








В материалах, подвергнутых экспертизе, неоднократно в качестве обосновывающих критериев используются ссылки на опыт эксплуатации аналогичных энергетических объектов и практически все обоснования, будь то обоснование ядерной, радиационной или экологической безопасности, заменяются ссылками на большой и положительный опыт эксплуатации таких установок. А т.к. прямых аналогов подобного энергетического объекта в мировой практике не существует, экспертная комиссия сочла необходимым отдельно провести оценку нарушений в работе судов – прототипов с подобными ЯЭУ, эксплуатируемыми в Российском флоте, и, по — возможности, скоррелировать их с предметом настоящей экспертизы.
И первое, что необходимо отметить, что по наличию опыта эксплуатации на флоте не всегда можно судить о соответствии проекта современным нормативным документам и об общем уровне безопасности проекта.
Секретность самой истории эксплуатации ядерных энергетических транспортных установок ледокольного и военно-морского флотов и всего того, что с ними связано, не способствует доверию к этим проектам.
Официальная статистика по нарушениям в работе транспортных ядерных энергоустановок является «закрытой», а появляющиеся в открытой печати данные, подобные содержащимся в докладе организации «GREENPEACE» «Проблемы Тихоокеанского флота: радиоактивные отходы, утилизация атомных подводных лодок, аварийность АПЛ, безопасность ядерного топлива» автор Д.Хэндлэр, и монография С.П.Буканя «По следам подводных катастроф», к сожалению, не могут быть отнесены к разряду официальных источников.
Да и анализы тех аварий, официальные сведения о которых имеются, тоже не позволяют сделать однозначный вывод о том, что возможная эксплуатация судовых реакторных установок на промышленных АЭС будет иметь только исключительно положительные стороны.
В обеспечение объективности экспертных оценок экспертная комиссия сочла возможным проанализировать лишь те немногие аварии и инциденты на судовых реакторах ледокольного флота СССР/ России, официальная информация о которых имеется в «Отчетах о деятельности Федерального надзора России по ядерной и радиационной безопасности» за 1992 — 2000 г.г., а также в таких научно-технических публикациях, как «Радиоэкологическая опасность судовых ядерных реакторов, затопленных в Арктике», Сивинцев Ю., Кикнадзе О. (Бюлл. Центра общественной информации по атомной энергии, № 1, 1996 г.).
Ниже приводится описание некоторых инцидентов и аварий, принятых для экспертных оценок:
В 1992 г. на атомных судах, зафиксировано 12 случаев срабатывания аварийной защиты (АЗ) и 7 случаев экстренного снижения мощности, из них 68 % вызваны ошибочными действиями персонала ЯППУ.
Основной технологический недостаток, влияющий на ядерную и радиационную безопасность, — низкая надежность:
В 1993 году имелись следующие эксплуатационные происшествия:
В 1994 году на судах с ЯППУ имели место следующие эксплуатационные происшествия:
В 1995 г. на атомных ледоколах произошли два срабатывания аварийной защиты и один аварийный останов. Кроме этого, на ледоколах зафиксировано 20 эксплуатационных происшествий, из них вследствие отказов технических средств — 15, по вине персонала — 4, по невыясненной причине – 1.
Отказ технических средств, в основном, происходил из-за нарушения уплотнений паровых и водяных клапанов и появления течей на трубопроводах.
Неправильные действия персонала связаны с некачественной подготовкой систем к действию (три случая) и ошибками во время монтажа систем при ремонте (один случай).
В 1996 г. на судах с ЯППУ произошли следующие происшествия:
В 1997 г. имели место следующие происшествия:
В 1998 г. произошли следующие происшествия:
Кроме инцидентов на атомных судах гражданского назначения, за сорокалетний период эксплуатации отечественных корабельных атомных энергетических установок (АЭУ ВМФ), по официальным данным, произошло семь тяжелых аварий, сопровождавшихся серьезными радиологическими и радиоэкологическими последствиями (Шараевский и др., 1999). Во время этих аварий на корабельных АЭУ и ликвидации их последствий, повышенному облучению подверглось более 1000 человек, и суммарные радиологические последствия аварий на корабельных реакторах сравнимы с ближайшими последствиями облучения от Чернобыльской катастрофы. По неофициальным данным (воспоминаниям участников, появлявшимся в печати), общее число радиационных аварий было значительно большим (В.М.Кузнецов и др. «Плавучие АЭС: угроза Арктике, Мировому океану и режиму нераспространения», г. Москва, 2000 г).
