Діяльність

22.11.2011

Результати цільової оцінки безпеки (стрес-тести) ЗАЕС, ХАЕС, РАЕС, ЮУАЕС з урахуванням уроків аварії на АЕС «Фукусіма – 1»



(обновленная информация в дополнение к информации от 09.11.11)

1. ОБЩИЕ СВЕДЕНИЯ

На заседании Коллегии Государственной инспекции ядерного регулирования Украины от 19.05.11 г. № 2 был согласован «План действий по выполнению целевой внеочередной оценки состояния безопасности и дальнейшего повышения безопасности энергоблоков АЭС Украины с учетом событий на АЭС "Фукусима-1"», которым предусмотрена реализация краткосрочных и долгосрочных мероприятий:

1) краткосрочные мероприятия:

- целевая внеочередная оценка состояния безопасности энергоблоков АЭС (стресс-тесты);

- целевая проверка состояния аварийной готовности;

- пересмотр и дополнение "Комплексной (сводной) программы повышения безопасности энергоблоков АЭС Украины" (К(c)ППБ) и Плана-графика реализации мероприятий на 2011 год;

- анализ нормативно-правовой базы по ядерной и радиационной безопасности, разработка предложений по ее усовершенствованию и повышению требований безопасности для действующих и новых энергоблоков АЭС;

2) долгосрочные мероприятия. Как следствие реализации краткосрочных мероприятий, на долгосрочной фазе реагирования на события, произошедшие на АЭС "Фукусима-1" должны быть реализованы мероприятия по повышению безопасности энергоблоков АЭС Украины, которые будут определены по результатам выполнения целевой внеочередной оценки состояния их безопасности:

- К(с)ППБ с изменениями и дополнениями, по результатам целевого пересмотра норм и правил по ядерной и радиационной безопасности;

- усовершенствование системы аварийной готовности по результатам целевой проверки состояния аварийной готовности на АЭС.

Государственным предприятием "Национальная атомная энергогенерирующая компания "Энергоатом" (ГП НАЭК "Энергоатом") осуществлена целевая внеочередная оценка состояния безопасности энергоблоков АЭС Украины. Результаты стресс-тестов для площадок Запорожской АЭС (ЗАЭС), включая сухое хранилище отработанного ядерного топлива, Южно-Украинской АЭС (ЮУАЭС), Ровенской АЭС (РАЭС), Хмельницкой АЭС (ХАЭС) направлены эксплуатирующей организацией на рассмотрение в Госатомрегулирование Украины.

В качестве критериев оценки результатов стресс-тестов использованы действующие требования, рекомендации МАГАТЭ, а также требования к проведению стресс-тестов европейских АЭС (EU "stress-test" specifications).

Для каждой площадки АЭС Украины по результатам выполнения стресс-тестов разработан отчет, который в соответствии с "Рекомендованной структурой и содержанием отчета по целевой переоценке безопасности ядерных установок, размещенных на площадке АЭС, с учетом уроков аварии на АЭС Фукусима-1" включает[1]:

Глава 1. Общее описание АЭС;

Глава 2. Оценка внешних экстремальных природных воздействий;

Глава 3. Анализ развития аварий, связанных с потерей электрического питания и/или конечного поглотителя тепла;

Глава 4. Анализ мероприятий по управлению тяжелыми авариями.

Для выполнения целевой переоценки безопасности энергоблоков, ХАЭС, РАЭС, ЮУАЭС использованы исходные данные по состоянию на 30.06.2011 г.

2. АНАЛИЗ ВНЕШНИХ ЭКСТРЕМАЛЬНЫХ Воздействий ПО РЕЗУЛЬТАТАМ ВЫПОЛНЕНИЯ СТРЕСС - ТЕСТОВ ДЛЯ АЭС УКРАИНЫ

2.1 Землетрясения

Для всех площадок АЭС Украины уровень сейсмичности, установленный при проектировании, составлял:

- Проектное землетрясение (ПЗ)=5 баллов (пиковое ускорение на уровне грунта 0,025g);

- Максимальное расчётное  землетрясение (МРЗ)=6 баллов - 0,05g.

