автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Научные основы концепции продления сроков эксплуатации модернизированных энергоблоков РБМК-1000 на Ленинградской АЭС

Уч.№ ЬИ ^-¡С

Для служебного пользования Экз.№ &Л-

ЛЕБЕДЕВ Валерий Иванович

На правах рукописи

НАУЧНЫЕ ОСНОВЫ КОНЦЕПЦИИ ПРОДЛЕНИЯ СРОКОВ ЭКСПЛУАТАЦИИ МОДЕРНИЗИРОВАННЫХ ЭНЕРГОБЛОКОВ РБМК-1000 НА ЛЕНИНГРАДСКОЙ АЭС

05.14.03 - Ядерные энергетические установки

Автореферат диссертации

на соискание ученой степени доктора технических наук

г.Сосновый Бор 1999

Работа выполенена на Ленинградской атомной электростанции.

Официальные оппоненты - доктор технических наук

РЯЗАНЦЕВ Евгений Петрович,

- доктор технических наук ФЕДОРОВИЧ Евгений Данилович,

- доктор технических наук ТЕРЕНТЬЕВ Игорь Константинович.

Ведущее предприятие - Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники (НИКИЭТ), Москва

Защита состоится «_» (Л^-ОН? Л 1999 г. на заседании диссертационного совета ССД 124.24.01 во Всероссийском проектном и научно-исследовательском институте комплексной энергетической технологии (ВНИПИЭТ).

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке ВНИПИЭТ.

Отзывы на автореферат, заверенные гербовой печатью предприятия, просим направлять по адресу: 197183, Санкт-Петербург, ул. Савушкина, 82, ВНИПИЭТ.

Автореферат разослан « л> М-СЦ1 1999 г.

Ученый секретарь диссертационного совета

И.Л.Рыбальченко

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность работы. Первые очереди энергоблоков АЭС с реакторами РБМК (1 и 2 блоки Ленинградской, Курской и Чернобыльской АЭС) сооружались и вводились в эксплуатацию в 1973-1975 гг. с существовавшими на тот период требованиями нормативно-технической документации (НТД). Поскольку требования НТД по безопасности АЭС изменяются в сторону ужесточения, станции перестают удовлетворять новым требованиям к безопасности АЭС, в связи с чем для получения разрешения на их дальнейшую эксплуатацию требуется модернизация и реконструкция основных систем и оборудования, а также увеличение объема контроля основного оборудования, компенсирующего отсутствие тех или иных технических средств.

Объемы работ по повышению безопасности АЭС определены концепцией реконструкции - «Основными направлениями реконструкции АЭС с реакторами РБМК первого поколения» (инв.№ У040-2465), разработанными Главным конструктором (НИКИЭТ) принятыми на Межведомственном научно-техническом совете (МВНТС) Министерства атомной энергетики и промышленности СССР (протокол № 8 от 21.06.1990).

Выполнение комплекса работ по первому этапу реконструкции энергоблоков первой очереди стало основанием для получения разрешения со стороны Госатомнадзора РФ работать без ограничений по мощности, то есть на номинальном уровне мощности.

В результате проведения реконструкции по оценкам Главного конструктора вероятность тяжелых аварий снижена в 100 раз, то есть соответственно повысился уровень безопасности.

В период до 2005-2010 гг. заканчивается назначенный срок эксплуатации многих атомных станций России и за рубежом. Единственной альтернативой решения этой проблемы является продление срока эксплуатации действующих энергоблоков АЭС при обосновании возможности эксплуата-

ции энергоблоков с учетом старения и выполнения модернизации энергоблоков по отдельным проектам. Поэтому до ввода новых замещающих мощностей на АЭС «Программой развития атомной энергетики Российской Федерации на 1998-2005 гг. и на период до 2010 г.» предусмотрено проведение работ по продлению срока эксплуатации энергоблоков действующих АЭС.

Техническая возможность продления срока эксплуатации энергоблоков, обоснование возможности эксплуатации энергоблоков с учетом старения, основанное на оценке фактического остаточного ресурса незаменяемого оборудования и опыта эксплуатации имеется. Надежность энергоблоков в течение 5 последних лет существенно повышена. За период с 1992 по 1997 гг. количество нарушений в работе АЭС уменьшилось в 2.5 раза.

Практическая реализация мероприятий по повышению безопасности, разработанных с участием многих научных, конструкторских и проектных организаций, оказалась сложной научно-технической и инженерной задачей, в которой активное участие принимали специалисты-эксплуатационники Ленинградской АЭС.

Опыт, приобретенный при проведении этих работ на первой очереди ЛАЭС, оказался полезным при дальнейшем проведении таких же работ на других АЭС с реакторами РБМК.

Комплекс уже проведенных и проводимых в настоящее время работ как обеспечивает существенное повышение уровня безопасности и надежности реакторов, так и создает предпосылки для возможности значительного увеличения ресурса оборудования и сроков службы атомных энергоблоков с модернизированными реакторами РБМК-1000 на Ленинградской АЭС.

Настоящая диссертация посвящена анализу и обобщению опыта, полученного в процессе реализации научно-технических мероприятий и инженерных решений по повышению безопасности и надежности энергоблоков с реакторами РБМК-1000 на Ленинградской АЭС.

В работе проведено обоснование объема мероприятий по повышению уровня безопасности и надежности энергоблоков ЛАЭС; приведены результаты комплекса исследований для реконструкции реакторных установок 1и 2 энергоблоков с целью приведения уровня их безопасности к требованиям современных НТД (снижение парового коэффициента реактивности, продолжение исследований по формоизменению в системе технологический канал—графитовая кладка (ТК-ГК), реконструкция систем контроля и защит реактора, систем контроля целостности контура и др.). Выполнена технико-экономическая оценка целесообразности продления ресурса энергоблоков.

Диссертация является результатом исследований, связанных с реализацией указанных научно-технических мероприятий, их оптимизацией и доведением до практического внедрения.

Цели работы:

1. Обобщение результатов научных исследований, проведенных при реализации мероприятий по повышению безопасности энергоблоков РБМК-1000 на Ленинградской АЭС.

2. Научно-техническое обоснование мероприятий по дальнейшему повышению уровня безопасности энергоблоков ЛАЭС на период до 2001 года и далее.

3. Оценка уровня безопасности энергоблоков ЛАЭС после реконструкции и модернизации.

4. Разработка научных основ концепции управления ресурсом основного и вспомогательного оборудования энергоблоков ЛАЭС.

5. Оценка возможности и целесообразности продления ресурса основного и вспомогательного оборудования энергоблоков ЛАЭС.

Научная новизна. Впервые при проведении работ по модернизации реакторов и основных систем контроля, управления и обеспечения безопасности энергоблоков РБМК-1000 проведен комплекс исследований, позво-

ливший повысить эффективность действия внедренных систем и довести их до промышленной эксплуатации.

Достигнуто существенное повышение (на два порядка) уровня безопасности энергоблоков ЛАЭС первого поколения.

Впервые разработана и освоена программа поэтапного пуска реакторов РБМК-1000 в эксплуатацию после, комплексной модернизации и реконструкции.

Показана реальная возможность продления ресурса атомных энергоблоков ЛАЭС путем повышения уровня безопасности и надежности. Впервые разработана и научно обоснована концепция продления сроков эксплуатации модернизированных энергоблоков РБМК-1 ООО на Ленинградской АЭС.

Экспериментально подтверждена возможность ремонта графитовой кладки реактора. Предложена новая технология ремонта активной зоны с поэтапной заменой технологических каналов на 3 и 4 энергоблоках ЛАЭС, внедрено в эксплуатацию топливо с выгорающим поглотителем (эрбием).

Сформулированы направления дальнейших работ по продлению срока службы энергоблоков с реакторами РБМК на 10-15 лет.

Практическая значимость работы. Все результаты исследований и обобщений были использованы при проведении первого этапа модернизации реакторов РБМК-1000 и при обосновании объема мероприятий по повышению уровня безопасности энергоблоков ЛАЭС на период 1996-2001 гг.

Результаты работы используются при проведении реконструкции других АЭС с реакторами РБМК, что позволило продолжить эффективную эксплуатацию всех АЭС с реакторами РБМК-1000 при существенном повышении уровня их безопасности.

Результаты модернизации и реконструкции положены в основу обоснования возможности управления сроком службы энергоблоков с реакторами РБМК-1000.

На защиту выносятся:

1. Результаты научных исследований, полученных в ходе реализации мероприятий по повышению безопасности энергоблоков РБМК-1000 на Ленинградской АЭС, в том числе:

- при проведении реконструкции реакторных установок 1 и 2 энергоблоков;

- при модернизации действующих систем безопасности, а также основного и вспомогательного оборудования энергоблоков ЛАЭС.

2. Научно-техническое обоснование объема мероприятий по дальнейшему повышению уровня безопасности ЛАЭС на период 1996-2001 гг. и программа их реализации.

3. Результаты исследований по оптимизации вывода энергоблоков РБМК-1000 на номинальный уровень мощности после реконструкции; разработка и реализация программ физического и энергетического пусков реактора после реконструкции.

4. Результаты вероятностно-детерминистического анализа безопасности энергоблоков после реконструкции для обоснования эффекта от внедрения мероприятий по реконструкциям.

5. Обоснование новой технологии ремонта активной зоны реактора с поэтапной заменой технологических каналов.

6. Обоснование возможности и оценка целесообразности продления ресурса основного и вспомогательного оборудования энергоблоков ЛАЭС.

7. Научные основы концепции управления сроком службы энергоблоков РБМК-1000 Ленинградской АЭС.

Личный вклад автора. Диссертация является результатом исследований, выполненных лично автором и персоналом Ленинградской АЭС под руководством автора, а также совместно со специалистами исследовательских и проектных организаций.

