Анализ нарушений в работе ЯЭУ (прототипов) судов и ежегодных отчетов по безопасности ЯЭУ судов. Анализ работоспособности физических барье-ров ЯЭУ судов. Оценки учета опыта эксплуатации

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 феврале 1965 г. во время плановых ремонтных работ на реакторе № 2 атомного ледокола «Ленин» произошла авария. В результате ошибки, допущенной операторами ЯППУ,  активная зона на некоторое время была оставлена без воды, что вызвало частичное повреждение примерно 60 % тепловыделяющих сборок (ТВС).  При поканальной перегрузке удалось выгрузить лишь 94 ТВС. Остальные 125 ТВС оказались не извлекаемыми из активной зоны. Эта часть ОЯТ была выгружена вместе с экранной сборкой и помещена в специальный контейнер, который был заполнен твердеющей смесью на основе футурола и затем хранился в береговых условиях около 2 лет.
• в августе 1967 г. реакторный отсек с ЯППУ ОК-150 и собственными герметичными переборками был затоплен непосредственно с борта ледокола «Ленин» через днище в мелководном заливе Цивольки в северной части архипелага Новая Земля на глубине 40-50 м. Перед затоплением отсека из реакторов было выгружено ОЯТ, а их первые контуры промыты, осушены и герметизированы. По данным Центрального конструкторского бюро  «Айсберг», реакторы перед затоплением были заполнены твердеющей смесью на основе футурола. Контейнер со 125 отработавшими ТВС, заполненный футуролом, был перенесен с берега, размещен внутри специального понтона и затоплен. К моменту аварии реакторы и судовая ядерная энергетическая установка проработали около 25000 час.
  •  11 ноября 1988 г. на а/ледоколе «Россия» произошло событие, приведшее к ядерно-опасной ситуации. Ледокол стоял у причала РТП «Атомфлот». В результате неправильных действий персонала  реактор оставался без охлаждения в течение 4-х минут. Произошло срабатывание аварийной защиты.

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:

• элементной базы комплексной системы управления (КСУ) «Север» атомных ледоколов «Таймыр» и лихтеровоза «Севморпуть», приводящая к выходу из строя секций систем автоматики, управления и защиты;
• парогенераторов (изделие 18-Т). По этой причине поставлен в ремонт для замены парогенераторов ледокол “Сибирь”, эксплуатировались с ограничением мощности реакторных установок (75 % от установленной) атомные ледоколы “Россия” и “Арктика”.

В 1993 году имелись следующие эксплуатационные происшествия:

• негерметичность трубной системы ПГ-7 ЯППУ-1 и ПГ-8 ЯППУ-2 а/ледокола «Россия»;
• негерметичность трубной системы ПГ-4 ЯППУ-2 а/ледокола «Сибирь»;
• достижение предельной активности теплоносителя ППУ-1 а/ледокола «Арктика»;
• срабатывание АЗ на ЯППУ обоих бортов а/ледокола «Советский Союз» по сигналу «Давление (мин)» при переключении электропитания;
• 25 января 1993 г. в реакторном отсеке а/ледокола «Арктика» было зафиксировано превышение содержания радиоактивных газов. Ледокол находился в Карском море. Источником повышения радиоактивности стала негерметичность одного из отверстий в крышке реактора. Несмотря на замеченную утечку, реактор работал с прежней мощностью еще 3 суток. За время инцидента, согласно судовому журналу, произошел выброс короткоживущих изотопов общей активностью 55 ГБк (1,5 Ки) .

В 1994 году на судах с ЯППУ имели место следующие эксплуатационные происшествия:

• срабатывание АЗ по ложному сигналу на а/лихтеровозе «Севморпуть»;
• потеря негерметичности трубной системы ПГ (конструктивно-технологический дефект) на а/ледоколах «Россия» и «Сибирь»;
• отказ системы дистанционного управления регулятора давления пара конденсатора расхолаживания на а/лихтеровозе «Севморпуть»;
• срабатывание АЗ по сигналу «Стоп ПВ» при проверке автозапуска насосов рабочей воды автоматики по причине старения резинотехнических устройств стопорных и регулирующих клапанов ПТП и неправильной настройки этих устройств на а/лихтеровозе «Севморпуть»;
• срабатывание АЗ при проведении регламентных проверок каналов прохождения сигналов АЗ по причине неисправности одного из модулей системы «Марс» из-за несовершенства схемы на а/лихтеровозе  «Серморпуть».

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:

• на а/ледоколе «Арктика» 22 февраля была обнаружена газовая неплотность системы I контура ППУ-1, которая в дальнейшем развилась в малую течь (70 л/час).
• на а/лихтеровозе «Севморпуть» 11 марта при стоянке под нагрузкой на мощности 22 % сработала защита (АЗ) ядерного реактора при вводе системы «Альмак» в работу и травлении пара из-за провала давления пара.
• на плавбазе (ПТБ) «Лотта» 17 февраля  при загрузке чехла в контейнер ТК-18 произошло его заклинивание. При попытке его возврата в базовый контейнер произошел обрыв троса лебедки контейнера. Базовый контейнер заменен, чехол загружен в хранилище ПТБ.

В 1997 г. имели место следующие происшествия:

• 2 октября обнаружено три течи ПГ: на а/ледоколе «Ямал» — газовая не плотность ПГ-4,  15 марта на а/ледоколе «Советский Союз» — малая течь ПГ-2, 2 ноября на а/ледоколе «Арктика»  — малая течь ПГ-1;
  • из шести срабатываний аварийной защиты реактора пять происходили  на а/ледоколе «Арктика»;
  • 12 марта во время работ по выгрузке ОТВС из хранилища ПТБ «Имандра» произошел радиационный инцидент — локальное радиоактивное загрязнение наблюдаемой зоны плавбазы «Имандра».