На основании инженерных оценок, выполненных в рамках целевой переоценки безопасности, сейсмостойкость строительных конструкций энергоблоков для всех АЭС Украины с реакторами ВВЭР, в которых размещаются системы, выполняющие функции безопасности, обеспечивается для значений пикового ускорения на уровне земли 0,1g.

По результатам выполненных в рамках целевой переоценки безопасности расчетных оценок, пороговое значение пикового ускорения на уровне грунта, при котором сохраняется прочность защитной оболочки реакторного отделения, составляет:

- для энергоблоков с РУ ВВЭР/В-320  - 0,17g;

- для энергоблоков с РУ ВВЭР/В-302, В-338 - 0,15g;

- для энергоблоков с РУ ВВЭР/В-213  - 0,185g,

что соответствует интервалу интенсивности сейсмического воздействия 7-8 баллов.

В отношении трубопроводов реакторной установки (РУ), а так же трубопроводов систем, необходимых для выполнения функций безопасного останова, отвода тепла и поддержания РУ в подкритическом состоянии энергоблоков площадок ЗАЭС, ХАЭС, РАЭС с ректорами ВВЭР, можно констатировать следующее:

- в соответствии с техническим проектом РУ трубопроводы главного циркуляционного контура, САОЗ (пассивная часть), системы компенсации объема, системы главных паропроводов ПГ, системы питательной воды ПГ (в границах РУ) способны выдержать максимальное, расчетное землетрясение интенсивностью не менее 7 баллов;

- на основании проекта АЭС трубопроводы остальных систем, выполняющих функции безопасности, способны выдержать проектный уровень сейсмического воздействия МРЗ 6 баллов со значением ускорения на грунте 0,05g. На основании предварительных инженерных оценок, выполненных в рамках целевой переоценки безопасности, для условий МРЗ - 7 баллов (что соответствует значению пикового ускорения на грунте 0,1g) прочность обеспечивается с учетом корректировки мест расположения опор и изменения жесткости подвесной системы.

В соответствии с техническим проектом РУ технологическое оборудование, входящее в состав РУ (реактор, парогенераторы, ГЦН, компенсатор давления, барботажный бак), электротехническое оборудование, оборудование системы управления и защиты способно выдержать максимальное, расчетное землетрясение интенсивностью не менее 7 баллов (что соответствует значению пикового ускорения на грунте 0,1g).

Для другого тепломеханического, электротехнического оборудования и оборудования КИП и А необходимо продолжение работ по квалификации для приведения в соответствие характеристик оборудования величине пикового ускорения на грунте не ниже 0,1g.

Для площадки ЮУАЭС,  начаты работы по перерасчету трубопроводов  и строительных конструкций (кроме защитной оболочки),  а также работы по квалификации оборудования на значение сейсмического воздействия со значением пикового ускорения на грунте 0,12g (консервативное значение, установленное для условий площадки в 2011г).

2.2 Смерчи, экстремальные ветерснег

Здания и сооружения АЭС Украины рассчитаны на воздействие воздушной ударной волны с давлением сжатия на фронте 30000 Па, что существенно превышает нагрузки от проектного смерча  (4400 Па).

Тем не менее, прохождение смерча по площадке АЭС может привести к потере внешнего электроснабжения и осушению/засорению брызгательных бассейнов технической воды ответственных потребителей, и, как следствие, отказу аварийного электроснабжения от РДЭС. При этом существует возможность восстановления электроснабжения от соседних энергоблоков, а также возможность охлаждения оборудования систем безопасности от сторонних источников.

Снег. Нормативное значение веса снегового покрова (50 кгс/кв.м.) при проектировании здания и сооружений нормировалось на коэффициент перегрузки 2. Выполненный анализ показал отсутствие влияния экстремального снега на функции безопасности АЭС, при  реализации существующего комплекса мероприятий по уборке снега.

