АЭС: ввод в эксплуатацию, эксплуатация, снятие с эксплуатации

Ввод АЭС в эксплуатацию

Прежде чем приступать к физическому пуску нового энергоблока, т.е. достигнуть критичности, необходимо удостовериться в том, что все его системы и оборудование действительно обладают проектными характеристиками и работоспособностью. В этих целях сначала проводятся индивидуальные испытания оборудования и систем, а затем используются все более и более сложные комплексы систем. Пока проверка касается характеристик систем, работающих в нормальных условиях, такие испытания затруднений не вызывают.

Для каждой системы эксплуатирующая организация определяет последовательность проведения испытаний. Для оборудования, обеспечивающего безопасность, эта программа дополняется анализом достаточности объема и условий испытания испытаний.

Работа заключается в составлении сотни типовых программ испытания систем; для каждой разрабатывается несколько подпрограмм поэтапного проведения испытания.

Впоследствии, каждое испытание должно быть реализовано на различных этапах пуска блока.
Анализ этих документов и программ регулирующим органам необходим для доказательства, что эксплуатирующая организация:

- определила все возможные конфигурации в работе рассматриваемой системы в нормальных и аварийных условиях с учетом состояний готовности и неготовности ее оборудования в области, разрешенной Технологическим регламентом эксплуатации, и с учетом критерия единичного отказа;
- для каждой конфигурации системы выработала соответствующие функциональные требования (минимальный и максимальный расходы, разрешенный диапазон изменения параметров и т.д.);
- для каждого конкретного оборудования определила функции, которые оно должно выполнять (открываться при максимальном перепаде давления, закрываться под напором полного расхода и т.д.);
- распространила определенные таким образом требования на условия испытаний.

Большинство требований, предъявляемых к системам безопасности, обусловливается состояниями в условиях аварии. Эти состояния не поддаются моделированию;

- для них приходится использовать методы экстраполяции и косвенных результатов.

Так, испытания насосов системы аварийной подпитки первого контура низкого давления (20 бар) и гидроемкостей целесообразно проводить при открытом корпусе реактора. Это соответствует случаю, когда первый контур полностью разуплотнен и позволяет проверить условия работы насосов при максимальном расходе с учетом потери давления из-за гидравлического сопротивления контура.

Для испытания спринклерной системы целесообразно устанавливать временные трубопроводы, которые подают воду в приямке защитной оболочки. Позволяет проверить работу насосов системы в условиях одной (но только одной) из возможных аварийных ситуаций.

Расход через каждую распылительную форсунку может проверяться за счет измерения расхода сжатого воздуха. При проведении таких испытаний участки трубопроводов, на которых установлены форсунки, отглушаются от остальной части спринклерной системы).

В программу пусконаладочных испытаний входят также испытания оборудования, работающего под давлением и подпадающего под действие соответствующих правил. Сюда относятся гидроиспытания первого контура на давление, т. е. приблизительно на 30% выше расчетного давления, с выдержкой в несколько часов для обнаружения и устранения возможных неплотностей.

Эксплуатация АЭС

Работа над проектом станции позволяет обозначить технические и организационные меры по обеспечению безопасности будущей АС. Процесс сооружения АС призван обеспечить адекватное с проектом исполнение всех систем и конструкций станции, а процесс ввода в эксплуатацию — убедиться в правильности монтажа и работоспособности систем и оборудования АС.

Все эти усилия должны найти правильное отражение в процессе эксплуатации. На АС появляется новый эксплуатационный персонал, которому необходимо знать не столько почему сделано так, а как следует действовать в тех или иных ситуациях. Это обстоятельство требует разработки специальных документов, которые с одной стороны естественно связаны с проектом АС, а с другой — должны быть понятны и удобны пользователю.

В первую очередь таким документом является «Технологический регламент эксплуатации», а также набор эксплуатационных инструкций по различным видам систем и оборудования.

