Глава 14. Анализ нарушений в работе ЯЭУ судов — прототипов ПАЭС

Глава 14. Анализ нарушений в работе ЯЭУ судов — прототипов ПАЭС

В материалах проекта ПАЭС 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 так как прямых аналогов подобного энергетического объекта в мировой практике не существует, авторы этой книги сочли необходимым отдельно провести оценку нарушений в работе судов-прототипов с подобными ЯЭУ, эксплуатируемых на гражданском и военно-морском флотах.

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 в монографий С.П.Буканя «По следам подводных катастроф» и Н.Г. Мормуля «Катастрофы под водой», 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 исключительно положительные стороны.

Для обеспечения объективности авторы этой брошюры сочли возможным проанализировать лишь те немногие аварии и инциденты на судовых реакторах ледокольного флота СССР/ России, несколько более полная официальная информация о которых имеется в научно-технических публикациях. Подробное описание некоторых инцидентов и аварий приведено в приложениях №2-4 настоящей брошюры.

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 (Кузнецов и др. 2000).

Анализ, выполненный по нарушениям на ЯЭУ судов-прототипов ПАЭС, показывает, что наиболее значимыми из них в отношении 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.

Из приведенных выше нарушений в работе ЯЭУ судов наиболее слабым звеном в обеспечении безопасности и в обеспечении проектного коэффициента использования установленной мощности (КИУМ) является трубная система парогенераторов ПГ-18-Т, средний ресурс которых, известный из опыта эксплуатации, составляет 30-60 тысяч часов при гарантированном в проекте ресурсе 90-105 тысяч часов со сроком службы 20 лет (для справки: такая же ситуация с парогенераторами наблюдается и в стационарной атомной энергетике, где общее количество вышедших из строя парогенераторов достигает величины уже более 30 шт.).

Большой разнос времени работы парогенераторов до течи свидетельствует о возможно нескольких причинах течи, но, к сожалению, о них до сих пор ничего неизвестно, как не известны принятые по ним корректирующие меры.

В таблице 10 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
1998 «Советский Союз» ПГ-1 55485
ПГ-7 55477
ПГ-8 -
«Таймыр» ПГ-1п 60794
ПГ-1л 61082
Таблица 10. Течи трубной системы парогенераторов ПГ 18-Т на атомных судах (данные НТЦ Госатомнадзора 1992-1998 гг.).

Рассматривая эти нарушения, можно представить два варианта последствий их для ПАЭС:

  • 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 Ауд = 10 -2 Кu/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 РТП«Атомфлот» ремонт парогенератора ПГ-4 на атомной лихтеровозе «Севморпуть» занял 4,5 месяца, а парогенераторов №7,8 на ледоколе «Советский Союз» — 6 месяцев. Время ремонта парогенераторов в условиях базы г. Певека может оказаться еще более значительным.

Из опыта эксплуатации судовых и лодочных ЯЭУ известны довольно частые нарушения в работе паротурбинной установки и электроэнергетической системы, 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 из-за простоя ПАЭС на время устранения течи паропроводов будут 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.

К сожалению, в проектных материалах не просматривается озабоченности проектанта ПАЭС вышеуказанными проблемами, которые непременно возникнут перед эксплуатирующей организацией из-за слабой инфраструктуры в месте установки ПАЭС и большой ее удаленности от ОАО «ММП» и ремонтной базы, сложности доставки к ней оборудования, запасных частей и специалистов в случае проведения ремонтно-восстановительных работ по месту стоянки.

Учитывая приведенные выше данные, следует предположить, что проектный КИУМ 0,63 и, тем более, 0,8 (в базовом режиме) однозначно не будет выполнен.

Можно утверждать, что безопасная в техническом отношении ЯЭУ — необходимое, но не достаточное условие обеспечения безопасности судна в целом. Такие факторы, как условия размещения ПАЭС 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 ПАЭС даже при наличии технически безопасного ЯЭУ. Нестандартное развитие аварий, как показывает практика, приводит к серьезным радиационным последствиям для экипажа, населения и окружающей среды, в чем многократно убеждает опыт эксплуатации ЯЭУ судов и атомных ПЛ. Тем не менее, при описании проектных и запроектных аварий проектант ЯППУ включил лишь технический аспект обеспечения безопасности без включения в качестве хотя бы единичных отказов в ходе управления авариями ошибок оперативного персонала. Не рассмотрена также безопасность ЯЭУ при внешних воздействиях с различными исходными состояниями ПАЭС: столкновение в порту у стенки или на переходе морем, посадка на мель, пожары и взрывы, затопление и опрокидывание ПАЭС.

Таким образом, упрощенное рассмотрение в проекте ПАЭС 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 ссылки на положительный опыт эксплуатации судовых ЯЭУ явно не уместны.

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 и 2 контуров;
  • 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 ПАЭС такая система контроля 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 причиной 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 ПАЭС (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 максимально проектной аварии (МПА) с разрывом не только трубопровода I контура, но и паропровода парогенераторов в границах ЗО. Из опыта эксплуатации ЯЭУ судов известно, что требования 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 выполнении;
  • отсутствие практики установки «образцов-свидетелей» для определения фактического состояния критичности с точки зрения прочности узлов оборудования РУ и трубопроводов 1 контура, диагностирования технического состояния и прогнозирования фактического ресурса элементов РУ.

В существующей ныне системе государственного надзора на судовых ЯЭУ названные выше замечания и вытекающие из них проблемы не учитываются и не могут быть учтены, так как отсутствует единая системообразующая идеология безопасности, отражающая современное состояние механизма принятия регулирующих мер со стороны Госатомнадзора России по всему кругу вопросов, связанных с безопасностью ЯЭУ транспортного направления, в основе которого должна лежать эффективная и устойчивая система обратной связи по опыту эксплуатации.

Кроме этого, необходимо отметить, что, к сожалению, Госатомнадзор России, как орган государственного надзора и регулирования идет на поводу у Минатома в части размещения (тиражирования) особо ядерно- и радиационно-опасных объектов, расположенных на территории России, чем грубо нарушает свои непосредственные обязанности, возложенные на него государством. Например, НТЦ Госатомнадзора России в своем «Экспертном заключении по безопасности размещения атомной теплоэлектростанции малой мощности на базе плавучего энергоблока проекта 20870 с реакторными установками КЛТ-40С в г. Певек» не заметили или не захотели заметить несоответствие ядерного реактора РУ КЛТ-40С требованию п. 4.4 Приложения к ПБЯ РУ АС-89 и ряда очевидных несоответствий требованиям НД системы ввода жидкого поглотителя, внедренных в СУЗ РЭДов и т.д. Не исключено, что они не выявили в проекте ПАЭС и другие несоответствия ключевым требованиям НД, по крайней мере, по ядерной безопасности. В этой связи досадно, что недостаточный уровень квалификации специалистов НТЦ по ядерной и радиационной безопасности, а, может быть, и Госатомнадзора России в целом сочетается в настоящее время с выходом Минатома России на практику сооружения более опасных АЭС. Это происходит в отсутствии четких единых государственных требований к обеспечению безопасности для каждого объекта использования атомной энергии в целом, как и к отдельным системам и элементам, так и к основному и вспомогательному оборудованию.