автореферат диссертации по энергетическому, металлургическому и химическому машиностроению, 05.04.11, диссертация на тему:Опыт обеспечения безопасной эксплуатации Чернобыльской АЭС после аварии на четвертом энергоблоке

российский государственный концерн ПО производству электрической и тепловой энергии НА атомных электростанциях; концерн "росэнергоатом"

РГ6 од

< V} .-л:! ,ГРг- УДК621.039

> ¡.-.I I.'...' Диумигдуши»

СОРОКИН Нмсолей Михайлович

ОПЫТ ОБЕСПЕЧЕНИЯ БЕЗОПАСНОЙ ЭКСПЛУАТАЦИИ ЧЕРНОБЫЛЬСКОЙ АЭС ПОСЛЕ АВАРИИ НА ЧЕТВЕРТОМ

ЭНЕРГОБЛОКЕ

Специальность 05.04.lt- Атодаюс рсзеторостроеигке, мшшпгы, хппзржты ж технология материале® «томной промышленности

Диссертация в виде научного доклада на сонаашие ученой степени кандидата, технеткаенг наук

нижний новгород 1995

Официальные оппоненты:

доктор физихо-математическкх наук, профессор доктор технических наук, профессор

В.В.Токаревскай Э.Г. Новинским

Ведущая организация - Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники (НИКИЭТ)

Защита состоится_15 .тоня 1995__на заседании

диссертационного совета Д 063.85.04. Нижегородского государственного • технического университета по адресу: 603150, Н.Новгород, ул.Минина,24, корп.5, ауд.5232

С диссертацией в виде научного доклада можно ознакомиться в библиотеке Нижегородского государственного технического университета.

Диссертация в виде научного доклада разослана 12 мая_1995г.

Ученый секретарь диссертационного совста

кандидат технически наук, Ло^^г^^^^^^уС'М. Дмитриев .

1. ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность темы диссертации состоит прежде всего в том, что использование опыта исследований и анализ научно-технических, а также организационно-технических методов и мероприятий кат по ликвидации последствий аварии, так и по обеспечению безопасной эксплуатации Черпобьшьской АЭС, включая объект "Укрытие", проведенных начиная с конца 1986 года после возобновления эксплуатации ста шит п энергетическом режиме, позволяет повышать качество проектирования, эксплуатации и отработки действии персонала при возможных аварийных ситуациях на АЭС и повитать безопасность атомной энергетики в целом.

Ноучпо-техпичсскоя новизна работы заключается в комплексе исследований, методов и мероприятий, направленных на ликвидации последствий запроектной аварии на блоке № 4 Чернобыльской АЭС, повышение безопасности неаварийных энергоблоков и обеспечение ¡IX эксплуатации в условиях неблагоприятной радиационной обстановки, выполнение работ по подготовке станции к снят!по с эксплуатации.

Практическая ценность работы состо1гг в том, что её выводы и рекомендации использованы при ликвидации последствии аварии на блоке № 4 ЧАЭС, обеспечении безопасной эксплуатации станции и подготовке к снятию её с эксплуатации.

Автор защищает комплекс работ, включающий в себя: ? .Научно-технические н организационно-технические методы л мероприятия по ликвидации последствий аварии в пределах территории Чернобыльской АЭС.

2.Результаты исследовании, . научно-технические к орггнизацнонно-технические методы и мероприятия по обслуживанию объекта "Укрытие" и преобразованию его в долговременную неизменяемую экологически безопасную систему.

3.Результаты исследований, научно-техннчсскне, оргакнзационно-технические методы к мероприятия по обеспечению безопасной эксплуатации энергоблоков ЧАЭС.

4.0пыт подготовки Чернобыльской АЭС к снятию с эксплуатации.

2. ОСНОВНОЕ СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

2.1. Особенности Чернобыльск-ой АЭС в поелеавяримпый период как объект* управление м исследований. Постановка задач комплекса работ

Чернобыльская АЭС в послеаварннный период до настоящего времени уникальный объект, не имеющий аналогов по сложности и разнообразию направлений одновременно выполняемых на нем работ н по специфике условий, в которых эти работы ведутся.

Специфические для Чернобыльской АЭС условия определяются следущими факторами:

1.Повышенное радиационное воздействие на весь персонал станции, работающий в зоне отчуждения ЧАЭС, особенно в начальный период возобновления эксплуатащш станции после аварии на блоке № 4.

2.Ведение работ на Чернобыльской АЭС вахтовым методом в послеаварийный период. Переход с вахтового метода эксплуатации станции на безвахтовый в 1987-1988 годах и, как следствие, замена кадрового состава на 90%.

3.Удаленность Чернобыльской АЭС от г.Славутича,. места постоянного проживания персонала станции, на расстояние 50 км по железной дороге н 70 км по автомобильной,что осложняется необходимостью пересечения территории республики Беларусь с её пограничными и таможенными постами.

На Чернобыльской АЭС были развернуты и ведутся работы одновременно по следующим основным направлениям, принятым в результате проведенного с участием автора анализа и разработанных рекомендаций:

1_Лгео5ндация последствий аварии - дезактивация территории, зданий, сооружешш, помещений и оборудования ЧАЭС с целью создания приемлемых условий с точки зрения радиационной обстановки для эксплуатации действующих энергоблоков и обслуживания объекта "Укрьггие".

2.Исследование состояния разрушенного блока № 4, стабилизация состояния объекта "Укрытие" и преобразование его в долговременную неизменяемую экологически безопасную систему.

3.Разработка и реализация технических и организационных мероприятий, направленных на повышение безопасности действующих энергоблоков ЧАЭС.

4.Подготовка к снятию станции с эксплуатации, разработка и реалшация организационно-технических мероприятий, направленных на наиболее эффективное выполнение этих работ с точки зрения безопасности и экономичности.

Во всех указанных работах автор принимал личное непосредственное участие.

22. Науздо-техтгческмс п оргашпапнолио-тсхтпеские методы и мероприятия по лкквндаинн последствий аварии в пределах территории Чернобыльской АЭС

2.2.1. Радиационное загрязнение территории ЧАЭС

В результате взрыва реактора суммарный выброс в окружающую

среду составил по состоянию на 06.05.86 года около 50 МКи (без учета *

РБГ). из них 4 МКи - на территорию ЧАЭС. Из 190,2 т двуокиси урана, находившейся в реакторе, в окружающую среду было выброшено (3,5 0,5)%, в том числе на территорию ЧАЭС около 0,3%. Внутри здания блока № 4 замеренная максимальная эквивалентная доза (МЭД) в помещениях, входящих в зону разрушения, составила:до 7000 Р/ч - в коридоре перед боксами ГЦН северной стороны, до 600 Р/ч - в помещении электродвигателей ГЦН северной стороны. В помещениях блока, не граничащих с зоной разрушения реактора, МЭД составила от десятков миллирентген в час до десятков рентген в, час. В машзале на отметке обслуживания турбин МЭД составила от десятков миллирентген в час в районе ТГ-1 до, порядка, 20 Р/ч в районе ТГ-7,8. На территории прилегающей к блоку № 4 величина МЭД была до 1000 Р/ч; на кровле под вентиляционной трубой блоков №№ 3,4 - до 5000 Р/ч.

Радиационное загрязнение помещений и оборудования блоков №№ 1,2,3 произошло, в основном, через вентиляционные системы и в результате затопления нижних помещений высокоактивной водой (до 10 Ки/л), прошедшей через разрушенный реактор, подававшейся штатными системами расхолаживания в течение суток после аварии. Загрязнение машзала блока № 3 происходило также через его разрушенную кровлю. В местах постоянного пребывания персонала, таких как БЩУ-1,2,3, ЦЩУ-1,2, МЭД составила до нескольких десятков миллирентген в час.

2.2.2. Проведение дезактивационныхработ

Дезактипацнонные работы проводились согласно стратегии, разработанной на основе анализа научного поиска и направленной на достижение следующих основных целей:

Исключение сверхнормативного выхода радиоактивных веществ с промплошадки АЭС в окружающую среду через все возможные каналы:воздушные, водные, транспортные.

Создание приемлемых по радиационной обстановке условий для безопасной эксплуатации энергоблоков №№ 1,2,3 и обслуживания объекта "Укрытие".

Научно-технические и организационные, решения должны были обеспечить доведение радиационной обстановки до нормативных требований в части облучения персонала.

На основе комплексного анализа и проведения соответствующих исследований с учетом местных условий созданы системы санпропускниковых барьеров и радиационного контроля, препятствующие выносу радиоактивных загрязнений .с территории ЧАЭС, разработаны основные методы дезактивации территории, которые включали в себя:удаление загрязненного грунта и замена его чистым, укладка бетона и железобетонных плит, укладка асфальта. Основной объем работ ■ ~ 5

выполнялся с использованием строительной техники. Разработанные методы дезактивации помещений ЧАЭС включали: отмыв поверхностей помещений с использованием дезактивирующих растворов, растворов, образующих сорбирующие радиоактивные вещества в пленку, снятие загрязненного поверхностного слоя стен с применением скребков, шлнфмашинок, пароэжекционного метода,удаление загрязненного слоя бетона отбойными молотками с последующей укладкой чистого бетона, укладка листового свинца для подавления точек с высокой радиоактивностью, закрытие листовым свинцом оконных проемов с целью защиты от излучения с территории промплощадки на начальной стадии ликвидации последствий аварии. Разработанные методы дезактивации оборудования Включали: отмыв поверхностей дезактивирующими растворами, для электрооборудования, находящегося под напряжением до . 400 В, использовались фрсон-этаноловые смеси; внутренние поверхности вентиляционных коробов дезактивировались обратной продувкой с улавливанием радиоактивной пыли на фильтрах. Оборудование, трубопроводы, участки коробов, неподдающиеся дезактивации на месте, демонтировались для дезактивации химическими методами или для захоронения.

Научно-технически обоснованное применение конкретных методов к конкретным условиям, выбор соответствующих сред и оборудования, организационные мероприятия позволили обеспечить эффективное и безопасное проведение работ. Было дезактивировано более 24 млн.кв:м внутренних помещений и более 6 млн.кв.м территории. Вывезено и захоронено 38 тыс.тонн загрязненного "оборудования и более 16 тыс.тонн радиоактивных отходов. Снято загрязненного грунта и уложено чистого на площади 1200 тыс.кв.м, уложено бетона слоем 100-500 мм на площади 240 тыс.кв.м. Уложен асфальт на территории 80 тыс.кв.м. Заменена кровля машзала блоков №№ 1,2,3 площадью 32 тыс.кв.м. Уложено свинца 2,5 тыс.тоии.Уложено бетона в конструкции зданий 300 тыс.куб.м. Дезактивировано крупногабаритного оборудования - 120. единиц, электрокабельных потоков - 32 тыс.погонных метров, венткоробов - 4,2 тыс. погонных метров, колодцев подземных коммуникаций 1,8 тыс.ед., помещений 3,1 тыс.сд. Проведена дезактивация всего тепломеханического, электрического, дозиметрического и . другого оборудования и КИП, которое было признано возможным продолжать эксплуатировать без замены .Радиационная обстановка на территории ЧАЭС на начальный период возобновления эксплуатации энергоблоков №№ I и 2 показана на

Р"сЛ-

В результате проводимых после аварии 1986 года работ по дезактивации радиационная обстановка на ЧАЭС была доведена до приемлемого уровня, что позволило довести средние индивидуальные дозозатраты при эксплуатации, техническом обслуживании и ремонте ЧАЭС до значения

1,51 бэр в 1987 году с их последующим уменьшением до 0,65 бэр в 1994 году (табл. I).

Рис.1. Уровни радиации в контрольных пунктах на промплощадке ЧЛЗС „ на 7 января 1987г. (цифра е кружке- МЭД в Р/ч)

Однако радиационная обстановка на станции остается более сложной, чем на других, неаварийных, АЭС.

Таблица 1

Средняя индивидуальная доза (Д инд) на ЧАЭС

Год 1986 1987 1988 1989_ 1990 1991 1992 1993 1994

Д инд, бэр 19,00 1.51 1,03 1,23 1,23 0,97 0,97 0,68 0,65

2.2.3. 0рганкзсци0М10-тех1(ические мгроярчетив

Организационно-технические мероприятия исключали переоблучение персонала. В качестве примера можно представить разработанные на начальном этапе ЛПА методы работы и мероприятия в условиях сверхтяжелой радиационной обстановки на кровле блока № 3,. где применение робототехники не представлялось возможным. Работы выполнялись исходя из максимальной допустимой дозы 25 бэр только добровольцами в возрасте 30-45 лет, в основном призванными в армию га

резерва. В зависимости от конкрегных условий' в качестве средств1 индивидуальной защиты применялась респерат'оры, щитки из оргстекла для защиты кожи лица и глаз от беТа-излучения, фартуки, рукавицы а перчатки из просвинцованной резины. Из листового свинца на месте вручную изготавливались обоснованные расчетами экраны для защиты наиболее уязвимых мест, в том' числе с: шного мозга и затылочной части головы. В сапоги укладывалась свинцовые стельки душ защиты ног. Вес защитного комплекта составлял 20-25 кг при среднем коэффициенте ослабления излучения около 1,6.