Исследования, проведенные на этапе проектирования, позволяют установить пределы, в которых следует эксплуатировать энергоблок с тем, чтобы в случае инцидента или аварии, ситуация оставалась в рамках изученных состояний, для которых повреждение оборудования и радиологические последствия был» признаны приемлемыми. Эти пределы представляют собой разрешенную область эксплуатации, ограниченную пределами нормальной эксплуатации.

Таким образом, необходимо:

- определить область нормальной эксплуатации энергоблока с тем, чтобы эксплуатация осуществлялась в пределах, при которых поведение барьеров будет соответствовать предположениям, принятым в анализе проектных аварий при проектировании систем безопасности;

- для всех предусмотренных в проекте исходных состояний энергоблока так установить состояния готовности систем безопасности, чтобы оборудование, необходимое для применения аварийных процедур, оказалось действительно работоспособным в нужный момент;

- определить все действия на случай неготовности оборудования или систем безопасности, срабатывание которых необходимо при данном событии.

«Технологический регламент эксплуатации» представляет собой сборник документов, где отражены необходимые действия, непосредственно используемые во всем диапазоне нормальной эксплуатации блока (обычно «Технологический регламент эксплуатации» не касается аварийных условий работы энергоблока В аварийных условиях безопасность обеспечивается соблюдением специальных инструкций, причем параметры и системы, не подлежащие управлению этими инструкциями, должны поддерживаться в заданных пределах). Строгое соблюдение регламента должно обеспечить правильное срабатывание систем, важных для безопасности, и предотвратить серьезное повреждение активной зоны реактора в случае аварии.

Опыт эксплуатации показал, что для обеспечения безопасности в состоянии остановленного реактора требуется четкая идентификация оборудования, обеспечивающего безопасность.

За проверками, проведенными на этапе пуска, следуют периодические испытания. Они позволяют убедиться, что проектные характеристики оборудования и систем поддерживаются во времени надлежащим образом. Периодическим испытаниям должны подвергаться все функции, участвующие в обеспечении безопасности. При этом желательно, чтобы проведение этих испытаний не препятствовало нормальной эксплуатации энергоблока. Их периодичность и критерии приемлемости результатов должны обеспечивать уверенность, что системы будут способны выполнять свои функции до следующего периодического испытания.

Принцип такого подхода не отличается от принципа пусконаладочных испытаний. Преемственность этих двух видов испытаний обеспечивается, если программа пусконаладочных испытаний согласована с программой периодических испытаний.

Опыт эксплуатации, в частности, может показать следующее:

- частота отказов, выявленная при испытаниях, равно как и частота отказов, возникающих в аварийных условиях, превышают ожидаемые значения, в связи с чем может быть изменена периодичность испытаний;
- проведенные испытания не являются полностью представительными; в таком случае необходимо изменить процесс испытаний;
- слишком частые или проводимые в чрезмерно жестких условиях испытания могут повредить или вызвать преждевременный износ оборудования; в таком случае программы испытаний соответствующим образом изменяются;
- испытания на выносливость, проводимые на заводе-изготовителе, не всегда соответствуют реальным условиям эксплуатации и не учитывают влияния смежного оборудования;
- каждый раз, когда условия проведения периодических испытаний требуют изменения состояния систем или оборудования, необходимо действовать с особой осторожностью.

Действительно, с точки зрения безопасности необходимо, чтобы после испытаний на оборудовании тех систем безопасности, которые срабатывают только на требование, не оставались временно установленные испытательные приспособления, способные ухудшить или даже воспрепятствовать нормальной работе. На этот счет имеется печальный опыт в развитии аварии на ТМ1 (Threemail-Iland).

Важным элементом деятельности во время эксплуатации является учет и анализ возникающих нарушений. Из многочисленных мелких отказов элементов, обнаруживаемых персоналом, фиксируемых в эксплуатационной документации и исправляемых, выделяется класс более серьезных (значимых) событий, по которым исходя из определенных критериев назначается комиссия по расследованию из представителей эксплуатирующей организации, конструкторов, проектантов в присутствии представителей регулирующего органа. Комиссия анализирует причины события и предлагает меры по их предупреждению. Информация о таких событиях доводится до организаций, эксплуатирующих однотипные блоки, там проводятся исследования по состоянию соответствующих элементов и принимаются аналогичные меры по предупреждению события.

