Анализ безопасности АЭС в России

 

Атомная станция считается безопасной, если:

1. радиационное воздействие от нее на персонал, население и окружающую среду при нормальной эксплуатации и проектных авариях не приводит к превышению условных значений;

2. радиационное воздействие ограничивается до приемлемых значений при тяжелых (запроектных) авариях.

Например, при эксплуатации АЭС допустимые суточные газообразные выбросы должны быть не более:

Нуклиды

Нормализованные допустимые выбросы, Ки/сут*1000 МВт (эл).

Допустимые величины выброса, Ки/сут.

Смесь инертных радиоактивных газов (аргон, криптон, ксенон).

500

3000

Иод-131 (газообразная и аэрозольная фаза).

0,01

0,06

Смесь долгоживущих нуклидов

0.015

0,09

Смесь короткоживущих нуклидов

0,2

1,2

Среднемесячные допустимые выбросы с АЭС газоаэрозольных радиоактивных веществ.

Нуклиды

Нормализованные допустимые выбросы, Ки/мес*1000 МВт (эл).

Допустимые величины выброса, Ки/мес.

Стронций-90

1,5

9

Стронций-89

15

90

Цезий-137

15

90

Кобальт-60

15

90

Марганец-54

15

90

Хром-51

15

90

Нормативно документацией (НД) по безопасности в атомной энергетике в России определены количественные критерии оценки степени безопасности конкретной атомной станции

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

1. минимальное число дублирующих систем безопасности;

2. максимальное количество радиоактивных выбросов за сутки, месяц, год;

3. предельно допустимое значение частоты вырабатываемого электрического тока и т.д.

Эти показатели, как правило, применяются на уже действующих станциях. Особую ценность представляют оценки состояния безопасности атомной станции не по отдельным показателям. Связанным с состоянием конкретных систем, а АЭС в целом. Здесь применяются специальные критерии: вероятность крупных радиоактивных выбросов в окружающую среду и вероятность разрушения активной зоны реактора в течении года, а также вероятность смерти человека вследствие аварии на АЭС. Расчет числовых значений указанных параметров проводится для каждого энергоблока отдельно на основе методов вероятностного анализа безопасности, рекомендованных МАГАТЭ.

Предельные значения таких интегральных критериев безопасности для одного реактора составляют:

· вероятность радиоактивных выбросов – 1*Е-7/год;

· вероятность повреждения активной зоны – 1*Е-5/год;

· индивидуальный риск для здоровья – 1,65*Е-4/чел.бэр.

В России эксплуатируемые энергоблоки атомных станций построены по проектам трех поколений – 60-х, 70-х, и 80-х годов. Каждый из указанных периодов имел свой набор НД по безопасности, со временем все более ожесточавшихся:

АЭС

Количество    блоков

Тип реакторной установки

Первое поколение

Нововоронежская (блоки 3,4)

Кольская (блоки 1,2)

Ленинградская (блоки 1,2)

Курская (блоки 1,2)

Билибинская (блоки 1-4)

 

2

 2

 

2

2

 

4

 

 

ВВЭР-440

ВВЭР-440

 

РБМК-1000

РБМК-1000

 

ЭГП-6

Второе поколение

Нововоронежская (блок 5)

Кольская (блоки 3,4)

Калининская (блоки 1,2)

Смоленская (блоки 1,2)

Ленинградская (блоки 3,4)

Белоярская (блок 3)

 

1

2

 

2

2

 

2

1

 

 

ВВЭР-1000

ВВЭР-440

ВВЭР-1000

РБМК-1000

 

РБМК-1000

БН-600

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

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

Таблица № 1

АЭС

1991

1992

1993

1994

1995

1996

1997

1998

1999

2000

БалАЭС

50

69

36

24

10

4

5

5

6

5

БелАЭС

1

2

1

1

4

2

0

0

2

1

БилАЭС

7

8

8

7

8

2

8

11

4

2

НВАЭС

14

29

32

27

19

17

21

10

15

15

КолАЭС

25

35

44

38

20

19

7

10

11

1

КлнАЭС

17

14

7

8

11

11

10

9

6

5

ЛенАЭС

19

14

14

5

4

11

4

8

9

14

КурАЭС

20

17

16

10

11

14

14

26

21

19

СмоАЭС

11

12

13

8

12

8

10

23

16

7

Итого:

164

200

171

126

99

88

79

102

90

69

Распределение отказов по типу оборудования.