Автор работы принимал непосредственное участие и осуществлял практическое руководство комплексом работ по модернизации и реконструкции энергоблоков с реакторами РБМК-1000 на Ленинградской АЭС за период с 1983 года по настоящее время.

При непосредственном участии автора разработаны основные программы исследований и регламентирующие документы, проводилась обработка результатов исследований и формулировались выводы и рекомендации, разработана и утверждена концепция продления срока службы энергоблоков и программа ее реализации.

Методика выполнения работы, достоверность результатов. Энергоблоки с реакторами РБМК являются уникальными энергетическими установками, не имеющими аналогов, а ЛАЭС является головной из серии таких станций. Поэтому с самого начала их эксплуатации были развернуты работы по проверке заложенных технических решений по доводке оборудования и систем до оптимальных режимов и по контролю за надежностью работы оборудования. По всем направлениям работ были разработаны программы исследований, обследований, контроля, созданы расчетные методики, коды и т. п. Программы и коды составлялись на основе последних достижений мировой науки и практики с применением современной вычислительной техники. Программы сертифицированы в соответствии с требованиями нормативных документов. В результате был накоплен огромный объем данных по опыту эксплуатации всех основных систем энергоблоков и оборудования.

В настоящей работе при обработке данных использовались принципы и методы, принятые в мировой энергетической практике и соответствующие новым нормативам и требованиям надзорных органов.

Достоверность полученных результатов подтверждена экспертизой ведущих научных конструкторских и проектных организаций, все основные технические решения по модернизации реконструкции принимались с участием Госатомнадзора РФ.

Программы всех пусковых операций разрабатывались персоналом ЛАЭС под руководством и при участии автора диссертации.

Рабочая и приемочная комиссии возглавлялись автором диссертации, а результаты их работы подтверждались соответствующими актами.

Применение упомянутых строгих процедур гарантирует достоверность результатов исследований и надежность реализованных мероприятий.

Многие научно-технические решения подтверждены авторскими свидетельствами и патентами.

Апробация работы. Основные положения и результаты работы неоднократно докладывались и обсуждались на заседаниях научно-технических советов предприятий, научно-исследовательских и проектных организаций и Минатома, а также на международных конференциях и на специальных международных комиссиях, где получили положительную оценку экспертов.

Результаты работы были также опубликованы в книгах, изданных Санкт-Петербургским государственным техническим университетом в 1994-1995 гг. и Энергоатомиздатом в 1995-1998 гг.

Структура и объем диссертации. Диссертация состоит из введения, 8 глав, выводов и 3 приложений, изложена на страницах, иллюстрирована 45 рис., 49 табл.. Список литературы содержит 99 наименований.

СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении определена актуальность рассматриваемых проблем, сформулированы цели и задачи диссертационной работы, ее научная новизна и практическая ценность.

Первая глава посвящена анализу проблем развития атомной энергетики в России, роли Ленинградской АЭС в энергообеспечении страны и оценке уровня безопасности действующих энергоблоков ЛАЭС с реакторами РБМК-1000 до их реконструкции.

Приведен обзор состояния вопроса управления сроками службы АЭС в России и за рубежом (США, Великобритания, Франция, Япония, Германия). Рассмотрена позиция МАГАТЭ по проблеме ПСС и рекомендации по оценке уровня безопасности и управлению старением важных для обеспечения безопасности компонентов АЭС. Проведен анализ программ по минимизации дозовых нагрузок на персонал при проведении работ по ПСС. Проанализированы подходы к решению проблемы ПСС на АЭС России в целом и на АЭС с реакторами РБМК, в частности.

Проведен анализ особенностей РУ РБМК-1000 первого поколения.

Проведенный анализ имеющихся проблем, а также стратегических аспектов развития атомной энергетики показывает, что:

— кризисная ситуация в экономике страны не позволяет ориентироваться на планомерное введение энергоблоков нового поколения, как замещающих мощностей действующих атомных энергоблоков, проектный срок службы которых завершается к середине следующего десятилетия;

— необходимость продолжения эксплуатации действующих атомных энергоблоков первого поколения потребовала проведения огромного объема работ по их модернизации и реконструкции, позволивших существенно повысить уровень их безопасности и надежности;

— предварительные оценки показывают целесообразность продления срока службы, так как появляется реальная возможность получения существенных экономических выгод от дополнительной выработки электроэнергии при относительно умеренных затратах на поддержание АЭС в безопасном и работоспособном состоянии.

Уровень безопасности энергоблока АЭС с реактором любого типа определяется комплексом технических средств и организационно-технических мероприятий, способных прежде всего предотвратить аварии и ограничить их последствия допустимыми уровнями радиационного воздействия на персонал, население и окружающую среду.

Учитывая это, в работе проведен комплексный анализ соответствия энергоблоков ЛАЭС требованиям современных нормативно-технических документов. Показано влияние имеющихся отступлений от НТД на безопасность эксплуатации. Результаты анализа использованы при разработке и реализации мероприятий по модернизации и реконструкции действующих энергоблоков ЛАЭС. Проведена предварительная оценка возможности и целесообразности продления ресурса атомных энергоблоков ЛАЭС путем повышения уровня их безопасности и надежности. За критерий возможности продления срока службы энергоблоков принимается их соответствие современным требованиям безопасности.

Вторая глава посвящена результатам исследований, связанных с разработкой и реализацией мероприятий по повышению безопасности реакторных установок Ленинградской АЭС и приведения их безопасности к требованиям современных НТД.

2.1. Снижение парового коэффициента реактивности до величин менее 1(5 достигнуто увеличением оперативного запаса реактивности до 43—48 стержней и ввода в активную зону 80 дополнительных поглотителей, а также увеличением обогащения топлива до 2,4% по 235и. На энергоблоках проведен ряд организационных и технических мероприятий по улучшению физических характеристик активной зоны реактора и СУЗ, что исключает возможность аварийных ситуаций типа Чернобыльской аварии. Проведены измерения физических характеристик активной зоны и сопоставление расчетных и экспериментальных данных

Показано, что достигнуто снижение парового коэффициента реактивности до +0,5—0,7(3. Разработаны рекомендации по дальнейшим мероприятиям, в том числе по автоматизации процесса остановки реактора при переходных режимах и по отработке и валидации трехмерного кода расчетов те-плофизических характеристик реактора.

2.2. Исследования по дальнейшему снижению парового коэффициента реактивности размещением в активной зоне TBK с выгорающим поглотителем (оксидом эрбия) проведены при испытаниях экспериментальной партии 200 TBC с уран-эрбиевым топливом. Прогнозные расчеты проводились по программам STEPAN и SADKO.

При загрузке экспериментальных TBC происходили дополнительные изменения состава активной зоны (замена штатных ДП на кластерные, ликвидация столбов воды и др.), поэтому для количественной оценки влияния эрбия на аф проведен специальный расчетный анализ. По расчетным оценкам замена 16 штатных ДП на кластерные приводит к незначительному уменьшению аф (около 0,1 ß). При рассчете конкретных состояний реактора на момент измерений наблюдаются расхождения между рассчитанными и измеренными величинами аф. Однако, эти различия не превышают 0,2ß, что сравнимо с погрешностью измерений.

Загрузка 200 ЭТВС привела к снижению а,, на 0,4ß (расчетные значения — 0,5 ß). Таким образом показано, что расчетная методика достаточно хорошо предсказывает изменение аф в результате загрузки уран-эрбиевого топлива. Проведены расширенные испытания уран-эрбиевого топлива на энергоблоках ЛАЭС.

К началу 1999 г. (17.02.1999) все 781 ЭТВС 2-го блока сохраняют работоспособность, случаев отказа по причине негерметичности твэлов не отмечено. На 1-м блоке досрочно выгружено 3 ЭТВС (из 572), на 4-м блоке -1 ЭТВС (из 527). За период эксплуатации ЭТВС практически подтверждено ожидаемое уменьшение лимитирующих расчетных параметров ТК (по сравнению с топливом 2.4 %): мощность TBC, коэффициент запаса до кризиса

Таблица 1

Данные о загрузке ЭТВС в реакторы ЛАЭС по состоянию на 17.02.1999

Показатели Блок

I 2 3 4

ЭТВС в реакторе, шт. 572 781 140 527

ДП в реакторе, шт. 28 21 57 34

Средняя по реактору энерговыработка, МВгсутГГВС 1434 1472 1330 1316

Достигнутое выгорание ЭТВС, МВтсут 1237 1993 258 1386

Примечание. Общее количество ЭТВС, загруженных в реакторы - 2020. Всего выгружено ДП - 80.

теплообмена, коэффициент запаса до предельной линейной нагрузки ТВЭЛ. Отмечено улучшение условий компенсации при загрузке «свежей» ЭТВС, что упрощает управление реактором в режиме нормальной эксплуатации, и поддержание параметров в регламентных пределах.

Результаты расчетов и измерений подтвердили соблюдение эксплуатационных пределов, установленных паспортом на РУ по всем нейтронно-физическим характеристикам. Величина парового коэффициента реактивности на энергоблоках, измеренная за период загрузки ЭТВС, не превышала 0.7ß. По мере увеличения количества ЭТВС на энергоблоках отмечено увеличение среднего выгорания топлива в реакторах и, соответственно, увеличение выгорания выгружаемого топлива, что также подтверждает ожидаемую тенденцию улучшения показателей топливного цикла. На 2-м энергоблоке, имеющем наибольшее количество ЭТВС, в настоящее время средняя энерговыработка TBC составляет около 1470 МВт-сут/ТВС, при этом TBC с максимальным выгоранием достигли назначенного ресурса 2800 МВт-сут/ТВС. Дальнейшее увеличение выгорания топлива выше назначенного ресурса также является ожидаемым, поэтому на ЛАЭС разработана программа испытаний ЭТВС с целью приведения временных показателей надежности, установлен-

ных ТУ, в соответствие с реальными показателями, достигнутыми на практике. Данные по расширенному испытанию ЭТВС представлены на рис. 1,2.