Оледенение - как внешний фактор опасности главным образом связан с возможностью обрыва ЛЭП и обесточиванию АЭС, что учтено в проекте и приведено в отчетах по дополнительной целевой переоценке безопасности энергоблоков.

2.3 Экстремально высокие уровни воды (внешние затопления)

Проведен анализ внешних затоплений вследствие паводков, осадков и аварий на гидротехнических сооружениях. Риск затопления площадок АЭС Украины отсутствует.

Для площадки ЗАЭС: максимально возможный уровень затопления (при прорыве всех плотин Днепровского каскада ГЭС и сохранении работоспособности плотины Каховской ГЭС, с учетом волны и при экстремальных паводках) составляет 19,36 м, что ниже отметки промплощадки ЗАЭС - 22,0 м.

Для площадки РАЭС: максимально возможный уровень затопления  (при разрушении дамбы Хренниковского водохранилища и при экстремальных паводках на р. Стырь) составляет 165,2 м, что ниже отметки промплощадки РАЭС - 188,5 м.

Для площадки ЮУАЭС: максимально возможный уровень затопления  (максимальный уровень р. Южный Буг с учетом экстремальных паводков) составляет 39,9 м, что ниже отметки промплощадки ЮУАЭС - 104,0 м.

Для площадки ХАЭС: максимально возможный уровень затопления  (при разрушении плотины водохранилища-охладителя АЭС и при экстремальных паводках) составляет 203,0 м, что ниже отметки промплощадки ХАЭС - 206,0 м.

2.4 Сильные осадки (дожди) и грунтовые воды

Стресс-тесты показали, что отсутствует необходимость разработки дополнительных мероприятий по защите от сильных осадков и грунтовых вод.

2.5 Экстремально низкий уровень воды в водохранилищах

Для площадки ЮУАЭС снижение уровня в р. Южный Буг ниже отметки, необходимой для нормальной работы насосной станции подпитки, потенциально может привести к прекращению подпитки Ташлыкского водохранилища и снижению его уровня ниже допустимого. Но, учитывая то, что минимальные расходы воды в реке и ее уровень на участке насосной станции регулируются сбросами Первомайской гидроэлектростанции (ГЭС) и Краснохуторской ГЭС, а также пропуском воды Александровской ГЭС, расположенной ниже по течению реки, указанная остановка насосной станции не повлияет на безопасность энергоблоков ЮУАЭС.

Для площадки РАЭС р. Стырь является единственным источником дополнительной воды для подпитки оборотной системы техводоснабжения. По результатам многолетних наблюдений, полное пересыхание водного источника не наблюдалось, однако рассматривается возможность возникновения ситуации, при которой все четыре энергоблока будут остановлены и дополнительная вода будет подаваться только на подпитку оборотной системы ответственных потребителей группы А (охлаждение ответственных потребителей реакторного отделения). При этом, в максимальном режиме обеспечивается подача дополнительной воды для потребителей группы А на протяжении 7,5-8 суток. При более мягком режиме срок подачи дополнительной воды возрастет до 27 суток. Дополнительно возможна подача на расхолаживание воды питьевого качества от системы питьевого водоснабжения (артезианских скважин).

Для площадки ЗАЭС выявлена возможность потери воды пруда - охладителя ЗАЭС (с проектной отметкой уровня воды 16.5 м), вследствие разрушения плотины Каховской ГЭС (со снижением уровня воды в Каховском водохранилище к 10.0 м). Учитывая значительную ширину плотины пруда - охладителя (150 - 650 м), разрушение указанной плотины, более интенсивная фильтрация воды через ее толщу и, соответственно, повышенная потеря воды не ожидается, однако, дополнительно должен быть выполнен анализ возможности потери воды из пруда – охладителя через продувочный канал.