Таблица № 2

Тип оборудования

1992

1993

1994

1995

1996

1997

1998

1999

2000

Электро-техническое (ЭТО)

48

50

33

24

23

22

25

31

8

Тепломеханическое (ТМО)

75

92

46

45

84

34

53

46

33

Электронное (ЭЛО)

55

15

23

8

11

8

2

11

10

Контрольно-измерительное (КИП)

17

8

19

12

8

1

4

5

2

Прочие

11

4

19

10

8

4

7

9

-

Основные конкретные причины нарушений в работе АЭС.

Таблица № 3

Причины нарушений в работе АЭС

1992

1993

1994

1995

1996

1997

1998

1999

2000

Административное

Управление (АУ)

64

64

32

32

43

8

7

45

29

Изготовление оборудование (ИЗ)

23

20

21

8

9

5

7

6

10

Проектирование и конструирование (ПиК)

43

44

22

17

19

9

   11

    19

24

Ремонт (Р)

14

9

8

3

3

2

3

4

5

Прочие

56

34

43

40

23

4

7

16

1

Распределение отказов по типу реакторной установки (в процентах от общего количества отказов)

Таблица № 4

Тип реакторной установки

1992

1993

1994

1995

1996

1997

1998

1999

2000

ВВЭР-440

27

32

39

26

33

18

16

18

16

ВВЭР-1000

46

37

38

35

35

37

18

20

22

РБМК-1000

22

25

17

27

32

35

55

46

58

ЭГП-6

4

5

6

8

2

10

11

4

3

БН-600

1

1

1

4

2

0

0

2

1

Анализ проведения ремонтной кампании 2000 года.

Ремонтные работы выполнялись в соответствии с графиками АЭС, тем не менее анализ ремонтной кампании свидетельствует об увеличении проблем при выполнении ремонтных работ, основными из которых являются:

1. увеличение сроков продолжительности ремонтов (с одной стороны - из-за старения оборудования и необходимости его модернизации, с другой стороны - из-за совершенствования методов эксплуатационного контроля сварных соединений, металла трубопроводов и оборудования);

2. снижение уровня подготовки ремонтного персонала (ротация поколений ремонтного персонала, привлечение ремонтного персонала сторонних организаций, не имеющего специфического опыта работы на АЭС);

3. несовершенство технологической документации;

4. низкий уровень планирования и организации ремонтных работ;

5.снижение требовательности и уровня культуры безопасности со стороны эксплуатирующих организаций к качеству выполняемых ремонтных работ;

6. финансовые проблемы.

В 2000 году проводились работы по повышению безопасности АЭС в соответствии с «Графиками техперевооружения» и модернизации энергоблоков АЭС.

На Кольской, Нововоронежской, Ленинградской АЭС завершены работы по модернизации в рамках “Счета ядерной безопасности”.

АЭС с РБМК

(Курская, Ленинградская и Смоленская АЭС)

В 2000 году проведены капитальные, средние и текущие ремонты на всех блоках АЭС с РБМК. Продолжительность ремонтных работ соответствует плановым срокам.

На блоке 1 Курской АЭС проводился капитальный ремонт с проведением второго этапа модернизации и техперевооружения, при этом были выполнены наиболее важные работы:

1. введена в эксплуатацию система ограничения выбросов активности при разгерметизации ТК;

2. выполнены работы по эксплуатационному контролю ТК, сварных соединений трубопроводов Ду 300 (323 шт.);

3. выполнены мероприятия по повышению пожарной безопасности;

4. замена скафандра РЗМ и техническое освидетельствование РЗМ;

5. замена одного технологического канала, 11 стержней СУЗ, выработавших ресурс, “ШАДР” ТК - 320 шт., ЗРК ТК - 10 шт.;

6. капитальный ремонт СП СУЗ - 74 шт.,

7. средний ремонт генераторов Г - 1, 2, ГЦН - 2 шт., заменены выемные части двух ГЦН.

Ленинградской АЭС, в рамках реконструкции и техническом перевооружении, было принято решение об изменении состава вновь сооружаемых систем блоков первой очереди. Решение основано на данных, полученных при осуществлении вероятностного и детерминистического анализов безопасности с учетом перевода реакторов на эрбий содержащее топливо.

В течение 2000 года продолжались работы по сооружению объектов по плану реконструкции блоков первой очереди и пристройки к ХОЯТ.