2.3. Исследования по повышению эффективности работы БАЗ. Основные отличия новой СКУЗ от проектной СУЗ заключаются в следующем:

1. Разделение аппаратуры и датчиков защиты и регулирования на три канала, находящихся в разных помещениях для исключения отказов по общей причине.

2. Аппаратура защиты и аппаратура регулирования основного диапазона состоит из двух независимых комплектов: от внутризонных датчиков и от боковых датчиков.

3. Увеличено количество зон внутризонного регулирования с 7 до 12 (для стабилизации режима достаточно четырех зон).

4. Введена защита по перекосу высотного распределения энерговыделения.

5. Увеличен объем датчиков для защиты от локальных превышений энерговыделения.

6. Введены некоторые новые алгоритмы, например предупредительного снижения мощности.

7. Введены схемы автоматической проверки цепей формирования АЗ.

8. Заменена элементная база: дискретные элементы заменены на интегральные сборки; внедрены бесконтактные схемы управления сервоприводами.

9. С целью диагностирования неисправности заложена избыточность трактов преобразований сигналов в измерительной аппаратуре. Сравнение выходных сигналов позволяет выявить неисправный канал. Реконструкция системы контроля и управления реактором проведена на новой элементной базе, внедрена быстродействующая аварийная защита. Быстродействие аварийной защиты обеспечивается новым способом охлажде-

а, 1.0

0.8

0,4

О

111111111 ОС = (0.71 ±5%) - (0,0005±33%)*Ы 1 1-1)

4 >-

I -

1 т .

аф 1.0

0,8 0,6 0,4ф-0.2

Д- 1 I Г

I I

а» = (0,58±9%) - (0,0005±31%)*Ы у*

ГГГ1

3

121

3

о

100 200 300

400

500 600

0

100 200

300

400 500

600

Число кассет в реакторе с топливом 2.6% '"и и 0.41% Ег Число кассет в реакторе с топливом 2,6% '"и и 0,41% Ег

ос„

<Х„=0,8±14%

3

Кассеты с топливом 2,6% '"и и 0.41% Ег в реактор не загружались

! Загружено в реактор кассет с топливом 2,6% "45 и 0,41% Ег | (на 23.10.98 г.)

Реактор 12 3 4

Число кассет 489 661 0 527 Число ДП 37 28 80 34

1 1 1 1 1 1 " 1 1 1 — <Х» = (0.75±4%) - (0.0005±25%)*М гиг

>— 1 1

1 >__А 1

Т I

1. 1 I

1

0 100 200 300 400 500 600 Число кассет в реакторе с топливом 2,6% '"и и 0.41% Ег

Рис. 1. Загрузка в реактор кассет с топливом 2.6 % 235и и 0.41 % Ег (по состоянию на 23.10.1998)

1450

0 1400

(Я

!

ь 1350

е. и ИЗ

1300

1250

1200

-А- 1-ый блок 2-ой блок 4-ый блок -*- 3-й блок

I „.

—1—>—1—1—1—1—1—1—1— --—* —1—1—,—1— —,—1—,—,— —1—1—1—.— —1—1—1—1— —1—1—.—1— —1—1—1—1—

100

200

300

400 500

ЭТВС, шт.

600

700

800

900

Рис. 2. Изменение средней энерговыработки от количества ЭТВС

ния и вентиляции каналов СУЗ для 21 стержня БАЗ. Охлаждение каналов СУЗ организовано пленочным, а свободное пространство продувается азотом, эжектируемым в теплоноситель. Азот подается для вентиляции газовых полостей на участке активной зоны и для удаления образующихся радиоли-тических газов. Замена среды с воды на азот уменьшила сопротивление свободному падению стержня.

Стержни в составе БАЗ падают до центра активной зоны за 1,5 с и не более 2,5 с до низа активной зоны.

На 2-м энергоблоке в период ПНР проведены исследования для выработки рекомендаций по эксплуатации гидравлического контура БАЗ.

Применение азота в каналах БАЗ породило аргоновую проблему вследствие образования изотопа 4|Аг из имеющегося в газовой фазе природного изотопа 40Аг. В результате этого увеличивались на 150—200 Ки/с радиоактивные сбросы.

Проблема уменьшения выбросов 41Аг решалась одновременно с каталитическим связыванием радиолитического водорода, накапливающегося в сду-вочных газах. Проблема была решена внедрением замкнутой системы сдув-ки из циркуляционного бака (ЦБ) СУЗ.

В режиме нормальной эксплуатации газовая смесь ЦБ СУЗ, содержащая радиолитический водород, азот, вентилирующий каналы БАЗ, и радиоактивный изотоп 41Аг поступает на всас вентиляторов. Смесь подогревается в электронагревателе и подается в контактный аппарат, где происходит каталитическое сжигание водорода. Очищенная газовая смесь поступает в воздушную полость ЦБ СУЗ. Дебалансный газ сбрасывается в атмосферу через камеру выдержки.

Реализация этой схемы позволила снизить выбросы инертного радиоактивного 41Аг в вентиляционную трубу до 20—25 Ки/сут, т.е. уменьшить в >5раз.

2.4. Исследования формоизменения в системе ТК—ГК проводились в целях оптимизации процесса восстановления зазоров между графитом и технологическим каналом и процедуры замены каналов. Необходимо было также решить вопрос о возможности ремонта графитовой кладки. До сих пор считалось, что кладка реакторов РБМК не ремонтоспособна. Однако исследования по восстановлению ячеек 13—31 первого блока и 52—16 третьего блока и программа восстановления всех графитовых колонн вокруг ячейки 52—16 дают основание считать, что кладка РБМК стала ремонтоспособ-ной конструкцией, и это является еще одним резервом увеличения ресурса реактора.

Накопленный опыт и проведенные на ЛАЭС исследования графитовой кладки и технологических каналов на 1—4 блоках позволяют также сделать новый вывод о возможности изменения технологии ремонта активной зоны реактора.

Главной характеристикой, определяющей величину необратимых деформаций технологического канала и графита, является локальная энерговыработка.

В 1996—1997 гг. на 3-м блоке ЛАЭС во время замены 500 ТК в ячейках, имеющих максимальную выработку, были проведены парные измерения геометрии ТК и графита в 70 ячейках и получены достаточно представительные результаты по их состоянию.

Анализ результатов измерений на 3-м блоке, в сравнении с 1 и 2-м блоками показывает:

— скорость увеличения диаметра ТК в зависимости от поканальной энерговыработки примерно одинакова для 1,2 и 3-го реакторов ЛАЭС;

— скорость усадки диаметра отверстий графитовых блоков в зависимости от поканальной энерговыработки для 3-го реактора примерно на 25% ниже, чем для 1 и 2-го реакторов, при этом величина уменьшения зазора на 0,2—0,3 мм оказывается ниже при достижении энерговыработки 10500 МВт сут.

Режим работы энергоблоков ЛАЭС на 1997—2001 гг. спланирован таким образом, чтобы исключить одновременный длительный простой 3 и 4-го блоков. Для выполнения этого условия и обеспечения безопасной эксплуатации блоков по критерию исчерпания технологического зазора реконструкцию 3 и 4-го реакторов целесообразно проводить поэтапно.

Планируемая на первом этапе замена самых энергонапряженных 700 ТК реактора 3-го энергоблока обеспечит максимальное значение энерговыработки в оставшихся ТК не выше 9500 МВт'сут, что при установленном предельном уменьшении зазора 0,17—0,18 мм в год и годовом приросте по-канальной энерговыработки до 700 МВт сут гарантирует безопасность эксплуатации реактора по параметру технологического зазора ТК—графит не менее двух лет.

При такой организации работ сводится к минимуму время простоя без нарушения условий безопасной эксплуатации по параметру технологического зазора.

В третьей главе рассмотрены результаты исследований для модернизации систем КМПЦ.

3.1. Обоснование реконструкции систем охлаждения реактора. По

результатам исследований и обобщения опыта эксплуатации реализован комплекс конструктивных изменений контура МПЦ, водоуравнительных трубопроводов барабан-сепаратора (ВУТ БС), элементов ГЦН существенно улучшивший надежность и эффективность систем теплосъема и охлаждения реактора в различных режимах работы:

1. Проведена модернизация ВУТ барабан-сепаратора (ликвидация двух из четырех ВУТ БС, организация подачи продувочной воды КМПЦ в крайние БС, продувка ВУТ и т.п.), что предотвратило растрескивание сварных соединений ВУТ.

2. Монтажом дополнительных трубопроводов Ду 150 исключена термокачка в районе патрубка подвода питательной воды в БС.

3. Переобвязкой трубопроводов ПВК выровнена тепловая нагрузка и уровень воды по длине БС.

4. Заменой части трубопроводов контура циркуляции удовлетворены условия прочности в соответствии с новыми нормативами. В результате этих мер уменьшены трудозатраты по эксплуатационному обслуживанию и ремонту трубопроводов КМПЦ. Надежность указанных решений подтверждена экспериментальными и расчетными исследованиями.

5. Реализованы мероприятия по повышению надежности и безопасности работы ГЦН (выполнено двойное торцевое уплотнение из силицирован-ного графита; в системе уплотнения организована подача питательной воды от ПЭН в качестве запирающей воды; установлены фильтры тонкой очистки; обеспечено надежное маслоснабжение и др.).