Исследования, проведенные экспертами по данному вопросу, показали, что информация по безопасности ЯЭУ судов, представляемая эксплуатирующей организацией (АО «ММП») в Федеральные органы регулирования и управления, весьма произвольна и фактически не пригодна для формирования базы данных по безопасности, принятой в международной и отечественной практике на АЭС.
В настоящее время не полная информация и голая констатация фактов о нарушениях в работе ЯППУ (заметим, лишь ЯППУ, а не ЯЭУ в целом), приводимые в ежегодных технических отчетах эксплуатирующей организации «Итоги работы ЯППУ атомных ледоколов», не позволяют выявлять коренные причины нарушений в работе судовых ЯЭУ, принимать корректирующие меры по обеспечению безопасности ЯЭУ судов и иных плавсредств.
Ввиду высказанного Федеральным органам управления и регулирования не представляется возможным давать объективные оценки уровню безопасности судовых ЯЭУ и в полной мере выполнять свои функции по предназначению в этом направлении.
Объективными причинами такого положения дел по транспортному направлению является отсутствие основного пакета НД, приведенного в разделе 7.1. настоящей экспертизы и, прежде всего, отсутствие «Положения о годовом отчете по безопасности ЯЭУ судов», «Требования к составу, содержанию и порядку представления в Госатомнадзор России информации по безопасности ЯЭУ судов, находящихся в эксплуатации», а также действия устаревшего РД 31.20.40.42-93.
Тем не менее, из имеющихся у экспертной группы отчетов за 1992 – 1999 г.г. Госатомнадзора России установлено, в том числе часто повторяющиеся факты нарушений в работе ЯППУ. Наиболее значимыми из них для безопасности являются:
По своей значимости для безопасности эти нарушения в работе ЯППУ подлежат расследованию специальными комиссиями. Однако, по имеющейся информации, акты этих комиссий в Госатомнадзор России не поступают.
Анализ нарушений ЯЭУ судов за 1999 год показал:
Из приведенных выше нарушений в работе ЯЭУ судов наиболее критичной в обеспечении безопасности и обеспечении проектного коэффициента использования установленной мощности (КИУМ) является трубная система парогенераторов ПГ 18-Т, средний ресурс которых, известный из опыта эксплуатации, составляет 60 тысяч часов при гарантированном в проекте ресурсе 90-105 тысяч часов со сроком службы 20 лет.
Ниже представлена информация эксплуатирующей организации о течах трубной системы парогенераторов ПГ 18-Т на атомных судах.
Год |
Судно |
номер ПГ |
Наработка в часах до течи. |
1992 | Замена парогенераторов на а/л «Сибирь», «Россия», «Арктика» | - | - |
1993 | «Россия» | ПГ-7 | - |
ПГ-8 | - | ||
«Сибирь» | ПГ-4 | - | |
1994 | «Сибирь» течь трех ПГ | - | - |
«Россия» | ПГ-2 | - | |
ПГ-7 | - | ||
1995 | Нет информации | - | - |
1996 | «Арктика» | ПГ-7 | - |
1997 | «Арктика» | ПГ-1 | - |
«Советский Союз» | ПГ-2 | 46631 | |
ПГ-6 | 48427 | ||
«Севморпуть» | ПГ-4 | - | |
«Ямал» | ПГ-4 | 34844 | |
1998 | «Арктика» | ПГ-7 | - |
«Россия» | ПГ-5 | - | |
ПГ-3 | 65545 | ||
«Советский Союз» | ПГ-1 | 55485 | |
ПГ-7 | 55477 | ||
ПГ-8 | - | ||
«Таймыр» | ПГ-1п | 60794 | |
ПГ-1л | 61082 |
Рассматривая эти нарушения, можно представить два варианта последствий для АТЭС:
Для устранения последствий аварии РУ выводится из действия, после дезактивации загрязненных помещений производится ремонт отсечных клапанов и глушение текущих труб парогенераторов, на что потребуется достаточно много времени. Для справки: в 1998 году в условиях завода «Атомфлот» ремонт парогенератора ПГ-4 на а/лихтеровозе «Севморпуть» составил 4,5 месяца, а парогенераторов N 7 и 8 на а/ледоколе «Советский Союз» — 6 месяцев. Время ремонта парогенераторов в условиях базы г. Певек может оказаться еще более значительным.