Необходима разработка специальных мер защиты от экстремального снижения уровня воды в водоемах ЗАЭС (выполнение детального анализа возможности потери воды пруда – охладителя, вследствие повреждения плотины Каховской ГЭС; разработка мероприятий по обеспечению подпитки брызгальных бассейнов техводы группы "А" и т.д.).

2.6 Экстремально высокая/низкая температура

Стресс-тесты подтвердили устойчивость и работоспособность зданий, сооружений, систем и элементов к воздействиям высокой /низкой температуры.

Необходимость разработки специальных мер по защите от экстремальных температур отсутствует.

3 РАЗВИТИЕ АВАРИЙ, СВЯЗАННЫХ С ПОТЕРЕЙ ЭЛЕКТРИЧЕСКОГО ПИТАНИЯ И/ИЛИ КОНЕЧНОГО ПОГЛОТИТЕЛЯ ТЕПЛА

Установленные ENSREG,  а также Госатомрегулирования Украины требования предусматривают разработку мероприятий,   обеспечивающих отвод остаточных тепловыделений от активной зоны и БВ в течение 72 часов при полном обесточивании и потере конечного поглотителя тепла.

3.1 Объемы выполненных анализов

В рамках стресс-тестов выполнен анализ проекта АЭС и противоаварийных процедур, которые связаны с потерей электропитания (включая полное обесточивание) и/или потерей теплоотвода к конечному поглотителю тепла, проведена оценка хода аварийных процессов, определено имеющееся время для противоаварийных действий персонала и разработаны предложения по дополнительным мероприятиям по повышению безопасности.

Потеря электропитания (включая полное обесточивание АЭС)

При потере нормального электропитания и отказе аварийного питания от резервных ДГ аварийного энергоблока возможна подача напряжения на магистрали резервного питания 6 кВ энергоблоков от ДГ любой СБ, любого блока на площадке или общеблочной резервной дизельной электростанции (ОРДЭС).

В дополнение для ЗАЭС указана возможность подачи напряжения от:

- Днепровской гидроэлектростанции (Днепро ГЭС-1);

- Днепро ГЭС-2;

- Запорожской теплоэлектростанции (ТЭС);

- Каховской ГЭС.

Для ЮУАЭС:

- Кременчугская ГЭС;

- Ташлыкская гидроаккумулирующая электростанция.

Действия персонала по восстановлению электроснабжения установлены в действующих эксплуатационных и противоаварийных процедурах.

Потеря теплоотвода к конечному поглотителю тепла

На ЗАЭС - энергоблоки №№1-6, ЮУАЭС - энергоблоки №№1-3, ХАЭС - энергоблоки №1 и №2, РАЭС - энергоблок № 3 (для №4 планируется в 2012 году) реализована схема долговременной подпитки баков аварийного запаса обессоленной воды и парогенераторов в аварийных условиях с использованием пожарных рукавов и мобильных насосных агрегатов (например, пожарных машин) с местами подключения:

- на напорном трубопроводе насоса аварийной питательной воды;

- на трубопроводе заполнения бака аварийной питательной воды;

- на всасывающем трубопроводе от баков дистиллята.

Для энергоблоков 1 и 2 РАЭС реализована дополнительная система аварийной питательной воды ПГ с дизельными насосами, независимая от системы техводы ответственных потребителей (насосы системы и ДГ охлаждаются с помощью воздуха).

Комбинация полного обесточивания и потери теплоотвода к конечному поглотителю тепла

При проведении стресс-тестов было определено критическое время восстановления теплоотвода (в комбинации с полным обесточиванием), разработаны предложения по дополнительным мерам для обеспечения возможности отвода остаточных тепловыделений до 72 часов.

3.2 Основные результаты выполненного анализа

В рамках стресс-тестов выполнены специфические расчетные исследования аварийных сценариев для активной зоны и БВ при разных эксплуатационных состояниях РУ:

Активная зона, номинальный уровень мощности:

- Сценарий, без учета действий оперативного персонала.