МАГАТЭ разработало особую семиуровневую шкалу инцидентов, о которых каждая страна обязуется сообщать в МАГАТЭ, делая тем самым достоянием мировой общественности информации о событиях на АЭС мира:

1-й и 2-й уровни — отсутствие каких-либо радиационных последствий (обусловлены нарушением систем и элементов, нейтрализованных системами безопасности);
3-й уровень — незначительные выбросы;
4-й уровень — с выбросами, когда доза на местности ниже значений для проектной аварии;
5-й уровень — авария с возможным риском для населения, когда может быть частичное применение плана по защите населения;
6-й уровень — серьезная авария с реализацией планов по защите населения;
7-й уровень — крупная авария (типа Чернобыльской), для ликвидации последствий которой требуется привлечение общенациональных усилий.

Снятие энергоблока АЭС с эксплуатации

Снятие с эксплуатации (СЭ) энергоблока (ЭБ) атомных электростанций — неизбежная стадия после окончания проектного срока службы ЭБ (или в силу определенных причин до истечения проектного срока службы). Во всем мире до 2020 г. будет снято с эксплуатации несколько сот ЭБ (из них в России около 30). Данная проблема имеет глобальный характер (по географии) и затрагивает интересы государств как с точки зрения обеспечения безопасности населения, так и финансового обеспечения этого процесса, не говоря уже о задаче замещения электромощностей. Например, для объединенной энергосистемы северо-запада России вклад АС в общую выработку электроэнергии составляет 47,8%.

На ЭБ АС за время эксплуатации (примерно 30 лет) накапливается значительное количество радиоактивных материалов, которые при демонтаже радиоактивного оборудования и защитно-строительных конструкций, превращаются в радиоактивные отходы (РАО) активностью в миллионы кюри (без активности отработавшего ядерного топлива, которое должно быть вывезено с ЭБ) и массой в десятки-сотни тысяч тонн.

Все эти источники радиоактивности во время эксплуатации находятся за защитными барьерами безопасности (герметичное оборудование первого контура, герметичные локализующие устройства).

При СЭ происходит разрушение защитных барьеров. Высвобождающиеся радиоактивные вещества могут находиться в виде твердых, жидких и радиоактивных отходов. Без принятия соответствующих мер безопасности этот процесс может привести к облучению персонала, проводящего демонтаж радиоактивного оборудования и защитно-строительных конструкций, а также к выходу радиоактивных продуктов за пределы АС с нежелательными последствиями для населения и природной среды.

Ориентировочные объемы демонтажных работ на один ЭБ АЭС

Для иллюстрации видов и количества отходов при СЭ в таблице выше приведены данные для первой очереди АЭС «Норд» (ЭБ с ВВЭР-440 и ВВЭР-1000), полученные на основании выполненного проекта СЭ этой станции, предусматривающего сохранение части вспомогательных зданий и сооружений, а также рассчитанные данные для РБМК-1000.

Масса РАО, образующихся при СЭ, составляет приблизительно 6-8% общего количества отходов. Это приблизительно соответствует массе оборудования первого контура и внутренних слоев активированного бетона шахты реактора.

После штатной и, если необходимо, более тщательной дезактивации оборудования и систем 4-6% отходов может быть переведено в разряд повторного (ограниченного или неограниченного) использования. Оставшиеся (примерно 2%) РАО имеют активационное происхождение (элементы ВКУ и корпуса реактора, внутренних слоев бетона шахты) и подлежат захоронению. Изменение активности основных внутрикорпусных устройств для реактора ВВЭР-440 после 30 лет эксплуатации приведено на графике ниже.

Изменение удельной радиоактивности конструкционных элементов реактора по времени ВВЭР-440. Т = 30 лет — время эксплуатации, ТРО — твердые радиоактивные отходы

***