Блок 1 Смоленской АЭС с августа 2000 года находится в капитальном ремонте и техническом перевооружении, при этом были выполнены следующие основные работы:

1. проведен внутренний контроль ТК;

2. проведен внутриреакторный контроль каналов СУЗ;

3. заменена арматура Ду 800 на напоре ГЦН;

4. ремонт ЦНД-23, 24 и вспомогательных систем ТГ-2;

5. реконструкция кровли машзала;

6. замена аккумуляторных батарей на СБ;

7. текущий и капитальный ремонт приборов КИП и автоматики;

8. контроль сварных соединений трубопроводов Ду 300, контроль швов приварки обойм к тракту ТК;

9. модернизация электрических шкафов в СБ и др.

АЭС с ВВЭР-1000 и ВВЭР-440

(Балаковская, Калининская Нововоронежская и Кольская АЭС)

Работы по техническому перевооружению и модернизации на блоке 1 Кольской АЭС выполнялись в соответствии с утвержденными графиками. Основные выполненные работы:

1. модернизация уплотнение гермообъема;

2. ввод в работу автоматики систем расхолаживания;

3. ввод в работу информационной системы представления параметров безопасности;

4. монтаж и наладка АСКРО;

5. ввод в работу полномасштабного тренажера.

На Нововоронежской АЭС по модернизации блока 4 было запланировано и выполнено 11 работ, основные из них:

1. ввод в работу системы дополнительной подачи аварийной питательной воды;

2. установка дополнительных ОК на трубопроводах питательной воды ПГ-4, 5 и 6;

3. модернизация системы продувки ПГ-4;

4. монтаж системы автономной подачи питательной воды в ПГ-4 с использованием передвижной насосной установки с дизельным приводом;

5. монтаж перемычки между секциями ГПК ТА-12 и секций расхолаживания.

На блоке 2 Балаковской АЭС в период капитального ремонта проводились работы по:

1. замене парогенераторов;

2. модернизации ВКУ парогенераторов;

3. замене оборудования АКНП-3 на АКНП-7;

4. замене электроприводов общепромышленного изготовления.

На блоке 3 в период среднего ремонта проводились работы по модернизации системы продувки ПГ.

На блоке 4 в период среднего ремонта проводились работы по замене регуляторов питания ПГ и модернизации системы продувки ПГ, замене аккумуляторных батарей в СБ.

На блоках 2, 3 и 4 в период ремонтных кампаний проводился контроль целостности теплообменных трубок ПГ, эксплуатационный контроль металла.

На блоке 1 Калининской АЭС проводились работы по замене армоканатов контаймента, замене аккумуляторных батарей на СБ и СУЗ.

На блоке 2 проведены работы по замене аккумуляторных батарей на ЩПТ и общеблочной АБ, замене 4-х армоканатов контаймента, капитальному ремонту генератора.

АЭС с реакторами БН и ЭГП

(Белоярская и Билибинская АЭС)

На блоке 3 Белоярской АЭС устранены дефекты с вырезкой и заменой вставок на всех ПГ (ранее были выявлены трещины в околошовной зоне композитных сварных стыков парогенераторов), а также проводились другие работы по техперевооружению и реконструкции (всего 82 позиции).

На Билибинской АЭС проводились плановые ремонтные работы на 4-х блоках.

ОБРАЩЕНИЕ С ОТРАБОТАВШИМ ЯДЕРНЫМ ТОПЛИВОМ

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

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

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

На Ленинградской АЭС проблема дефицита мест хранения ОЯТ является одной их самых острых. С целью ее решения принимаются следующие меры:

1. перевод приреакторных БВК на уплотненное хранение ОТВС;

2. перевод на уплотненное хранение ОТВС в БВК ХОЯТ;

3. поэтапная реализация проекта сухого контейнерного хранения (в ТУК).

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

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

Из нерешенных вопросов хранения ОЯТ на Билибинской АЭС остается, как и в 1999 году, изготовление и накопление пеналов для хранения ОТВС.

В таблице 5 приведена сводная таблица по наличию ОЯТ на блоках АЭС (в БВ) и в ХОЯТ (на конец декабря 2000 г.).

Таблица № 5

АЭС

Количество ТВС с ОЯТ

(проектная вместимость/ факт)

Примечание

 

Бл.1

Бл.2

Бл.3

Бл.4

Бл.5

ХОЯТ

Примечание.