Совместно с Главным конструктором насоса (ОКБМ) выполнены обоснования модернизации самого насоса с заменой отдельных частей ГЦН, в результате фактически создан насос нового поколения с повышенным ресурсом работы.

6. Заменены РГК на новые, что позволило обеспечить надежный отвод тепла от АЗ при возможных авариях с разрывом трубопроводов КМПЦ.

7. В результате доработки конструкции регуляторов питательных узлов уменьшены вероятность и размер возможной утечки теплоносителя в случае разрыва питательных трубопроводов.

8. Для более эффективного вывода продуктов коррозии из КМПЦ смонтирована система продувки тупиковых зон РГК и СПиР переведена на забор продувочной воды из РГК вместо забора воды из чапорного коллектора ГЦН.

9. Разработаны мероприятия по внедрению новой системы аварийного охлаждения реактора, обеспечивающие отвод остаточного тепла из АЗ в случае разгерметизации основного технологического контура с разрывом трубопровода Ду 900 в сочетании с обесточиванием собственных нужд блока.

С целью подтверждения выполнения САОР своих функций совместно с НИКИЭТ проведены исследования работы системы в аварийных режимах. Для проведения гидравлических расчетов использовался термогидравлический код ATHLET.

В результате проведенных исследований сделаны следующие выводы:

1. Безопасное расхолаживание реактора обеспечивается во всех аварийных режимах при работе двух каналов САОР. Наличие в работе третьего канала гарантирует безопасное расхолаживание реактора в случае отказа одного из каналов.

2. Баллонная САОР способна подавать воду в реактор в достаточном количестве даже в наихудшем случае (подача воды сразу на две половины реактора при резком падении давления в контуре) не менее 2 мин от момента срабатывания аварийной защиты. Проведенные расчеты подтверждают приемлемость выбора таких важных для безопасного расхолаживания реактора параметров, как давление газа и объем воды в гидробаллонах, алгоритма работы и сопротивления дросселирующей вставки звена промежуточного дросселирования.

3. Система длительного расхолаживания с подачей воды из емкости САОР в РГК и ПВК с момента включения в работу обеспечивает безопасное расхолаживание реактора. Наличие на напорах насосов СДР РГК и СДР БС вставок-ограничителей расхода создают хорошие условия для их устойчивой работы с номинальной производительностью в течение аварийного режима.

3.2. Для обнаружения течи теплоносителя технологических каналов до недавнего времени использовалась проектная система контроля их целостности (КЦТК). Однако на работу системы КЦТК отрицательно влияет возможное распространение пара по кладке реактора. При малых течах в районе нижнего переходника ТК имелись случаи неоднозначности в опреде-

лении дефектного канала, так как при разгерметизации одного канала температура повышалась одновременно в нескольких импульсных линиях.

Для устранения этого недостатка конструкторами разработана и совместно с ЛАЭС внедрена на энергоблоках первой очереди дополнительная система контроля течей по "четвертям" (КТТ-Ч). Система КТТ-Ч совместно с системой КЦТК обеспечивает однозначное определение негерметичного канала на работающем и остановленном реакторе. Результаты пуско-наладочных работ в 1994 г. подтвердили значения параметров по расходам, температуре и относительной влажности газовой смеси в соответствии с требованиями проекта.

Испытания в режиме усиленного прососа подтвердили работоспособность системы.

Поскольку обнаружение течи теплоносителя из трубопроводов и оборудования контура циркуляции особенно важно для безопасной эксплуатации реактора, нами проведен анализ и обоснование применимости и эффективности различных способов обнаружения течи (раздел 33).

Проведенные испытания на 1 и 2 энергоблоках фрагментов подсистем контроля герметичности 1-го контура показали, что на данный момент работоспособными являются подсистемы:

— акустических шумов на основе высокотемпературных микрофонов, которая позволяет определить момент возникновения течи, ее величину и местоположение;

— аэрозольной активности в помещениях КМПЦ, которая определяет косвенным методом момент возникновения, величину и местоположение течи;

— влажности воздуха в помещениях КМПЦ, которая определяет момент, величину и помещение, где произошла течь (датчики влажности требуют доработки).

По результатам проведенного анализа предлагается оснастить 1-4 энергоблоки интегральной системой контроля герметичности 1-го контура,

основанной на принципе измерения трех независимых параметров (1 — акустических шумов истечения на контролируемом оборудовании; 2 — относительной влажности воздушной среды в помещениях с контролируемым оборудованием; 3 — аэрозольной активности воздушной среды в помещениях с контролируемым оборудованием), которая будет выдавать информацию о моменте возникновения течи, ее величине, местоположении и обеспечивать выдачу оператору предупредительного и аварийного сигнала для принятия действий, вплоть до останова блока.

После реализации и опытно-промышленной эксплуатации системы контроля герметичности предлагается ввести защиту реактора по герметичности 1-го контура. Целесообразно реализовать данную систему на 1 блоке, на котором имеются в настоящее время фрагменты всех подсистем системы контроля герметичности 1-го контура.

Надежность трубопроводов контура МПЦ во многом определяет безопасность всей РУ. Именно разрушение напорного коллектора КМПЦ принято в качестве исходного события для максимальной проектной аварии РБМК-1000. Для обоснования прочности и надежности этих узлов реактора были выполнены уникальные испытания натурных тройниковых соединений коллектора до разрушения (раздел 3.4). Эти испытания включали детальное исследование напряженного состояния как расчетным, так и экспериментальным путем, а также определение разрушающих нагрузок для коллектора как в состоянии поставки, так и после циклического развития специально заложенных дефектов в наиболее нагруженной зоне тройникового соединения - угловой точке тройника на внутренней поверхности. Разрушающее давление составило 580 кгс/см2, что в 8.5 раз превышает номинальное значение давления в реакторе.

На рис. 3 приведена схема развития искусственного дефекта в угловой точке тройникового соединения при испытаниях по пульсирующему циклу, с максимальным давлением в цикле 76 кгс/см2. На рисунке показаны поло-

1 - надрез (исходное состояние); 2 - фронт трещины, выращенной за2.53-103 циклов; 3 - фронт трещины, выращенной за 5.53-101 циклов

: Я™

3223,5: Щ

О 2.53 3.53 МГ

Рис. 4. Зависимость роста трещины от числа циклов нагружения: х _ 0=о, д - 0=45°, о - 0=90"

жения фронта усталостной трещины после 2.53Т03 и 5.53-103 циклов соответственно. Эти границы были получены путем подкрашивания дефекта пе-нитрантом при остановках в испытаниях.

На рис. 4 приведена зависимость увеличения глубины исходного дефекта при циклическом нагружении для трех точек фронта.

После завершения циклических испытаний были проведены испытания до разрушения. Разрушающее давление составило 380 кгс/см2, что в 5.5 раза превышает номинальное давление в КМПЦ реактора РБМК-1000, несмотря на наличие усталостной трещины в самом опасном месте тройнико-вого соединения глубиной 44 мм.

Опыт эксплуатации реакторных установок РБМК-1000 показал, что на серийных блоках после эксплуатации в течение 8-10 лет были обнаружены трещины в околошовной зоне сварных стыков водоуравнительных трубопроводов барабан-сепараторов (ВУТ). Причем на головных блоках (1,2 блоки ЛАЭС) до сегодняшнего дня в ВУТ ЛАЭС не было обнаружено ни одной трещины.

Выполненные исследования показали, что малоцикловые нагрузки, возникающие при сложных пространственных перемещениях барабан-сепараторов, не могут играть решающей роли в процессе образования трещин в сварных стыках ВУТ.

Основной причиной зарождения трещин в зоне термического влияния сварных стыков ВУТ 3-го и 4-го блоков ЛАЭС являются температурные напряжения, вызванные пульсациями температур среды в ВУТ этих блоков, наиболее значительные в процессе разогрева и сохраняющиеся при работе на стационарных режимах; высокий уровень остаточных напряжений и малоцикловые нагрузки являются факторами, способствующими образованию поверхностных трещин.

Наряду с поверхностными трещинами, вызванными термической усталостью, источниками магистральных трещин могут быть дефекты сварки.

Однако анализ статистики повреждений ВУТ на ЛАЭС не позволил выявить какие-либо закономерности в их расположении (например, большее число дефектов в монтажных стыках по сравнению с заводскими) и т. п.

Развитие трещин происходит по механизму коррозионного растрескивания (КР) под напряжением за счет концентрирования примесей в образовавшихся поверхностных дефектах.

Выполненные исследования позволили разработать рекомендации по исключению трещинообразования.

Кардинальным решением, по рекомендациям, разработанным совместно с НПО ЦКТИ, для исключения трещинообразования в ВУТ было изменение гидравлической схемы ВУТ с целью организации направленного потока теплоносителя (как это имеет место на 1-ми 2-м блоках) и исключения застойных зон, улучшение технологии сварки и применения для ремонтных сварных стыков защитной наплавки на внутренней поверхности труб стойкими к коррозионному растрескиванию электродами.

Учитывая высокую ответственность трубопроводов контура КМПЦ, было бы правильно при продлении ресурса блоков выполнить замену подверженных коррозионному растрескиванию трубопроводов, так как (как показывают оценки и опыт эксплуатации) в любом случае на «свежих» сварных стыках следует ожидать существенных дефектов через 8-10 лет эксплуатации, что примерно и соответствует планируемому сроку службы блока. Однако в условиях сегодняшней финансовой ситуации это нереально. Поэтому единственно приемлемым является ежегодный контроль с ремонтом наиболее опасных дефектов. При ремонте должны приниматься все меры, исключающие коррозионное растрескивание в отремонтированных сварных стыках.

Методики контроля на ЛАЭС постоянно совершенствуются. Для сокращения объема контроля и дозовых нагрузок на персонал в качестве перспективного метода в настоящее время рассматривается предварительная

отбраковка сварных стыков методом акустической эмиссии при гидроиспытаниях давлением Рги= 1.1 Ррав непосредственно после останова блока.

Исходя из изложенного, можно утверждать, что даже при ежегодном ремонте 20-30 % стыков с организацией должного контроля возможно продление ресурса трубопроводов КМПЦ на 5-10 лет.

В процессе изучения коррозионного поведения конструкционных материалов в КМПЦ и конденсатно-питательном тракте ЛАЭС совместно со специалистами ВНИПИЭТ были исследованы различные механизмы образования продуктов коррозии, их массопереноса и отложения в различных частях контура.

В результате этих исследований на энергоблоках ЛАЭС была подтверждена термогальваноэлектрическая теория взаимодействия среды с конструкционными материалами, в которой процессы коррозии, отложения и массопереноса продуктов коррозии и радионуклидов рассматриваются с электрохимических позиций.

Результаты работы были использованы для обоснования неизвестной ранее закономерности поведения продуктов коррозии металлов, заключающаяся в том, что величина равновесной концентрации продуктов коррозии в водной среде (Сг) прямо пропорциональна произведению концентрации по-тенциалобразующего иона (С„) на отношение его подвижности (£/„) к подвижности дисперсных частиц продуктов коррозии (ОД-

Российская академия естественных наук подтвердила эти работы как научное открытие (диплом РАЕН № 94 от 17 декабря 1998 г.).

Четвертая глава посвящена обоснованию возможности продления ресурса энергооборудования. На основе опыта обычной энергетики для энергетического оборудования блоков РБМК-1000 разработан комплекс программ технического диагностирования и расчета остаточного ресурса. В процессе эксплуатации должны проявляться особенности конструкции и режимов работы. Максимальный объем контроля сосредоточен на местах

концентрации напряжений и в местах типовых повреждений. Анализ показал, что по большинству позиций тепломеханического оборудования продление ресурса возможно после экспертного обследования, расчетов остаточного ресурса, незначительного восстановительного ремонта и оформления соответствующего технического решения. По результатам исследований и расчетов напряжений разработаны рекомендации по уменьшению вероятности образования трещин в деаэраторах (укрепление зоны приварки колонки, переход к неприварным ребрам жесткости, снижение концентрации напряжений. Исключение щелевых зазоров и т. д.). наиболее радикальным способом укрепления конструкции является использование в зоне сварки колонки обечайки большей толщины. Эта рекомендация принята заводом-изготовителем и реализуется в новых конструкциях деаэраторов.

На примере деаэратора проведены расчеты остаточного ресурса аппаратов на 1-м блоке, имеющих срок службы 25 лет. Из нагружающих факторов учтены внутреннее давление, весовые нагрузки, температурные поля и др. Распределение приведенных напряжений показано на рис. 5, 6.

Остаточный ресурс в годах (в предположении равномерного распределения циклов во времени и дальнейшей эксплуатации оборудования с той же интенсивностью) определяется по формуле:

— О осУ^ср.ф!

где аост - допускаемое остаточное повреждение , <зост=[ам] — яср.ф - среднее усталостное повреждение (1/год);

^ср.ф

где 2лф - фактическое усталостное повреждение, накопленное за время эксплуатации до момента определения остаточного ресурса; г„ - длительность фактической эксплуатации в годах, соответствующая моменту определения остаточного ресурса.

Рис.5. Распределение приведенных напряжений на внутренней поверхности обечайки бака в зоне соединения с переходным штуцером колонки от действия

давления 0,75МПа

Рис. 6. Распределение приведенных напряжений в корпусе барботера от воздействия внутреннего давления Р=1.2 МПа

Расчеты накопленного усталостного повреждения деаэратора и оценка остаточного ресурса показаны в табл. 2,3.

Выполненный анализ позволяет утверждать, что нет препятствий для продления проектного срока службы на 5-15 лет.

Аналогичным образом приводится обоснование возможности продления срока службы турбин К-500-65/3000. Полученные результаты подтверждают возможности переназначения ПСС тепломеханического оборудования.

В качестве компенсирующих мероприятий при переназначении ПСС рекомендуется укрепление конструкций и внедрение диагностики методом акустической эмиссии при гидроиспытаниях и в условиях эксплуатации.

В пятой главе освещены исследования по модернизации и повышению эффективности барьеров на пути распространения радиоактивности.

Основное внимание уделено усовершенствованию системы парогазовых сбросов и очистке газовых радиоактивных выбросов.

Страхующая дополнительная (к существующей основной) система ограничения выбросов радиоактивности обеспечивает направленный выброс пара из реакторного пространства в атмосферу при запроектной аварии (истечение пара в кладку в случае разрыва нескольких каналов (до девяти каналов)).

Страхующая система состоит из одного трубопровода Ду 600 и двух трубопроводов Ду 400, ведущих от реакторного пространства и оканчивающихся 4 предохранительными устройствами (на крыше сепарационных помещений). Для исключения сброса неочищенного газа в атмосферу на его пути предложены два барьера:

— система СОВА-ТК, состоящая из устанавливаемого внутри мокрого газгольдера бассейна с заведенными в него струйными конденсаторами вертикального типа;

Таблица2

Расчет накопленного усталостного повреждения для последовательности режимов: 1-2-3-2-4-5-6 (задано 38 пагружений)

Задан- Коэффи- Напряжение, МПа Коэффи- Допускае-

Ks ное циент циента мое коли- Повреждае-

цикла число сварного асиммет. чество мость

циклов соединен аипл. max цикла циклов

1 1 0.80 926.8 1816.0 -1.0 78 0.013

2 37 0.80 607.8 1816.0 -1.0 221 0.167

3 37 0.80 366.7 1333.8 -1.0 949 0.039

4 1 0.80 607.8 1798.4 -1.0 221 0.005

5 1 0.80 366.7 1316.2 -1.0 950 0.001

Накопленное усталостное повреждение 0.225

Суммарное накопленное усталостное повреждение 0.313

ТаблицаЗ

Оценка остаточного ресурса энергооборудования ЛАЭС

Аппарат Лимитируемый узел Проектный срок службы, лет Накопленное повреждение Остаточный ресурс, лет Назначенный дополнительный ПСС, лег

Деаэратор Зона сопряжения 25 0,313 54 5

колонки с ба-

ком

Барботер Зона сопряжения 25 0,687 80 5

штуцера под-

вода сбрасы-

ваемого пара

0530x25

Регенератор Трубная доска 25 0,15 142 5

Доохлади- Зона сопряжения 25 0,13 167 5

тель патрубка вхо-

да/выхода про-

дувочной воды

— система трубопроводов СОМГ, по которым несконцентрировав-шиеся газы отводятся на очистку в установку подавления активности.

После модернизации система ПГС обеспечивает защиту РП от недопустимого повышения давления Риз6=2,18 кгс/см2 и локализацию продуктов аварии в АКГК и МГ в случае аварии с одновременным разрывом девяти каналов.

С целью проверки работоспособности модернизированной системы ПГС совместно с НИКИЭТ выполнен поверочный анализ пропускной способности с расчетом динамики давления в РП. Расчеты подтвердили проектные показатели систем.

Система очистки радиоактивных газов из мокрого газгольдера (СОМГ) позволяет уменьшить радиоактивные выбросы от газов, сбрасываемых из МГ без очистки в атмосферу за счет подключения к объему МГ отсеков РП существующих газгольдеров выдержки и последующей очистки газов на существующей установке подавления активности (УПАК).

На начальном этапе развития аварии парогазовый сброс проходит очистку по существующей схеме, т.е. за счет процесса конденсации в конденсаторе газового контура (КГК) и МГ. В этом случае Коч по йоду составляет 50, для других аэрозолей — 102. ИРГ выходят в газовую фазу и сбрасываются в вентгрубу без очистки. При подключении СОМГ в радиохроматографическую систему (РХГС) поступает газовая смесь с расходом 400 м3/ч при 1=30 °С.

Проведены расчеты выхода радионуклидов из РП при аварии ТК с разогревом топлива и оболочек и разрывом ТК и возможные выбросы в атмосферу с использованием СОМГ. Из расчетов следует, что с введением СОМГ возможно уменьшение выброса радиоактивности по ИРГ в 3,5 раза, сумме йода и сумме ДЖН соответственно в 13 и 4,2 раза.

Для повышения эффективности работы установки УПАК проведено ее комплексное испытание в режиме захолаживания активированного угля в 12 ад-

сорбентах РХГС. В результате испытаний установлено, что в холодной режиме обеспечивается высокий коэффициент очистки по ИРГ (до 250—400 раз).

В целях уменьшения потерь «холода» на установке разработаны технические требования к «холодному» варианту УПАК на основе более эффективных термоэлектрических холодильников.

В разделе 5.4 приводятся результаты комплексного анализа проблем радиоактивных отходов для решения возможности продления сроков эксплуатации АЭС. Разработанная программа снижения количества ЖРО, ТРО и газоаэрозольных выбросов позволяет обеспечить выполнение требований санитарных правил СП АС 88/93 при продлении сроков службы энергоблоков на 10 лет и более.

При модернизации систем переработки радиоактивных отходов и хранения РАО и ОЯТ внедрен ряд новых технологий, защищенных авторскими свидетельствами и патентами РФ.

В шестой главе описаны результаты исследований уровня безопасности энергоблоков РБМК-1000 после реконструкции.

Для подтверждения эффективности мероприятий по повышению безопасности энергоблоков первой очереди ЛАЭС проведены исследования физических характеристик реактора 2 блока после реконструкции. Измерения проведены по программе, составленной в соответствии с комплексной методикой определения физических и динамических характеристик реакторов РБМК, разработанной совместно с НИКИЭТ, РНЦ КИ, ВНИИ АЭС и согласованной со 2 ГУ ГАН РФ.

Измерения аф и аш выполнены при работе реактора на уровне мощности 50% от номинального.

Проведенный анализ результатов измерений физических характеристик активной зоны и данных паспорта на РУ показал следующее:

— значения быстрого мощностного и парового коэффициентов реактивности совпадают с паспортными в пределах погрешности определения параметров;

— фактическое значение температурного коэффициента (изотермического) реактивности отличается по величине и знаку, что требует внесения изменений в паспорт на РУ;

— эффект обезвоживания контура МПЦ и эффект обезвоживания контура СУЗ получены на загрузке реактора, содержащей 95 ДП. Исходные данные паспорта для РУ 2-го блока соответствуют состоянию загрузки с 80 ДП, поэтому при сопоставлении результатов требуется дополнительная расчетная корректировка. В целом сопоставление расчетных и экспериментально измеренных параметров реакторной установки 2-го блока ЛАЭС свидетельствуют об удовлетворительном их согласии. Анализ представляет собой первую попытку для РБМК-1000 создать модель блока до и после реконструкции и учесть эффект внедряемых мероприятий с точки зрения риска. В результате анализа показана эффективность мероприятий по реконструкции, снизивших вероятность повреждения активной зоны на два порядка: 10—3 — до реконструкции, 1/реактор-год; 10—5— после реконструкции 1/реактор-год.

На следующем этапе был проведен анализ процессов при тяжелых авариях для более точного отнесения аварийных последовательностей к тем или иным категориям. Проведен анализ по уточнению вероятностных показателей безопасности, особенно для доминантных вкладчиков.

Для дальнейшего обоснования уровня безопасности энергоблоков выполнен вероятностный анализ безопасности первого уровня и детерминистический анализ безопасности выбранных последовательностей развития аварии (ВиДАБ). Для проекта ВиДАБ была разработана полномасштабная вероятностная модель 2-го энергоблока ЛАЭС. Уровень детализации ВАБ соответствует современным международным требованиям, а количество

рассматриваемых исходных событий находится на уровне формата УОБ, общепринятого в мировой практике.

Результаты ВАБ показывают, что после проведения реконструкции 2-го энергоблока вероятность тяжелой аварии [состояние активной зоны типа «повреждение» (частичное повреждение активной зоны - Э) и «авария» (крупномасштабное повреждение активной зоны - А) вместе] составит порядка 1 • 10-5 1/реакторо-лет, то есть будет находиться на приемлемом уровне, согласуясь с существующими ориентирами безопасности, и будет соответствовать требованиям ОПБ-88/97.

Результаты подтвердили эффективность мероприятий по повышению безопасности, включенных в проект реконструкции. Влияние реконструкции очень велико: по результатам оценки верхнего уровня, коэффициент эффективности >100.

Результаты анализа выявили доминантные аварийные ситуации и эффективные мероприятия по дальнейшему повышению надежности и безопасности энергоблоков первой очереди. Некоторые усовершенствования в программе модернизации могут снизить частоту тяжелой аварии до 6-Ю-6 1/реакторо-лет.

На рис. 7 представлены в графическом виде результаты анализа эффекта внедрения предложений по улучшению плана реконструкции на показатели риска по категории последствий А.

Разработка и реализация программ поэтапного пуска энергоблоков. Реконструкция второго энергоблока ЛАЭС, выполненная в период 1991—1994 гг., изменила характеристики реакторной установки, повысила его безопасность и согласно требованию п. 2.1.2 ПН АЭ Г-024-90 блок вводился в промышленную эксплуатацию с представлением в органы Госатомнадзора откорректированной проектной документации, учитывающей вне-сененные изменения, а также документации с результатами предпусковых наладочных работ, физического и энергетического пусков блоков ЛАЭС.

Total Transients

Total LOCA's

Рис. 7. Анализ эффекта от внедрения предложений по улучшению плана реконструкции на показатели риска по категории последствий А

В диссертации приводится описание пуско-нападочных работ для физического пуска блока, а также программы работ по обеспечению энергетического пуска и выводу его на промышленную эксплуатацию.

Эти программы были успешно реализованы как на 2-м, так и позднее на других энергоблоках.

На основании анализа представленных документов и работы оборудования в течение более 72 ч на электрической мощности 1000 МВт рабочая комиссия подтвердила завершение работ по освоению номинальной мощности 2-го блока и возможности его длительной безопасной эксплуатации.

Успешная эксплуатация этого энергоблока в последующий период вплоть до настоящего времени также подтверждает эффективность и надежность реализованных технических решений и мероприятий.

Глава семь диссертации посвящена технико-экономическим аспектам ПСС энергоблоков ЛАЭС. Предварительные оценки по литературным данным дают значительный экономический эффект при отсрочке снятия блоков РБМК с эксплуатации (более 1200 млн долл.). Дополнительным аргументом ПСС является то, что с целью повышения уровня безопасности энергоблоки ЛАЭС существенно модернизированы. В работе проведен детальный анализ структуры затрат на повышение безопасности и на обеспечение ПСС энергоблоков ЛАЭС. Проанализирована динамика освоения капвложений и динамика себестоимости с учетом и без учета ПСС (рис. 8).

Уровень предельных капвложений, при которых ПСС энергоблоков РБМК будет экономически эффективным, определился по формуле:

где з>"~ удельные текущие затраты по новому варианту; П - доля условно постоянной части удельных текущих затрат; Н— величина налогов и отчислений на инвестиционную составляющую удельных текущих затрат; А - до-

цент/квтч

Рис. 8. Динамика изменения себестоимости электроэнергии ЛАЭС по вариантам с ПСС и без ПСС: 1 - средняя по варианту без ПСС, 1.6 цент/квт ч; 2 - средняя по варианту с ПСС, 1.45 цент/квт ч

ля амортизационной составляющей (с учетом уплаты налогов и отчислений) в удельных текущих затратах. Основные технико-экономические показатели для варианта планового останова энергоблоков, отработавших ресурс, и варианта продления на 10 лет и представлены в табл. 4.

Таблица 4

Основные технико-экономические показатели

Наименование показателей Единица измерения Вариант продления срока службы энергоблоков на 10 лет Вариант планового останова энергоблоков, отработавших ресурс (без продления срока службы)

1 2 3 4

1. Общие показатели

1.1. Установленная мощность ЛАЭС 1.2. Тип реакторной установки 1.3. Срок службы энергоблоков 1.4. Количество реакторо-лет за период 1998-2020 гг. 1.5. Количество отпущенной электроэнергии за расчетный период 1.6. КИУМ (среднее значение) за расчетный период 1.7. Количество лет работы ЛАЭС до полного останова МВт лет реакторо-лет млн кВт-ч % лет 4000 РБМК-Ю00 40 76 509610 68.9 23 4000 РБМК-1000 30 36 238870 57.2 13

2. Дополнительные капитальные вложения, всего млн долл. 667.3 564.9

В том числе:

2.1. Повышение безопасности 2.2. Продление срока службы 564.9 102.4 564.9

3. Годовые показатели работы ЛАЭС 3.1. Среднегодовой отпуск электроэнергии 3.2. Стоимость товарной продукции 3.3. Себестоимость товарной продукции 3.4. Балансовая прибыль млн кВт-ч млн долл. 22157.0 465.3 321.3 144.0 18374.6 385.9 294.0 91.9

1 2 3 4

4. Удельные показатели

4.1. Удельные капитальные вло- долл./кВт 166.8 141.2

жения

4.2. Себестоимость электроэнер- цент/кВт-ч 1.45 1.6

гии (среднее значение)

4.3. Удельные текущие затраты млн долл. 97.5 105.8

4.5. Удельные капитальные вло- 8.8 15.7

жения

5. Показатели эффективности

5.1. Суммарный экономический млн долл. 608.0 -

эффект от продления срока

службы четырех энергоблоков

ЛАЭС на 10 лет по сравнению

с вариантом планового оста-

нова энергоблоков

5.2. Годовой экономический эф- млн 26.4 -

фект от продления срока долл./год

службы четырех энергоблоков

ЛАЭС на Шлет

5.3. Дополнительная сумма при- млн долл. 52.1 -

были от реализации товарной

продукции, полученная в ре-

зультате продления срока

службы

5.4. Срок окупаемости дополни- лет ~2 -

тельных капитальных вложе-

ний при тарифах на электро-

энергию по внутренним ценам

России

Ориентировочные капитальные вложения на замену оборудования, отработавшего ресурсный срок на 4-х блоках РБМК-1000 Л АЭС, определены в сумме 102.4 млн. долл. При этом средний процент заменяемого оборудования (технологического, электротехнического, сантехнического, химического, оборудования КИПиА и КРБ и др.) составляет -15 % от штатного набора оборудования.

Таким образом, удельные капитальные вложения на продление срока службы РУ РБМК составляют 166.8 долл./кВт (эл.), в том числе: затраты на

повышение безопасности энергоблоков - 141.2 долл./кВт; затраты на замену оборудования, отработавшего ресурс, - 25.6 долл./кВт.

Годовой экономический эффект от продления срока службы четырех энергоблоков ЛАЭС на 10 лет по сравнению с вариантом планового останова энергоблоков составляет -26.4 млн долл.

Срок окупаемости дополнительных капитальных вложений, необходимых для продления срока службы (при тарифах на электроэнергию по внутренним ценам России 2.1 центаУкВт-ч) составляет -2 года.

Предельно допустимая величина удельных капитальных вложений на 1 кВт установленной мощности, характеризующая эффективность капитальных вложений для продления срока службы ЛАЭС на 10 лет, определена в размере -240 долл./кВт.

С учетом утвержденной величины капитальных вложений по повышению безопасности энергоблоков РБМК (~140 долл./кВт), предельно допустимая величина капитальных вложений на замену оборудования для реализации работ по продлению срока службы энергоблоков РБМК на 10 лет составляет ~100 долл./кВт и характеризует уровень затрат, выше которого продление срока службы становится неэффективным.

В восьмой, заключительной, главе рассматриваются основные научные положения концепции управления сроками службы энергоблоков ЛАЭС и программа ее реализации; особо подчеркиваются решения по обеспечению возможности ремонта графитовой кладки реактора и по повышению эффективности защитных барьеров АЭС. Решение о продлении срока службы атомного энергоблока может быть принято только на основании результатов комплексного анализа как основных, так и вспомогательных систем. Проведенный в работе анализ и исследования для повышения эффективности барьеров на пути возможного распространения активности, а также переработки и локализации РАО и длительного хранения ОЯТ также подтверждают возможность реализации программы ПСС для энергоблоков

ЛАЭС. Результаты проведенных исследований опубликованы в учебных пособиях. На ряд способов и технологий получены патенты, а результаты исследований закономерности поведения продуктов коррозии металлов в водной среде квалифицированы как научное открытие (диплом № 94 РАЕН).

Результаты исследований и разработок автора положены в основу разработанных и утвержденных в установленном порядке «Концепции ПСС энергоблоков № 1-4 ЛАЭС» и «Программы подготовки энергоблоков №1,2 ЛАЭС к продлению срока службы».

ВЫВОДЫ

1. На основе комплексного анализа соответствия энергоблоков Ленинградской АЭС требованиям современных нормативно-технических документов (ОПБ-88, ПН АЭГ-1-01-89, СП АС-88/93, ПБЯ РУ-АЭС-89, ВСН-01-87 и др.) показано влияние имеющихся отступлений от НТД на безопасность эксплуатации.

Результаты анализа использованы при разработке и реализации мероприятий по модернизации и реконструкции действующих энергоблоков ЛАЭС первого поколения.

2. Комплексное инженерно-радиационное обследование состояния основного оборудования реакторных блоков и систем, обеспечивающих их безопасность, позволило выявить остаточный ресурс и оценить возможные сроки эксплуатации различных систем и узлов.

По результатам обследований разработана «Концепция продления срока службы энергоблоков № 1-4 Ленинградской АЭС с реакторами РБМК-1000» и «Программа подготовки энергоблоков №1,2 Ленинградской АЭС к продлению срока службы», утвержденные руководством Минатома РФ.

3. При проведении работ по модернизации и реконструкции реакторных установок выполнен комплекс исследований, позволивший повысить эффективность внедренных систем и довести их до промышленной эксплуатации:

3.1. По результатам исследований эффективности мероприятий для снижения парового коэффициента реактивности внесены изменения в технологический регламент по управлению реакторной установкой. Подтверждено, что достигается снижение парового коэффициента реактивности до +0.5-0.7ß.

3.2. Разработаны рекомендации по автоматизации процесса остановки реактора при переходных режимах, когда относительно быстро изменяется ОЗР.

3.3. Разработана и реализована программа работ по дальнейшему снижению парового коэффициента реактивности размещением в активной зоне TBK с выгорающим поглотителем (оксидом эрбия). Расчетные и экспериментальные оценки изменения парового коэффициента реактивности при загрузке уран-эрбиевого топлива показали, что достигается снижение а9 на величину 0.4-0.5ß.

3.4. Проведен комплекс исследований графитовой кладки реактора и формоизменения в системе ТК-ГК. По результатам исследований показано, что графитовая кладка РБМК может быть ремонтоспособной конструкцией.

Исследования показали, что главной характеристикой, определяющей величину необратимых деформаций ТК и графита, является поканальная энерговыработка. В результате предложена новая технология с поэтапной заменой технологических каналов на 3 и 4 энергоблоках, что сводит к минимуму время простоя без нарушения условий безопасной эксплуатации по параметру технологического зазора.

4. Проведена реконструкция системы контроля, управления и защиты реактора на новой элементной базе и отработка режимов ее работы, внедрена БАЗ. В целях уменьшения выбросов 4|Аг из систем вентиляции газовых полостей каналов БАЗ реализована замкнутая система сдувки с ЦБ СУЗ. Организацией пленочного охлаждения каналов БАЗ повышено быстродействие стержней, улучшена защита реактора в глубину и понижен уровень нагрузок на реактор за счет смягчения переходных режимов.

5. По результатам исследований и обобщения опыта эксплуатации предложен комплекс конструктивных изменений контура МПЦ, ВУТ барабан-сепаратора, ГЦН, РГК и др., существенно улучшивший надежность и эффективность систем теплосъема и охлаждения реактора в различных режимах работы.

Разработаны мероприятия по внедрению новой системы аварийного охлаждения реактора.

6. Проведены исследования по модернизации систем контроля целостности контура МПЦ и внедрению дополнительной системы контроля течей по четвертям и ее оптимизации. На основе анализа и обоснования применимости различных способов обнаружения течи трубопроводов рекомендовано оснастить энергоблоки интегральной системой контроля герметичности контура, основанной на принципе измерения трех независимых параметров (акустических шумов истечения, относительной влажности в помещениях и аэрозольной активности воздушной среды в помещениях).

7. Выполнена расчетная и экспериментальная оценка прочности и надежности трубопроводов КМПЦ. Подтверждено, что развитие трещин происходит по механизму коррозионного растрескивания под напряжением за счет концентрирования примесей в образовавшихся поверхностных дефектах. Для сокращения объема контроля и дозовых нагрузок на персонал целесообразна отбраковка сварных стыков методом акустической эмиссии при Рги= 1.1 Ррав непосредственно после останова блока.

8. Проведены исследования по повышению эффективности барьеров на пути распространения радиоактивности - по системе парогазовых сбросов, системе очистки газа из мокрого газгольдера, установке УПАК и др. Результаты исследований использованы для модернизации этих систем.

9. Исследования физических характеристик реактора и параметров работы основных систем безопасности после их модернизации подтвердили надежность и эффективность этих систем безопасности.

Вероятностный и детерминистический анализы безопасности энергоблока после первого этапа реконструкции показали, что обеспечивается снижение вероятности повреждения активной зоны на два порядка. Анализ является первой попыткой создать модель блока РБМК до и после реконструкции и учесть эффект внедренных мероприятий.

10. Впервые в практике эксплуатации реакторов РБМК разработана и реализована программа вывода энергоблока на номинальный уровень мощности после проведения работ по его модернизации и реконструкции.

Результаты проверки систем энергоблоков комиссией экспертов и успешная эксплуатация этих энергоблоков в последующий период подтвердили эффективность и надежность реализованных мероприятий.

11. Технико-экономическая оценка показала, что годовой экономический эффект от ПСС четырех энергоблоков ЛАЭС на 10 лет по сравнению с вариантом планового останова энергоблоков составляет 26.4 млн долл.

12. По результатам работ впервые подтверждена возможность продления срока службы энергоблоков с реакторами РБМК-1000, созданы научные основы концепции управления сроком службы энергоблоков ЛАЭС и разработаны план завершения реконструкции 1 и 2 энергоблоков до 2001 года и методические материалы, что обеспечит надежную и безопасную эксплуатацию энергоблоков ЛАЭС за пределами проектных сроков службы.

Основное содержание диссертации изложено в следующих работах:

1. Лебедев В.И. Возможность продления ресурса энергоблоков Ленинградской АЭС с реакторами РБМК-1000 // Труды 8-й конференции Ядерного общества России (15 сент. 1997 г.). — М., 1997.

2. Лебедев В.И. Создание концепции продления ресурса энергоблоков Ленинградской АЭС с реакторами РБМК-1000 // Материалы семинара при НТС ЛАЭС (март 1997 г.). — Сосновый Бор: ЛАЭС, 1997.

3. Лебедев В.И., Арбузов Н.И., Белянин Л.А. и др. Реконструкция сепараторов пара и испытания системы длительного расхолаживания на 1 и 2 энергоблоках Ленинградской АЭС // Атомная энергия. 1997. Т. 82. Вып. 3. С. 191—198.

4. Лебедев В.И., Скок Ю.Г. Модернизация и реконструкция Ленинградской АЭС // Энергетик,— 1997 — № 1.— С. 20—21.

5. Лебедев В.И., Ананьев А.Н., Белянин Л.А., Еперин А.П., Гарусов Ю.В. и др. Безопасность АЭС с канальными реакторами. — М.: Энергоатомиздат,

1996, —400 с.

6. Лебедев В.И., Белянин Л.А., Еперин А.П., Шмаков Л.В. и др. Безопасность АЭС с канальными реакторами. Реконструкция активной зоны. — М.: Энергоатомиздат, 1996. — 256 с.

7. Лебедев В.И., Белянин Л.А., Еперин А.П., Шмаков Л.В. и др. Вопросы безопасности АЭС с канальными реакторами. Барьеры безопасности. — М.: Энергоатомиздат, 1996, — 192 с.

8. Лебедев В.И. Протокол результатов измерений парового и мощно-стного коэффициентов реактивности на 2 блоке ЛАЭС после загрузки 156 ЭТВС с топливом 2,6% обогащения, содержащим 0,41% эрбия. № 15/3346, 26.08.96.

9. Лебедев В.И., Ананьев А.Н., Белянин Л.А., Еперин А.П. и др. Вопросы безопасности АЭС с реакторами РБМК-1000. — Т. 1. — Л.: ЛАЭС и СПбГТУ. 1994.

10. Лебедев В.И., Ананьев А.Н., Белянин Л.А., Еперин А.П. и др. Вопросы безопасности АЭС с реакторами РБМК-1000. — Т. 2. — Л.: ЛАЭС и СПбГТУ. 1995.