- Сценарий, с учетом действий оперативного персонала в соответствии с симптомно-ориентированными аварийными инструкциями (СОАИ).

- Сценарий, с учетом предложенных действий по организации подпитки второго и первого контуров от постороннего источника

Активная зона, режим остановки энергоблока на ремонт и перегрузку:

- Сценарий, при котором первый контур разуплотнен, крышка реактора снята, без учета действий оперативного персонала.

Бассейн выдержки:

- Сценарий с учетом полной выгрузки топлива из активной зоны в БВ, без учета действий оперативного персонала.

- Сценарий с учетом аварийной вызгрузки топлива из активной зоны в БВ, с мероприятиями по подпитке БВ от постороннего источника.

Результаты расчетов аварий с полным обесточиванием АЭС и потерей теплоотвода к конечному поглотителю тепла представлены в таблице.

3.3 Меры, определенные по результатам анализа развития аварий

- Обеспечение аварийной подпитки ПГ:

- Восстановление питания стационарных питательных насосов от мобильного ДГ;

- Подача воды во второй контур от мобильного автономного источника;

- Подача воды в ПГ от существующих в проекте АЭС стационарных насосов других систем, которые могут быть потенциально использованы;

- Обеспечение аварийной подпитки первого контура:

- Подача борированной воды в первый контур от мобильного автономного источника;

- Восстановление питания стационарных питательных насосов от мобильного ДГ;

- Обеспечение подпитки и охлаждения БВ:

- Восстановление электропитания штатных средств подачи воды (насосы охлаждения и подпитки БВ);

- Подача воды в БВ от мобильного автономного источника;

- Анализ возможности обеспечения пассивного отвода тепла от БВ.

4 МЕРОПРИЯТИЯ ПО УПРАВЛЕНИЮ ТЯЖЕЛЫМИ АВАРИЯМИ

Основные результаты выполненного анализа мероприятий по управлению авариями

Оценка действующей системы  управления авариями

В составе организационных мероприятий по управлению авариями рассмотрены вопросы:

- организации и административного управления;

- противоаварийных процедур;

- кадрового обеспечения и подготовки персонала АЭС;

- аварийной готовности и реагирования.

Комплект инструкций (СОАИ) для РУ охватывает весь перечень нарушений нормальной эксплуатации, проектных и запроектных аварий,  и состоит из:

- "Инструкции по ликвидации нарушений нормальной эксплуатации";

- "Инструкции по ликвидации аварий и аварийных ситуаций" (при исходном состоянии энергоблока "горячий останов", МКУ, "работа на мощности").

Действия персонала, определенные в противоаварийных инструкциях не зависят от того, на одном или нескольких энергоблоках на площадке АЭС состоялась авария. Возможность возникновения аварии на нескольких энергоблоках учтена в общих положениях противоаварийных инструкций.

На АЭС разработаны "Перечни минимального должностного состава "сквозной" смены ОП АЭС, обеспечивающего в условиях чрезвычайной ситуации безопасное ведение технологического процесса". Общее количество персонала способно обеспечить безопасную работу энергоблоков АЭС на площадке.

НАЭК "Энергоатом", по необходимости, оказывает поддержку АЭС, на которой произошла авария путем мобилизации ресурсов эксплуатирующей организации, включая мобилизацию сил и средств других АЭС, аварийно-технического центра и «Атомремонтсервис».

На АЭС создана система готовности и реагирования на аварии и чрезвычайные ситуации, являющаяся взаимосвязанным комплексом технических средств и ресурсов, организационных, технических и радиационно-гигиенических мероприятий, которые осуществляются для достижения главной цели аварийного реагирования - предотвращение или снижение радиационного влияния на персонал, население и окружающую среду. За ОП АЭС закреплены формирования, подразделения и части, которые по запросу АЭС прибывают для предоставления помощи, в том числе воинские части, подразделения МЧС, МВД и МОЗ.