КУР.

2600

805

2600

933

2600

1487

2600

1805

-

29200

22279

 

ЛЕН.

2732

1969

2732

1673

2732

1639

2732

2242

 

24720

23850

 

СМО.

4000

1111

4000

2820

4000

2704

-

-

13560

8577

 

КЛН.

416

203

416

144

-

-

-

-

 

КОЛ.

616

290

637

376

662

271

662

295

-

-

 

БАЛ.

391

253

391

162

391

193

612

226

-

-

 

БИЛ.

2050

1967

2050

2244

2050

440

-

-

-

-

-

-

 

НВО.

1050

45

300

0

653

349

677

280

306

97

 

ОСХОТ

916/261

БЕЛ.

Информация под грифом для служебного пользования

Примечание: емкости БВК бл.3 и 4 Курской АЭС указаны с учетом уплотненного хранения ОТВС.

Всего в хранилищах на АЭС находится 9300 т ОЯТ, в т.ч. 8600 т ОЯТ РБМК.

Хранилища АЭС с РБМК заполнены на 70 %.

Ежегодно с АЭС ВВЭР-440 вывозится 120 т ОЯТ на переработку, около 150 т ОЯТ вывозится с АЭС ВВЭР-1000 на хранение в ГХК.

В хранилищах ГХК храниться 1470 т ОЯТ АЭС России. Всего на ГХК хранится 2600 т ОЯТ (42% проектных емкостей).

Анализ динамики накопления ОЯТ на АЭС с РБМК показывает, что свободные объемы хранилищ ОЯТ обеспечат эксплуатацию, например, Курской АЭС до 2006 года, Смоленской АЭС до 2008 года.

Эксплуатирующими организациями ведутся работы по созданию хранилищ ОЯТ, в частности:

1. создание на АЭС с РБМК комплексов контейнерного хранения и вывоза ОЯТ в централизованное хранилище на ГХК;

2. сооружение на Билибинской АЭС дополнительного бассейна выдержки. Длительное сухое хранение ОЯТ реакторов ЭГП на площадке АЭС;

3. создание на Белоярской АЭС системы хранения и вывоза ОЯТ АМБ на ПО “МАЯК”. Создание хранилищ для ОЯТ АМБ;

4. создание централизованного хранилища ОЯТ ВВЭР-1000 и РБМК-1000 на ГХК.

РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ

Радиоактивные выбросы и сбросы

Среднесуточные значения радиоактивных выбросов инертных радиоактивных газов (ИРГ), долгоживущих радионуклидов (ДЖН) и I -131 с оценкой по отношению к допустимому выбросу (ДВ) на АЭС России в 2000 году приведены в таблице 6.

Таблица 6.

Среднесуточные радиоактивные выбросы на АЭС России в 2000 году.

АЭС

ИРГ

ДЖН

I -131

Ки/сут

ДВ %

мКи/сут

ДВ %

мКи/сут

ДВ %

Балаковская

0,42

0,02

0,02

0,03

0,03

0,08

Белоярская

0,53

0,11

Ниже чувствительности аппаратуры

Билибинская

34,09

1,70

Ниже чувствительности аппаратуры

Калининская

1,10

0,07

0,01

0,02

0,01

0,04

Кольская

5,02

0,25

0,01

0,16

0,45

1,12

Курская

18,95

0,94

0,81

1,16

0,12

1,75

Ленинградская

24,47

1,24

0,12

0,20

0,09

0,16

Нововоронежская

1,40

0,15

0,19

0,58

0,10

1,00

Смоленская

32,35

2,13

0,27

0,59

0,25

0,82

В 2000 году, как и в предыдущие годы, газоаэрозольные выбросы АЭС были ниже допустимых и не превышали по ИРГ 3 % (Смоленская АЭС), ДЖН - 2 % (Курская АЭС) и I-131 - 2 % (Кольская АЭС).

Анализ газоаэрозольных выбросов АЭС в атмосферу показывает, что за последние 10 лет выбросы уменьшились:

1. от 16 % до 2,5 % от допустимого значения на АЭС с РБМК и ЭГП;

2. от 0,7 % до 0,1 % от допустимого значения на АЭС с ВВЭР;

3. от 0,2 % до 0,01 % от допустимого значения на АЭС с БН.

Объемы жидких сбросов в окружающую среду и поступление радионуклидов с дебалансными водами АЭС по отношению к допустимому сбросу (ДС) сведены в таблицу 7.