Из опыта эксплуатации судовых и лодочных ЯЭУ известны довольно частые нарушения в работе паротурбинной установки и электроэнергетической системе, которые не влияют на безопасность ЯЭУ, но требуют на период ремонтно-восстановительных работ вывода ее из действия. Например, течи паропроводов на не отключаемых участках. В данном случае такие нарушения будут из-за простоя АТЭС снижать коэффициент использования мощности и, что очень важно, увеличивать термоциклическую нагрузку на режимах вывода и ввода РУ на мощность, что в свою очередь, может привести к снижению проектного ресурса и срока службы оболочек ТВЭЛ и других элементов РУ. Чтобы избежать этих неприятностей, целесообразно использовать хорошо известный проектанту РУ режим горячего резерва реактора, ранее им внедренного на однотипную ЯЭУ ПЛА пр. 941, и широко используемого в таких случаях практически всеми ПЛА.
К сожалению, в представленных материалах эксперты не увидели озабоченности проектанта АТЭС ММ вышеуказанными обстоятельствами, которые непременно возникнут перед эксплуатирующей организацией из-за слабой инфраструктуры в месте установки АТЭС ММ и большой ее удаленности от АО «ММП» и ремонтной базы, сложности доставки к ней оборудования, запасных частей и специалистов в случае проведения ремонтно-восстановительных работ по месту стоянки.
Из вышеприведенных доводов следует предположить, что проектный КИУМ 0,63 и, тем более, 0,8 (в базовом режиме) будет не выполнен.
Можно утверждать, что безопасная в техническом отношении ЯЭУ необходимое, но не достаточное условие обеспечения безопасности судна в целом. Такие факторы, как условия размещения АТЭС ММ с обеспечивающей инфраструктурой, возможность высококвалифицированной поддержки оперативному персоналу станции со стороны специалистов авторского надзора при возникновении аварии, внешние воздействия и навигационные происшествия, и, наконец, человеческий фактор способны оказать решающее влияние на безопасность АТЭС даже при наличии технически безопасного ЯЭУ. Не стандартное развитие аварий, как показывает практика, приводит к серьезным радиационным последствиям для экипажа, населения и окружающей среды, в чем мы многократно убеждались на опыте эксплуатации ЯЭУ судов и атомных ПЛ. Тем не менее при описании проектных и запроектных аварий проектант РУ включил лишь технический аспект обеспечения безопасности без включения в качестве хотя бы единичных отказов в ходе управления авариями ошибок оперативного персонала, а так же не рассмотрена безопасность ЯЭУ при внешних воздействиях с различными исходными состояниями АТЭС ММ: столкновение в порту у стенки или на переходе морем, посадка на мель, при пожарах и взрывах, при затоплении и опрокидывании АТЭС ММ.
Таким образом, упрощенное рассмотрение в проекте АТЭС ММ якобы «проектных» и «запроектных» аварий по сути сведено к анализу происшествий, в которых не были нарушены пределы и условия безопасной эксплуатации, и этим предотвращено перерастание происшествия в аварию.
В данном случае рекламный характер описаний проектных и запроектных аварий, а также ссылка на положительный опыт эксплуатации судовых ЯЭУ явно не уместен.
Опыт эксплуатации прототипов ЯЭУ показал преждевременную разгерметизацию оболочек ТВЭЛ (до выработки энергозапаса топлива) на отдельных топливных сборках. При норме 2,5 млн. МВТ*ч выработка составляла всего 1 млн. МВТ*ч.
Как известно, целостность оболочек ТВЭЛ в период отведенного гарантийного ресурса зависит от множества факторов, главные из которых:
Основным недостатком контроля качества ТВС на судовых ЯЭУ является отсутствие прочностного контроля металла и герметичности оболочек ТВЭЛ при перегрузке активной зоны и постоянного контроля герметичности ТВЭЛ в период эксплуатации, по аналогии контроля герметичности оболочек (КГО) ТВС на АЭС. Для проекта АТЭС ММ такая система не предусматривается.
Из опыта эксплуатации известны довольно частые течи 1 контура до выработки проектного ресурса в трубных системах парогенераторов, в теплообменниках, трубопроводах, в крышке реактора и стойках исполнительных механизмов СУЗ на ней.
Основным недостатком такого положения дел является отсутствие методов неразрушающего контроля 1 контура в период эксплуатации при проведении ревизии 1 контура и поисках микротечей в трубопроводах и оборудовании 1 контура. Система дистанционного контроля целостности металла основного оборудования в проекте АТЭС (по аналогу на АЭС с ВВЭР-1000 СК-187) также не предусмотрена.
Основными недостатками защитной оболочки являются:
Основным недостатком в оценке работоспособности физических барьеров безопасности ЯЭУ является: