поведения материала первых корпусов ВВЭР-440 (как для АЭС с ВВЭР-440/230, так и с ВВЭРи корпусов ВВЭР-1000 с высоким содержанием никеля, включая программы образцов-свидетелей и обновленную оценку целостности, должны быть выполнены в первую очередь. Содействие МАГАТЭ обеспечивается в рамках сопоставительных экспериментов и работ по термоудару под давлением (см. раздел 6.2).

Опыт эксплуатации парогенераторов горизонтального типа для АЭС с ВВЭР показал большую важность своевременного проведения предупредительных, компенсирующих и корректирующих мероприятий, например, необходимый объем контроля, контроль и мониторинг водно-химического режима, обнаружение протечки, ремонт и замена. Все это требует постоянного внимания, включая выработку подходов к проблеме большой протечки из первого контура во второй. Содействие МАГАТЭ будет направлено на внедрение разработанного руководства [19].

Применение концепции ТПР к трубопроводам первого контура большого диаметра АЭС с ВВЭР-440/230 признано в качестве меры восстановления некоторых параметров исходной концепции безопасности с современной точки зрения на поддержание целостности первого контура. Применение концепции ТПР к АЭС ВВЭРбыло 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.

МАГАТЭ разработало руководство по применению ТПР [21] и предоставило услуги по независимой проверке на блоках 1-2 АЭС Богунице. МАГАТЭ по запросам будет обеспечивать услуги по независимой проверке с целью оценки правильности применения концепции ТПР к трубопроводам первого и второго контуров.

Для поддержания целостности первого контура необходимо усовершенствование систем эксплуатационного контроля путем применения более современных методов, технологий и оборудования, а также путем повышения надежности результатов за счет аттестации системы эксплуатационного контроля в целом.

Программные работы МАГАТЭ проводятся в рамках международной рабочей группы по управлению сроком службы АЭС. Региональный проект технического сотрудничества по усовершенствованному неразрушающему контролю компонентов первого контура АЭС с ВВЭР продолжится и после 1998 г. В него входит предварительное исследование по применению рекомендаций по аттестации эксплуатационного контроля, разработанных в рамках ВБП [22]. Содействие МАГАТЭ осуществляется также и в рамках национальных проектов технического сотрудничества.

Целостность конфайнмента/контейнмента

–  –  –

Результаты повышения плотности конфайнмента показали возможность значительного улучшения в этой сфере. Повысить плотность конфайнмента необходимо на всех АЭС.

В рамках основных программ модернизации для каждой станции существуют планы по усовершенствованию конфайнмента. Но все они подразумевают применение новых технологических систем или оборудования, еще недостаточно испытанных и без накопленного опыта эксплуатации. Для своевременного их внедрения необходимы дополнительные аттестационные испытания этих систем.

МАГАТЭ может взять на себя основную роль в организации технических совещаний по анализу подходов на уровне отдельных стран к усовершенствованию конфайнментов с учетом новых критических проектных LOCA.

АЭСсВВЭР-440/213 Исследования, профинансированные МАГАТЭ, показали, что существующих документов было недостаточно для обоснования механической прочности конструкции барботера-конденсатора в условиях LOCA с большим разрывом.

Необходимый объем конструктивной модернизации следует определять на уровне отдельной АЭС с учетом фактического состояния барботера-конденсатора и требований национальных регулирующих органов.

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

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

Физическое и функциональное разделение систем безопасности Обнаружены отклонения от современных национальных норм и международной практики основных проектных принципов, главным образом на АЭС первого поколения с ВВЭР, т.е. с ВВЭР-440/230 и с ВВЭР-1000 "малой серии".

Исходный проект и компоновка промежуточного строения АЭС с ВВЭР, где находятся трубопроводы второго контура и соответствующие клапаны, таковы, что нельзя исключить распространения повреждений. На большинстве АЭС с ВВЭР требуется проведение работ по этой проблеме.

Недостаточная независимость систем безопасности и должное применение критерия единичного отказа представляют высокую значимость для безопасности и в необходимой мере не учтены в программах повышения безопасности или модернизации.

В отношении таких проблем безопасности, как недостаточная независимость линий САОЗ на АЭС с ВВЭР-1000 "малой серии", осуществлены компенсирующие мероприятия в то время, пока выполняются системные анализы по определению долгосрочных усовершенствований.

Пожаробезопасностъ Данная проблема важна для АЭС как с ВВЭР, так и с РБМК.

Несмотря на улучшения в вопросах предотвращения и ограничения последствий пожара, необходимо выполнить системные анализы пожароопасности для большинства АЭС. Результаты этих анализов укажут на необходимые дополнительные меры. Для осуществления модификаций потребуется дополнительная помощь.

Содействие МАГАТЭ будет оказываться в рамках собственных услуг по технической безопасности.

Сейсмобезопасностъ Оценена сейсмобезопасность большинства АЭС с ВВЭР-440 (модели 230 и 213).

Оценка эта включала определение тектонической устойчивости площадки, проектного сейсмического смещения грунта и сейсмостойкости строительных конструкций, систем и компонентов. Во всех случаях, где проведение оценки завершено, обнаружено, что текущая сейсмостойкость АЭС недостаточна с точки зрения новых требований (т.е., силы сейсмоудара). В этой связи для каждой АЭС начато осуществление программ сейсмической модернизации, находящееся в данный момент на различных стадиях выполнения. В общем случае, наиболее сложные и дорогостоящие модернизации (например, основных строительных конструкций) на большинстве АЭС пока не завершены.

Координационно-исследовательская программа по сравнительному исследованию сейсмических расчетов и испытаний АЭС с ВВЭР завершена в конце 1997 г. Программа рассматривала АЭС с ВВЭР-1000 и ВВЭР-440/213. Результаты этого исследования широко используются на АЭС, занятых сейсмическими модернизациями.

В будущем акцент будет сдвинут с проведения оценок на определение эффективных способов и методов модернизации, а также переаттестацию трубопроводов и оборудования. Содействие МАГАТЭ по проверке результатов проведенной работы продолжится в рамках проектов технического сотрудничества.

Работа на малой мощности и в условиях стоянки Безопасность АЭС с ВВЭР при работе на малой мощности и в условиях стоянки необходимо проанализировать и провести необходимые усовершенствования оборудования и инструкций.

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.

МАГАТЭ планирует организовать сравнительные расчеты для содействия внедрению своего руководства [16].

Защита от A TWS Несмотря на то, что требования к анализу ATWS в рамках процесса лицензирования свои в каждой стране, эксплуатирующей АЭС с ВВЭР, необходимость такого анализа признана всеми и учитывается в программах повышения безопасности или модернизации. МАГАТЭ разработало руководящий документ по проведению анализов ATWS для целей лицензирования.

Под надзором органов ядерной безопасности необходимо выработать согласованную с международной практикой внутреннюю политику по проблеме ATWS.

При этом должно рассматриваться применение систем ограничения последствий и/или выполняться требования к допустимым показателям АЭС при событиях с ATWS.

МАГАТЭ планирует организовать сравнительные расчеты для содействия внедрению своего руководства [18].

Анализ тяжелых аварий и управление аварией Систематических анализов тяжелых аварий для блоков с ВВЭР не проводилось.

Результаты таких анализов необходимы для подготовки мероприятий по управлению аварией для предотвращения и ограничения последствий максимальной проектной или тяжелых аварий.

Странам-членам, эксплуатирующим АЭС, для решения проблем в области управления аварией предлагается новая структура МАГАТЭ по оказанию услуг в сфере безопасности, финансируемая из регулярного бюджета и по программам технического сотрудничества. Услуги по разработке и внедрению управления аварией (AMS) помогут в создании и осуществлении программ по управлению аварией на уровне отдельных АЭС, проверке применения аналитической методологии и соответствующих разделов анализа аварий. Содействие в разработке руководства по управлению аварией будет составным элементом новых услуг.

9.3. ПРОЕКТ РБМК

С момента Чернобыльской аварии проведена большая работа по предотвращению ее повторения. Совместные анализы проектировщиков РБМК, операторов и экспертов OECD показали необходимость дополнительных усовершенствований с целью повышения безопасности, в особенности на РБМК первого поколения. Необходимость эта всеми согласована; однако фактические мероприятия во многих случаях (например, блоки 1-2 Ленинградской АЭС) отложены из-за финансовых проблем.

Основные проблемы, требующие решения, включают:

Валидация компьютерных кодов Уже проделана большая работа по валидации компьютерных кодов, используемых для верификации проекта РБМК и анализов аварий. Возможности западных компьютерных кодов (например, RELAP, ATHLET, CATHARE) по моделированию сценариев, потенциально приводящих к множественным разрывам напорных труб, рассмотрены очень внимательно.

Международные испытания с использованием предоставленных правительством Японии экспериментальных данных, координировавшиеся МАГАТЭ, внесли вклад в улучшение понимания потенциальных причин, природы и картины колебаний потока в реакторах канального типа.

Для решения оставшихся вопросов о возможностях кодов требуется дальнейшая работа. Для завершения ее необходимо международное содействие.

Анализ аварий МАГАТЭ разработало руководство по анализу аварий РБМК. Для способствования внедрению анализа аварий начинаются расчеты для Курской АЭС, как референтной станции. Вместе с западными экспертами в этой работе участвуют и российские организации. Выполнение этих расчетов даст хороший пример применения современной методологии анализа аварий РБМК с включением ее в углубленный анализ безопасности. Проект должен быть закончен в 1999 г,

Усовершенствование конструкции реактора

Новое топливо приведет к снижению парового коэффициента реактивности даже если число дополнительных поглотителей сокращено до нуля. Данная мера снизит также важность для безопасности оперативного запаса реактивности. Работу в этой области следует продолжать в рамках мероприятий на внутреннем уровне.

Применение усовершенствованных объединенных пространственных кодов расчета нейтронной физики и теплогидравлики крайне важно. Работа в рамках двусторонних и многосторонних программ по созданию новых и адаптации имеющихся кодов очень важна и ее следует продолжать.

Усовершенствование системы останова

Началась работа по созданию для РБМК полностью независимой и основанной на различных принципах работы дополнительной системы останова. Обоснование пока не выполнено. Все согласны, что эта работа является первоочередной. Поэтому необходимо выполнить проект до конца и провести оценку безопасности для обоснования его внедрения.

Для ускорения разработки системы и установки ее на всех РБМК очень важно наличие международной поддержки.

В 1995 г. МАГАТЭ организовало техническое совещание по анализу различных концепций проекта в свете требований NUSS МАГАТЭ. По выполнении технического обоснования МАГАТЭ организует еще одно совещание по этому вопросу.

Целостность контура многократной принудительной циркуляции Необходимо продолжить анализ целостности топливных каналов с упором на оценку безопасности работы реактора с некоторым количеством зажатых в графите топливных каналов, а также на усовершенствование эксплуатационного контроля (определение газового зазора и разрушающие испытания вне реактора).

Работы по применению концепции ТПР к отдельным секциям КМПЦ на пилотной АЭС (блок 3 Смоленской АЭС) начаты в России некоторое время назад и в настоящее время идут в рамках программ международного содействия. Применение концепции ТПР с учетом специфики отдельных АЭС еще предстоит осуществить и должно включать установку необходимых систем обнаружения протечки.

МАГАТЭ оказало поддержку Игналинской АЭС в анализе применения концепции ТПР. При наличии запроса от заинтересованных стран-членов такая же поддержка будет обеспечена другим АЭС с РБМК.