Таблица 7.

Поступление радиоактивных продуктов с жидкими сбросами АЭС России в 2000 году.

АЭС

Объем сброшенной воды, м3

Поступление радионуклидов,

 % ДС

Балаковская

35700

3,31

Белоярская

48562

1,67

Билибинская

536

0,02

Калининская

45375

12,45

Кольская

19996

0,01

Курская

45091

0,0004

Ленинградская

9000

0,11

Нововоронежская

41566

8,10

Смоленская

64845

1,06

Фактические значения активностей жидких сбросов АЭС меньше допустимых и не превышали 13 % величины ДС (Калининская АЭС).

Радиоактивные отходы

Информация о заполнении хранилищ жидких (ХЖО) и твердых (ХТО) радиоактивных отходов на АЭС России по состоянию на 31.12.2000 года приведена в таблицах 8 и 9.

Таблица 8.

Хранение ЖРО на АЭС России.

АЭС

Вместимость ХЖО, м3

Количество ЖРО, м3

Заполненность

ХЖО, %

Балаковская

3800

1262,0

33,2

Белоярская

6400

5672,0

95,7

Билибинская

1000

692,8

69,3

Калининская

2940

1895,0

64,5

Кольская

8576

7214,0

84,1

Курская

63000

41215,0

65,4

Ленинградская

17020

12260,0

72,1

Нововоронежская

17891

7203,4

40,3

Смоленская

19400

15691,0

80,9

Таблица 9.

Хранение твердых радиоактивных отходов на АЭС России.

АЭС

Вместимость ХТО, м3

Количество ТРО, м3

Заполненность ХТО, %

Балаковская

18684,0

11348,

60,7

Белоярская

22160,0

14469,0

65,3

Билибинская

6330,0

2692,5

42,5

Калининская

13975,1

8531,4

61,0

Кольская

19912,0

8488,6

42,2

Курская

31560,0

29061,3

92,1

Ленинградская

28600,0

23853,0

83,4

Нововоронежская

40414,0

35407,0

87,6

Смоленская

15150,0

12700,

83,8

В хранилища АЭС ежегодно поступает 4000 м3 ЖРО (4,7 % от объема) и ТРО 7500 м3 (5,8 % от объема).

Анализ динамики заполняемости хранилищ ЖРО показывает, что свободные объемы хранилищ АЭС составляют 53600 м3 (38 %), что обеспечит эксплуатацию АЭС в течение 8 лет, ТРО - 50206 м3 (28 %), что обеспечит эксплуатацию АЭС в течение 5 лет.

Степень заполнения ХЖО на АЭС в среднем составляет 67%. Однако, ХЖО Белоярской АЭС заполнены на 96 %, Кольской АЭС - на 84 % и Смоленской АЭС – на 81 %.

Достаточно серьезное положение с ЖРО сложилось на Калининской АЭС, где емкости кубового остатка и низкоактивных сорбентов заполнены на 100 %. В настоящее время станция вынуждена задействовать резервную емкость для хранения ЖРО.

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

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

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

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

30.11.2000 г. при радиационном контроле санитарно-защитной зоны в месте выхода сбросного канала циркводоснабжения I и II энергоблоков Нововоронежской АЭС специалистами станции обнаружен локальный участок радиоактивного загрязнения с повышенным радиационным фоном.

В устье сбросного канала мощность дозы гамма-излучения по береговой линии на участке протяженностью 20-40 м местами превышает разрешенное санитарными правилами для санитарно-защитной зоны значение (240 мкР/ч). В пробах донных отложений содержится радионуклид станционного происхождения Со-60 с активностью около 1,0·Е-6 Ки/кг, что требует отнесения донных отложений к твердым радиоактивным отходам (критерий отнесения к радиоактивным отходам согласно санитарным нормам и правилам составляет 2,7·Е-7 Ки/кг).

Причина и конкретный источник радиоактивного загрязнения устья сбросного канала устанавливаются.

Пути решения проблемы обращения с РАО на АЭС представляются следующие:

1. сокращение количества образующихся РАО при эксплуатации;

2. ионоселективная очистка ЖРО;

3. цементирование и битумирование кубового остатка и ионообменных смол;

4. сжигание горючих твердых и жидких РАО;

5. прессование твердых РАО;

6. применение контейнерного хранения кондиционированных РАО.