В 1998 г. произошли следующие происшествия:

• 3 марта  на а/ледоколе «Россия»  сработала аварийная защита реактора № 2 по сигналу «уменьшение расхода питательной воды» вследствие 100 %-го  открытия дроссельного клапана, вызванного скрытым дефектом при монтаже стойки ППУ;
  • 26 марта на а/лихтеровозе «Севморпуть» сработала аварийная защита реактора по сигналу «уменьшение периода удвоения мощности реактора».

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:

• течи 1-го контура в парогенераторах, теплообменниках, трубопроводах и крышке реактора;
• зависание (заклинка) стержней аварийной защиты и их самопроизвольное опускание в активную зону реактора;
• зависание компенсирующих решеток и их самопроизвольное опускание в активную зону до посадки их на механические упоры;
• преждевременное разуплотнение оболочек ТВЭЛ;
• одновременное срабатывание аварийной защиты на ЯППУ обоих бортов;
  • частые отказы КСУ ТС: дистанционного управления КГ, ложное срабатывание АЗ, система «Марс» только в 1996 г. отказала 6 раз, выход из строя ионизационных камер в канале измерения мощности реактора, отказ в схеме управления насосом ремонтного расхолаживания;
  • выходы из строя аварийных и резервных дизель-генераторов.

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:

• общее количество сообщений о нарушениях в 1999 году  — в 2,5 раза меньше, чем в 1998 году, несмотря на увеличивающийся общий износ оборудования;
• объем сообщений о нарушениях в работе судов «Россия», «Севморпуть», «Советский Союз», «Вайгач» в 1999 году достаточно логично коррелируется со временем их работы (пребывания в навигации). А у а/ледоколов «Арктика», «Таймыр», «Ямал» – сообщения о нарушениях вообще отсутствуют (при этом для а/ледокола «Ямал»  нет ни одного сообщения о нарушениях уже в течение двух лет), что с большой степенью вероятности, свидетельствует о не предоставлении информации по ним, хотя эти суда достаточно активно работали в навигации. В отсутствие нарушений на этих судах трудно поверить, имея информацию по другим судам с такими же ЯЭУ.
• информация о нарушениях, как правило, странным образом «группируется» в блоки за 1-2 месяца в году, что настораживает. Это, по-видимому, можно истолковать как признак наличия некой «кампанейщины» работы по обеспечению безопасности;
• местные инспекции Федеральных органов управления и регулирования, авторский надзор по безопасности ЯЭУ судов (отсутствует в местах эксплуатации атомных судов с 1992 г. из-за финансовых трудностей), руководство эксплуатирующей организации принимают такое положение дел с информацией о нарушениях в работе судовых ЯЭУ, как должное;
• головной институт отрасли (ЦНИИМФ) анализом безопасности судовых ЯЭУ не занимается, заключение на годовые отчеты по безопасности не выдает, так как не имеет базы данных по безопасности.

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.

Таблица № 6

Течи 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:

• · текущий парогенератор удалось отключить по воде и пару отсечными клапанами. В этом случае сохраняется работоспособность ЯЭУ на сниженной мощности – 75% Nн, а при двух текущих парогенераторах, что вероятно, мощность РУ будет снижена до 50% Nн. Ухудшение радиационной обстановки будет локализовано, радиационная авария предотвращена;
• · текущий парогенератор не удалось отключить отсечными клапанами. В этом случае радиоактивность будет распространяться за границу оболочки в турбинный отсек и возможно в другие смежные отсеки, а уровень радиационной аварии будет зависеть не столько от количества перелившийся воды первого контура во второй контур, сколько  от радиоактивности первого контура, то есть от состояния активной зоны реактора, что в отчете по обоснованию безопасности не учитывалось (в конце компании реактора А_уд = 5*10 ^–3 Ки/кг).

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:

• термоциклирование при изменении мощности РУ, вынужденных выводов из действия, срабатывания аварийной защиты реактора;
• радиационный наклеп, повышающий охрупчивание материала оболочки ТВЭЛ, зависящий от выработки энергозапаса активной зоны;
• накопление продуктов деления, повышающих давление под оболочкой ТВЭЛ;
• качество водного режима 1 контура;
• качество материалов и технологии изготовления ТВС.

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:

• отсутствие контроля за содержанием водорода – мощного катализатора взрыва и пожара, генерируемого радиолизом в расплавленной активной зоне реактора. При этом способ удаления «гремучей смеси» из защитной оболочки (З. О.) в период аварии с разрывом  контура реактора и расплавлением активной зоны не предусмотрен.
• в материалах нет обоснований прочности и газоплотности З.О. при МПА с разрывом нескольких трубопроводов и паропроводов I контура. Из опыта эксплуатации ЯЭУ судов известно, что требование по прочности и газоплотности необоснованно занижались.

Основным недостатком в оценке работоспособности физических барьеров безопасности ЯЭУ является:

• отсутствие информации, позволяющей проводить объективный анализ уровня надежности и безопасности физических барьеров;
• отсутствие практики углубленного анализа по отдельным нарушениям в работе ЯЭУ из-за технической сложности при расследовании коренных причин аварии;
• отсутствие сведений о принятых корректирующих мерах и их выполнения;
• отсутствие практики установок «образцов – свидетелей» для определения фактического состояния критичности с точки зрения прочности узлов оборудования РУ и трубопроводов 1 контура, диагностирование технического состояния и прогнозирование фактического ресурса элементов РУ.