Мероприятия по проблеме МКР в трубопроводах Ду325 из аустенитной нержавеющей стали, являющейся новой и общей для РБМК, начаты, но не завершены.

На основе всестороннего анализа проблемы и накопленного к настоящему времени мирового опыта необходимо разработать руководство по контролю, оценке, ограничению последствий, ремонту и мониторингу протечки. На основании руководства и рекомендаций в срочном порядке необходимо внедрить всестороннюю практическую программу по решению этой проблемы.

Для определения направления дальнейшей поддержки МАГАТЭ совместно с операторами РБМК и регулирующими органами анализирует результаты рабочего семинара, проводившегося на Украине в июне 1998 г. [146].

Для поддержки целостности КМПЦ необходимо усовершенствование систем эксплуатационного контроля путем использования современных методов, технологий и оборудования, а также путем повышения надежности результатов за счет аттестации системы эксплуатационного контроля в целом.

9.4. ЭКСПЛУАТАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ

По запросам заинтересованных стран-членов, в 1988 г. МАГАТЭ начало оказывать услуги по вопросам эксплуатационной безопасности АЭС с ВВЭР и РБМК. В 1990 г., после начала ВБП, помощь была усилена. Последние по времени миссии OS ART и ASSET отметили несколько улучшений. Практика проведения самостоятельной оценки становится все более и более значимой. Однако есть еще пространство для совершенствования. Наиболее важными сферами приложения дальнейших усилий являются: общее управление и культура безопасности, обеспечение качества и документооборот, тренаж и разработка аварийных эксплуатационных инструкций.

При продолжающемся содействии Министерства энергетики США в соответствии с "Лиссабонской инициативой" несколько рабочих групп разрабатывают комплект симптомно-ориентированных аварийных эксплуатационных инструкций. Российская эксплуатирующая организация ВНИИАЭС разрабатывает инструкции по управлению запроектными авариями для АЭС с ВВЭР-1000.

В области аварийного планирования и готовности, оказывается содействие по программам TACIS и PHARE, направленное на улучшение управления в аварийных условиях и дальнейшее совершенствование эксплуатации.

Поддержка МАГАТЭ будет продолжаться через оказание услуг по вопросам эксплуатационной безопасности (OSART, ASSET, ASCOT). Направленность здесь - на поощрение и анализ самостоятельно выполненных оценок.

9.5. ОЦЕНКА БЕЗОПАСНОСТИ Рекомендации по проведению более глубокого анализа безопасности АЭС с ВВЭР и РБМК утверждено ГАН РФ в сентябре 1997 г. Реальная работа по подготовке такого анализа проводится в рамках проектов, финансируемых Министерством энергетики США и EBRD. Очень важно продолжить и полностью выполнить эту работу для всех АЭС.

В других странах, эксплуатирующих АЭС с ВВЭР, выпущены новые нормативные документы или требования к отчетам по обоснованию безопасности. Раздел отчета по обоснованию безопасности, посвященный анализу аварий, также необходимо привести в соответствие с международной практикой.

Предполагается, что МАГАТЭ в рамках своих программ технического сотрудничества будет играть основную роль в обеспечении поддержки при доработке ООБ для АЭС с ВВЭР.

Обычно результаты ВАБ используются для разработки новых программ повышения безопасности и дополнения имеющихся. Однако различия в охвате и техническом качестве выполненных к настоящему времени ВАБ ограничивают более широкое использование результатов среди АЭС даже одного и того же типа.

Мероприятия и приоритеты, определенные на основании некоторых выводов ВАБ, перед их принятием следует тщательно рассмотреть.

Работы по повышению качества моделей и данных, используемых в ВАБ, очень важны и, для обеспечения возможности более широкого использования результатов ВАБ, их следует продолжать. В этой ситуации участие эксплуатационного персонала АЭС в разработке ВАБ обеспечит учет в анализе реальных конфигурации АЭС и параметров эксплуатации.

Конечной целью должно быть создание реалистичной (живой) модели ВАБ, которую можно использовать как средство оптимизации эксплуатации АЭС и как поддержку при принятии решений о модификациях АЭС.

МАГАТЭ будет продолжать обеспечивать поддержку при разработке ВАБ и проведении международной независимой проверки (IPERS).

9.6. РАБОТЫ, ЗАПЛАНИРОВАННЫЕ МАГАТЭ НА БЮДЖЕТНЫЙ ЦИКЛ

1999-2000 Г.Г.

МАГАТЭ продолжить обеспечивать поддержку в области ядерной безопасности странам-членам, эксплуатирующим данные АЭС, в рамках собственной программы по ядерной безопасности (регулярный бюджет) и проектов технического сотрудничества.

Отдельный проект по безопасности ВВЭР и РБМК включен в программу МАГАТЭ по ядерной безопасности на 1999-2000 г.г. (Н105).

Проект включает проведение следующих работ:

Технические визиты на площадки АЭС для выяснения ситуации с внедрением мероприятий по повышению безопасности в соответствии с ранее выданными МАГАТЭ рекомендациями;

Обновление баз данных и их распространение среди стран-членов;

Обработка информации из баз данных и подготовка технических отчетов по осуществленным решениям в отношении проблем безопасности АЭС с ВВЭР и РБМК;

• Подготовка годовых обзорных отчетов по безопасности ВВЭР и РБМК в странах-членах;

Организация рабочих семинаров с целью обеспечения поддержки при подготовке и проверке отдельных разделов О ОБ;

Выполнение координационно-исследовательской программы сопоставительных экспериментов по радиационному охрупчиванию и отжигу металла сварного шва корпуса реактора ВВЭР-440.

По техническому сотрудничеству в бюджетный цикл 1999-2000 г.г. включены три европейских региональных проекта. Конкретные мероприятия по каждому проекту разрабатываются секретариатом МАГАТЭ по согласованию с заинтересованными странами-членами.

a) Поддержка при проведении оценки безопасности АЭС Целью проекта является поддержка и укрепление имеющихся возможностей организаций, обеспечивающих оперативное и техническое сопровождение эксплуатации в странах-членах данного региона, при проведении анализов безопасности собственных АЭС.

По данному проекту будут проведены следующие работы: (1) подготовка руководящего материала для разработки О ОБ, включая поддержку при анализе влияния внешних и внутренних воздействий; (2) поддержка при анализе программ повышения безопасности; (3) поддержка при анализе ВАБ; (4) содействие при разработке мероприятий по управлению аварийными ситуациями и авариями; (5) содействие при анализе человеческого фактора и проблем взаимодействия человекмашина; (6) содействие при анализе показателей работы и адекватности симуляторов и анализаторов АЭС и т.п.

Указанные выше темы будут анализироваться экспертами, рассматриваться на технических совещаниях, рабочих семинарах, учебных курсах, а также во время дружественных и научных визитов.

b) Возможности для оценки эксплуатационной безопасности АЭС Целю на последующие годы является достижение во всем регионе уровня эксплуатационной безопасности, соответствующего международно признанному.

Данный проект нацелен на оказание помощи странам-членам региона в проведении эффективных самостоятельных оценок показателей эксплуатационной безопасности, на проведение независимых проверок, обеспечение условий и создания форума для обмена эксплуатационным опытом. Кроме того, помощь будет направлена на исправление недостатков и пробелов в сфере безопасности, выявленных при осуществлении объединенной стратегии безопасности в странах региона.

МАГАТЭ будет организовывать учебные курсы, региональные рабочие семинары, миссии ASSET и OSART для независимой проверки самостоятельно выполненных оценок, семинары ASCOT, визиты для оказания поддержки по вопросам, возникшим во время миссий по независимой проверке, а также дружественные визиты.

МАГАТЭ будет служить центром обмена информацией и следить за отсутствием дублирования собственных работ и работ других международных организаций.

с) Нормативная и законодательная инфраструктура ядерной безопасности Целью проекта на последующие годы является дальнейшее укрепление регулирующих органов в регионе на основе рекомендаций МАГАТЭ и положительной международной практики регулирования.

Поддержка будет оказываться в сферах законодательной структуры, организации, анализа и оценки, подготовки нормативных документов, аттестации оперативного персонала, аварийного планирования и готовности.

МАГАТЭ будет организовывать учебные курсы, региональные рабочие семинары, миссии IRRT, дружественные и научные визиты. Для некоторых стран поддержка регулирующих органов будет осуществляться по национальным проектам технического сотрудничества в соответствии с конкретными запросами заинтересованной страны.

10. ВЫВОДЫ Как обеспечивающие, так и получающие поддержку страны согласны с тем, что конкретные цели ВБП были полностью достигнуты. Этими целями были:

- определение проектных и эксплуатационных недостатков АЭС с ВВЭР и РБМК, затрагивающих безопасность;

–  –  –

- согласование на международном уровне первоочередности мероприятий по повышению безопасности;

- оказание поддержки при проверке полноты и адекватности программ повышения безопасности с учетом рекомендаций МАГАТЭ;

- проведение специальных исследований нерешенных актуальных проблем безопасности.

Результаты программы и соответствующие опубликованные материалы широко используются в качестве технической основы при разработке мероприятий по повышению безопасности АЭС и выделении приоритетов в национальных, двусторонних и других международных программах.

Организация ВБП обеспечивала большую гибкость и способность быстрого реагирования на новые запросы и нужды, появлявшиеся в процессе осуществления программы. Здесь особо важной была роль Консультационной группы и Управляющих комитетов программы, дававших рекомендации по первоочередности действий и изменениям в программе.

В результате осуществления национальных и многосторонних проектов предпринято много шагов по повышению безопасности АЭС с ВВЭР и РБМК. Однако текущее состояние безопасности отдельных АЭС с ВВЭР и РБМК значительно колеблется даже на АЭС одного типа.

Различия главным образом зависят от следующих факторов:

Конструкционные изменения вносились постоянно, в ответ на новые требования безопасности.

Некоторые АЭС были полностью спроектированы и построены организациями бывшего Советского Союза, в проектировании и строительстве других широко принималось участие на местном уровне.

Неодинаковые подходы на национальном уровне к эксплуатации и регулированию привели к значительным различиям в мероприятиях по повышению безопасности с момента пуска АЭС.

Программы повышения безопасности зависят от наличия финансирования, что, в свою очередь, связано с экономической ситуацией в отдельных странах;

положение здесь сильно меняется от полностью внутреннего финансирования до большой зависимости от международных источников.

Несмотря на то, что все страны имеют планы повышения ядерной безопасности, некоторые из них провели только промежуточные компенсирующие мероприятия, а другие уже находятся на главной стадии основного повышения безопасности.

Несмотря на уже достигнутое улучшение ситуации с безопасностью, на отдельных АЭС предстоит еще сделать очень многое, в частности, на АЭС с ВВЭР и РБМК ранней конструкции. Проведение работ на этих АЭС будет значить очень многое, если, однако, они не будут выведены из эксплуатации в ближайшем будущем.

Крайне важно обеспечить проведение эксплуатирующими организациями обоснования безопасности каждой АЭС по результатам анализа безопасности на уровне отдельной станции, которое должно быть проанализировано и утверждено национальными регулирующими органами. Это позволит оценить общее влияние модификаций на безопасность АЭС. Данная работа, уже начатая, но на нескольких АЭС еще не законченная, требует первоочередного выполнения.

Двусторонние и многосторонние программы поддержки останутся важным дополнением действиям на внутреннем уровне.

По завершении ВБП МАГАТЭ продолжит оказание поддержки в сфере ядерной безопасности своим странам-членам в рамках собственной программы по ядерной безопасности и по проектам технического сотрудничества. Отдельный проект по безопасности ВВЭР и РБМК уже включен в программу МАГАТЭ по ядерной безопасности на 1999-2000 г.г. Кроме того, три осуществляющихся региональных проекта технического сотрудничества продлеваются до 2000 г.



Pages:     | 1 |   ...   | 2 | 3 || 5 |

Похожие работы:

«МУНИЦИПАЛЬНОЕ ОБРАЗОВАТЕЛЬНОЕ УЧРЕЖДЕНИЕ "ПРЕЛЕСТНЕНСКАЯ СРЕДНЯЯ ОБЩЕОБРАЗОВАТЕЛЬНАЯ ШКОЛА" Согласовано Согласовано Утверждено Руководитель МО Заместитель директора Директор МОУ _Крупская Т.А. школы по УВР МОУ "Прелестненская СОШ" "Прелестненская СОШ" Каторгин В.В. Протокол № _ от _ Бузан...»

«Обеспечение невовлеченности в коррупционные схемы. Инструкции ОЦЕНКА РИСКОВ СНАБЖЕНИЕ стр. 1 из Действ. до: издано: Global Advice Networks Ред.: A 00/00/00 10 ЦЕЛЬ Руководство по различным вопросам в инструменте оценки рисков в снабжении. Подсчет проводится в прилагаемой таблице...»

«В.Г. Пуцко, г. Калуга Метаморфозы русского провинциального города Каждый город, как и человек, имеет свою судьбу. У большинства русских провинциальных городов она, увы, оказалась весьма незавидной...»

«Региональный экзамен, 2014 г. Русский язык, 8 класс Демонстрационный вариант экзаменационной работы по русскому языку в 8 классе для проведения регионального экзамена 2014 года подготовлен государственным бюджетным учреждением "Региональный центр развития образования Оренбургской области" Региональный экзамен, 2014 г. Русский...»

«CELLCOSMET PEVONIA Клеточная интенсивная эмульсия Мягкое отшелушивающее "Ультравитальная Лайт" очищающее средство Ultra Vital Light Cellcosmet Gentle Exfoliating Cleanser ЧТО ЭТО? ЧТО ЭТО? Уникальное средство, мягко полирующее поверхность кожи Нежная эмульсия с активными стабилиз...»

«Приложение к свидетельству № 49501 Лист № 1 об утверждении типа средств измерений Всего листов 6 ОПИСАНИЕ ТИПА СРЕДСТВА ИЗМЕРЕНИЙ Нутромеры трехточечные самоцентрирующиеся Micromar 44 A, Micromar 44 EWR, Micromar 844 A Назначение средства...»

«1 Перечень планируемых результатов обучения по дисциплине (модулю), соотнесенных с планируемыми результатами освоения образовательной программы Коды Планируемые результаты Планируемые результаты обучения по компетенций освоения образовательной дисциплине (модулю) программы ПК-8 Сп...»

«1 Новогодний вечер – 2010.1. Друзья! Опять нас Новый год собрал, 1. Когда бокалы вдруг сомкнутся, Улыбками и светом полон зал! Гирляндой елка подмигнет. Вы не забудьте улыбнуться, Всех поздравляем, Чтоб был счастливым Новый год! 2. Приве...»

«Військова академія (м. Одеса) ЗАГАЛЬНОНАУКОВІ ПРОБЛЕМИ РОЗВИТКУ ЗБРОЙНИХ СИЛ УКРАЇНИ УДК 629.016:51-74 В.В. Будашко1, к.т.н., доц. О.А. Онищенко2, д.т.н., проф. Е.А. Юшков1 Одесская национальная м...»

«Обзор рынка железнодорожных цистерн в СНГ Издание 2-е Москва март, 2014 Обзор рынка железнодорожных цистерн в СНГ Демонстрационная версия С условиями приобретения полной версии отчета можно ознакомиться на странице сайта по адресу: http://www.infomine.ru/research/31/281 Общее количество страниц: 80 стр. Стоимость отче...»

«ПРОТОКОЛ Рабочего совещания проекта "ИУВР-Фергана" г. Ташкент 17 августа 2010 г. Присутствовали: Духовный В., Исламова О., Рогачев А., Кай Вегерич, Казбеков Ж., Мирзаев Н., Хорст М., Нерозин С., Пинхасов М.А., Алимджанов А., Якубов Ш., Масумов Р.,...»

«€•‚„.†. €•‚‚„‚.‚†‡ ‰‰‹‡ † ‚•‹ ‰•‹•‚‰‚•. †‡.‰ ‹•†• • УДК 535.31 ББК 22.34 Ч 49 Ч е р н и н С. М. Многоходовые системы в оптике и спектроскопии. — М.: ФИЗМАТЛИТ, 2010. — 240 с. — ISBN 978-5-9221-1221-5. В монографии рассмотрены различные типы оптических многоходовых систем, применяемых для повышения чувствительности измерений в спектроскопии, газовом анализе и рефле...»

«Бузун, Д. Н. Методика разработки IT-УМК: практический аспект / Д. Н. Бузун // Современные информационные компьютерные технологии (mcIT-2008) [Электронный ресурс]: материалы Междунар. научн.-практ. конф. — Электрон. дан. и прогр...»

«D-63 журнальный стол Деревянные столы Столы Столики Мебель PREMIUM класса. Высокое качество. Европейские ткани. Деревянная основа. Европейский сертификат. mebeles.buv.lv D-63 журнальный стол Столы Столики 578.00 EUR Unimebel D-63 журнальный стол Деревянные столы Столы Столики Unimebel Ма...»

«Министерство образования и науки Российской Федерации Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Тюменский государственный нефтегазовый университет" Научно-исследовательский институт прикладной этики _ В. И. Б...»

«Отчет о работе Департамента управления имуществом городского округа Самара за 2012 год Департамент управления имуществом городского округа Самара (далее – Департамент) осуществляет права собственника в отношении муниципа...»

«УСЛОВИЯ ОТБОРА ДИСТРИБЬЮТОРОВ ООО "ЯКОБС ДАУ ЭГБЕРТС РУС" ОПРЕДЕЛЕНИЕ ПОНЯТИЙ ЯКОБС ДАУ ЭГБЕРТС РУС – Общество с ограниченной ответственностью "ЯКОБС ДАУ ЭГБЕРТС РУС". Партнеры – лица, осуществляющие торговую деятельность, в том числе Дистрибьюторы, лица, осуществляющие торговую дея...»

«за счет повышения общей пористости бетона. Специальные особо-плотные и тяжелые заполнители придают бетону и раствору уникальное свойство радиационной защиты. Производству нерудных материалов в Республике Беларусь уделяется большое внимание. Так, песчано-гравийная смесь поступает с восьми заводов и карьеров, крупнейшие из которых ра...»

«Рекомендации по развертыванию Amazon WorkSpaces Сетевой доступ, службы каталогов и безопасность Июль 2016 г. AWS. Рекомендации по развертыванию Amazon WorkSpaces Июль 2016 г. © Amazon Web Services, Inc. или ее а...»

«г. Новосибирск ОПИСАНИЕ УСЛУГИ ДОСТУП В ИНТЕРНЕТ "ДОМ.RU" 1. ОПИСАНИЕ УСЛУГ 1.1. Оператор связи предоставляет Абоненту телематические услуги связи (доступ к сети связи Оператора связи, к информационным системам информационнотелекоммуникационных сетей, в том числе к сети Интернет, прием и передачи телематических электро...»










 
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.