11. Ленинградская АЭС, годы, события, люди / Под ред. В.И.Лебедева. -М.: Энергоатомиздат, 1998.

12. Лебедев В.И. Ленинградская АЭС: генеральный курс - безопасность // Ленинградская АЭС: особенности и безопасность. - Сосновый Бор: ЛАЭС, 1998.

13. Лебедев В.И. Основные элементы программы продления срока службы АЭС с модернизированными блоками РБМК-1000 // Экология и атомная энергетика: Научно-техн. сб. - Вып.2 / Сосновоборский филиал МАНЭБ. - Сосновый Бор: Изд-во ЛАЭС, 1998.

14. Лебедев В.К, Иванов Б.Н. Концепция продления ресурса энергетического оборудования Ленинградской АЭС II Тяжелое машиностроение. -

1997.-№ 11.

15. Лебедев В.И., Курносое В.А., Рыбальченко И.Л. Программа продления сроков службы АЭС с модернизированными блоками РБМК-1000 II Европейский ядерный конгресс ENC'98 (25-28 окт. 1998). - Ницца (Франция), 1998.

16. Брусаков В.П., Курносое В.А., Лебедев В.И., Шмаков Л.В., Рыбальченко И.Л., Феофанов В.Н., Козлов В.А. Закономерность поведения продуктов коррозии металлов в водной среде: Материалы заявки на открытие. -ЛАЭС, 1998.-№ А-113 от 01.09.1998.

17. Патент РФ № 2083004. Способ осуществления топливного цикла ядерного канального реактора / В.И.Лебедев, Л.В.Шмаков, А.В.Завьялов, С.М.Ковалев и др. - Приоритет от 08.04.1994.

18. Патент РФ № 2117341. Способ осуществления топливного цикла ядерного канального реактора / В.И.Лебедев, Ю.В.Гарусов, Л.В.Шмаков,

A.В.Завьялов и др. - Приоритет от 29.05.1997.

19. Патент РФ № 2117340. Опорный вкладыш для восстановления вертикальной компенсационной способности графитовой кладки ядерного реактора и устройство для его осуществления / А.П.Еперин, В.И.Лебедев, М.А.Павлов, Л.В.Шмаков и др. - Приоритет от 03.09.1996.

20. Патент РФ № 2046407. Уплотнительная прокладка для уплотнения цилиндрических поверхностей / Л.В.Шмаков, Ю.В.Гарусов,

B.А.Максимов, В.И.Лебедев и др. - Приоритет от 27.08.1992.

21. Патент РФ № 2059302. Система очистки газообразных продуктов аварии на атомной электростанции / А.П.Еперин, В.И.Лебедев, Л.А.Белянин, А.Н.Ананьев и др. - Приоритет от 29.04.1994.

22. Патент РФ № 2059314. Способ подготовки радиоактивно-загрязненных поливинилхлоридных материалов к захоронению / В.И.Лебедев, Ю.В.Гарусов, С.В.Грибаненков, М.С.Олейник и др. - Приоритет от 08.04.1994.

23. Патент РФ № 2069394. Способ очистки эксплуатационных масел от радиоактивных загрязнений / В.И.Лебедев, С.В.Грибаненков, Э.П.Ларин, Е.Г.Сергеев, В.Н.Иванов. - Приоритет от 18.08.1993.

24. Патент РФ № 2089950. Способ переработки радиоактивных ионообменных смол / Л.В.Шмаков, В.И.Лебедев, Ю.Н.Филимонцев, В.М.Тишков и др. - Приоритет от 07.12.1994.

25. Патент РФ № 2086020. Способ переработки жидких радиоактивных отходов / А.П.Еперин, В.И.Лебедев, Л.В.Шмаков, С.В.Грибаненков и др. - Приоритет от 12.07.1995.

26. Патент РФ № 2082235. Способ очистки воды от радиоактивного цезия / В.ИЛебедев, Л.В.Шмаков, М.С.Олейник, А.П.Нестеренко и др. -Приоритет от 11.11.1995.

27. Патент РФ № 2094101. Способ определения фракционного состава водных дисперсных систем / В.И.Лебедев, Л.А.Белянин, В.Н.Феофанов, Г.В.Михайлов и др. - Приоритет от 20.03.1996.

28. Патент РФ № 2097854. Способ переработки радиоактивного зольного остатка / В.И.Лебедев, Ю.В.Гарусов, М.П.Карраск, Л.А.Белянин и др. - Приоритет от 05.01.1996.

29. Патент РФ № 2116682. Способ переработки жидких радиоактивных отходов / Л.В.Шмаков, В.А.Курносов, В.И.Лебедев, В.И.Черемискин и др. - Приоритет от 16.07.1997.

30. Патент РФ № 2116683. Способ отверждения сульфатных реагентов водоподготовки / В.И.Лебедев, Л.В.Шмаков, С.В.Грибаненков, А.Ю.Куприн и др. - Приоритет от 22.08.1997.

31. Патент РФ № 2117343. Способ переработки жидких радиоактивных отходов АЭС / В.И.Лебедев, С.В.Грибаненков, Л.В.Шмаков, В.М.Тишков и др. - Приоритет от 01.07.1997.

32. Патент РФ № 2059313. Способ дезактивации оборудования водо-охлаждаемых ядерных реакторов / Ю.В.Гарусов, В.И.Лебедев, Л.В.Шмаков,

A.П.Нестеренко и др. - Приоритет от 28.04.1994.

33. Патент РФ № 2063075. Пенал для хранения отработавшего ядерного топлива / Л.В.Шмаков, М.А.Павлов, Ю.Н.Филимонцев и др. - Приоритет от 18.08.1993.

34. Патент РФ № 2065212. Способ хранения отработавшего ядерного топлива в приреакторных бассейнах / Ю.В.Гарусов, В.И.Лебедев,

B.Г.Крицкий, Л.В.Шмаков и др. - Приоритет от 08.08.1994.

35. Патент РФ № 2065212. Способ восстановления частично поврежденной двухпучковой топливной сборки ядерного реактора и камера разделки для его осуществления / А.П.Еперин, В.И.Лебедев, Л.В.Шмаков, М.В.Шавлов и др. - Приоритет от 13.07.1994.

36. Патент РФ № 2067326. Комплект для перегрузки отработавшего ядерного топлива / В.И.Лебедев, Л.В.Шмаков, Ю.Н.Филимонцев, А.А.Харламов. - Приоритет от 18.08.1993.

37. Патент РФ № 2082231. Способ подготовки отработавшего ядерного топлива к хранению / В.И.Лебедев, Л.В.Шмаков, М.В.Шавлов,

A.А.Харламов. - Приоритет от 11.11.1995.

38. Патент РФ № 2079910. Приемное устройство для отработавшей тепловыделяющей сборки / Л.В.Шмаков, В.И.Лебедев, Ю.В.Гарусов,

B.Г.Крицкий и др. - Приоритет от 06.09.1994.

39. Патент РФ № 2094863. Способ загрузки отработанных тепловыделяющих сборок в контейнер / А.П.Еперин, В.И.Лебедев, Л.В.Шмаков, Ю.В.Гарусов и др. - Приоритет от 26.06.1996.

40. Патент РФ № 2094865. Хранилище отработанного ядерного топлива / Л.В.Шмаков, А.П.Еперин, В.И.Лебедев, Ю.Н.Филимонцев и др. -Приоритет от 12.04.1995.

41. Патент РФ № 2097846. Способ охлаждения тепловыделяющих сборок при потере теплоносителя в контуре циркуляции / А. П. Еперин, В.И.Лебедев, В.Н.Смолин, Л.А.Белянин и др. - Приоритет от 26.04.1996.

42. Слепян Э.И., Лебедев В.И., Арсеньева Г.В. и др. Природная среда Ленинградской атомной электрической станции II Жизнь и безопасность. -1998. -№ 1.-С. 366-440.

43. Лебедев В.И. и др. Концепция продления сроков эксплуатации модернизированных энергоблоков РБМК-1000 на ЛАЭС: Тез. докл. // Научно-практическая конференция «Развитие атомной энергетики и возможности продления сроков службы атомных энергоблоков». - СПб.; Сосновый Бор, 1999.

44. Лебедев В.И. и др. Инженерные аспекты повышения технической безопасности, экологической чистоты и продления сроков службы дейст-

вующих энергоблоков РБМК: Тез. докл. / ЛАЭС, ГИ ВНИПИЭТ, НИКИЭТ. И Научно-практическая конференция «Развитие атомной энергетики и возможности продления сроков службы атомных энергоблоков». - СПб.; Сосновый Бор, 1999.

45. Лебедев В.И., Белянин Л.А., Жемчугов В.Г. и др. Реализация концепции «течь перед разрушением» для трубопроводов КМПЦ РБМК-1000 в обеспечение продления срока службы энергоблоков ЛАЭС: Тез. докл. // Научно-практическая конференция «Развитие атомной энергетики и возможности продления сроков службы атомных энергоблоков». - СПб.; Сосновый Бор, 1999.

46. Лебедев В.И., Гарусов Ю.В., Епихин А.И. и др. Снижение уровня газоаэрозольных выбросов 1311 как фактор повышения безопасности эксплуатации энергоблоков Ленинградской АЭС при продлении их срока службы: Тез. докл. // Научно-практическая конференция «Развитие атомной энергетики и возможности продления сроков службы атомных энергоблоков». - СПб.; Сосновый Бор, 1999.

47. Слепян Э.И., Лебедев В.И. Экологическая концепция функционирования и развития атомной энергетики России: : Тез. докл. И Научно-практическая конференция «Развитие атомной энергетики и возможности продления сроков службы атомных энергоблоков». — СПб.; Сосновый Бор, 1999.