4.2 Оценка мероприятий по управлению тяжелыми авариями на разных стадиях ее развития

Наиболее эффективными действиями персонала, которые позволяют увеличить время для выполнения действий по предотвращению перерастания аварии  в тяжелую фазу и повреждение корпуса реактора в соответствии с ИЛА  являются: слив воды в ПГ из деаэраторов машзала, организация расхолаживания через БРУ-А и декомпрессия первого контура.

В материалах стресс-тестов представлены основные стратегии управления тяжелыми авариями, направленные на:

- прекращение повреждения активной зоны на ранней стадии развития аварии;

- поддержание локализующей функции ГО при тяжелой аварии;

- минимизация следствий радиоактивного выброса на площадке АЭС и за его пределами.

Учет факторов, сопровождающих внешние экстремальные влияния и усложняющих выполнение противоаварийных действий

Выполнена оценка следующих факторов, влияющих на возможность управления авариями:

возможные разрушения на площадке АЭС и инфраструктуры вокруг АЭС;

возможные отказы контрольно - измерительных приборов;

живучесть блочных щитов управления (БЩУ), резервных щитов управления (РЩУ) и кризисных центров;

учет возможной дозы облучения и радиоактивного загрязнения на площадке;

возможность использования имеющегося оборудования (включая имеющиеся мобильные установки).

4.3 Мероприятия, которые были определены по результатам проведенного анализа управления тяжелыми авариями

Завершение  разработки руководства по управлению тяжелыми авариями (РУТА)  на основании, в том числе:

- анализа мероприятий по обеспечению целостности корпуса реактора во время затопления бетонной шахты реактора водой для организации отвода тепла в условиях развития тяжелых аварий;

- анализа мероприятий по обеспечению водородной взрывобезопасности;

- анализа мероприятий по обеспечению целостности СГО;

- анализа мероприятий, направленных на обеспечение надежного функционирования оборудования, которое необходимо для реализации стратегий, предусмотренных РУТА.

5 ВЫВОДЫ

В составе краткосрочных мероприятий реагирования на аварийные события на АЭС Фукусима-1 ГП НАЭК "Энергоатом" выполнена целевая переоценка безопасности (стресс-тесты) энергоблоков АЭС Украины с использованием детерминистических подходов.

Целью проведенных стресс-тестов является оценка стойкости АЭС по отношению к внешним экстремальным воздействиям и их комбинациям, а также разработка дополнительных мероприятий по повышению безопасности АЭС в условиях постулированных множественных отказов.

По результатам стресс-тестов установлено:

- внеочередная переоценка безопасности, которая выполнена в рамках стресс - тестов не выявила дефицитов безопасности, а также дополнительных (не учтенных проектом) внешних экстремальных событий и их комбинаций, которые могут повлиять на безопасность АЭС;

- проектные основы, которые были заложены во время строительства энергоблоков АЭС Украины, гарантируют высокую стойкость действующих энергоблоков ВВЕР по отношению к внешним экстремальным влияниям и их комбинациям и свидетельствуют о наличии запасов безопасности действующих энергоблоков АЭС Украины;

- реализуются мероприятия по повышению безопасности, которые повышают стойкость АЭС к внешним экстремальным воздействиями, в том числе, подача воды в ПГ от мобильных установок для ВВЕР-1000, дополнительная система аварийной питательной воды для ВВЕР-440 (реализовано), увеличение емкости аккумуляторных батарей и др.

НАЭК "Энергоатом" разработаны дополнительные мероприятия по использованию мобильных установок для обеспечения возможности отвода остаточных тепловыделений до 72 часов, при полном обесточивании АЭС и потере конечного поглотителя тепла.



[1] Детальная информация о составе отчета по целевой переоценке безопасности приведена в сообщении от 09.11.11




Нефінансовий звіт НАЕК «Енергоатом» за 2017 рік

Повідом про корупцію