Участники проходили тренировку на строяг-чхся блоках №№ 5 и 6, где имитировалась обстановка предстоящих раиот. Перед выходом на кровлю проводился "инструктаж составу группы , проверка полной,! и правильности подгонки средств индивидуальной защиты, выдача дозиметров. Инструктаж сопровождался показом зоны работ по телемонитору и крупномасштабными фотографиями." Пример постановки задачи бригаде:

- бегом по команде "Вперед" пересечь зону "Л" и также бегом поднятся по наклонному настилу в зону "М";

- поднявшись по настилу, взять инструмент (лопату, лом, захват и др.);

- в течении 30 секунд удалять обломки графитовых блоков и' др;

- обломки сбрасывать в разрушенную часть здания;

- удаляемые предметы руками не трогать и ногами не толкать;

- внимательно следить за включением сирены, которая известит об' окончании работы.. Промедление после сигнала сирени приведет к переоблучению; ~ . 4

- выполняя работу,Вы обязаны згапошпггь гее , Что сделали, й доложить об этом при возвращений;

- Ваши действия в зоне работы будут контролироваться инструкторов по телемониторам. За. Вашими действиями буду!' наблюдать 1? ЙаШп товарищи, которым будет ставиться очередная" задйча(;

- по сигналу сирены бегом вернуться в укрытие.

В результате работ по очистке кровель блока № 3 и технологически* площадок венттрубы было' удалено , по выполненным оценкам, 200 т графита, 20 т других элемегптш конструкций (йкпючая топливо) аварийного реактора; в работах 'приняло участие около 5000 добровольцев.

Выводы. Выполненный комплекс исследований, создание:. системы контроля, разработка и реализация организационно-технических мероприятий позволили обеспечить проведение работ по ликвидации последствий аварии в пределах территории ЧАЭС. Рабата необходимо продолжать.

23. Результаты исследований, научно-технические н орпиооадконно-гезюигческие методы и мероприятия по обслуживанию обмета "Укрытие" н преобразования его в далговремегтую неизменяемую экологичееки-бсзопасную систему

Оотовное назначение объекта "Укрытие" (ОУ) - локализация разрушенного реактора; защита от выхода радиоактивных веществ в окружающую среду и защита территории от проникающего излучения.

Сохранилось несколько конструкций из монолитного железобетона, которые были использованы в качестве опор для несущих конструкций перекрытия ОУ. -

Объект "Укрытие" (рис. 2) представляет собой относительно устойчивую систему , из разрушенных строительно-монтажных конструкций блока № 4, дополнительных строительно-монтажных конструкций, возведенных в 1986 году, н топливосодержащнх масс (ТСМ) с различным обогащением по топливу. Проектный срок службы объекта 30 лет.

Рис.2. Конструкция объекта "Укрытие* М3~ машинный зал, БМ- бачка "Мамонт ",БС- барабаш-сепаратари, ЦЗ-цекпральпый зал, ЮГЦН и СГЦН -соотеапсткашо южные и северные глажние циркуляционные насоси

Объект "Укрытие" является временной системой локализации ядерного топлива и радиоактивных . материалов, нуждающейся в дальнейшем преобразовании в долгопременную экологически безопасную систему. ОУ снабжен системами диагностики, пылеподявлениж, адернон

безопасности, контроля радиационной обстановки, электроснабжения и др.

Разработанный концептуальный подход определил, что объект "Укрытие" представляет собой разрушенный запроектной аварией блок ЧАЭС, на котором выполнены первоочередные мероприятия для уменьшения последствий аварии и продолжаются работы по обеспечению контроля его состояния, ядерной и радиационной безопасности.

Вновь возведенные строительно-монтажные конструкции включают в себя бетонные разделительные стены (от блока Лэ 3) толщиной до 2,3 м с максимальным использованием сохранившихся стен, защитную каскадную стену с высотой каждого каскада до 12 м с северной стороны. Покрытие' над разрушенным реактором выполнено з виде конструкции из 27 стальных труб диаметром 120 мм длиной 34,5 м, уложегашх на стальные балки, над которыми возведена кровля из профилировано го настила.

Следует сказать,что дистанционное выполнение монтажа и техническая невозможность уплотнения стыков между рядом элементов по условиям радиационной обстановки предопределили наличие неплотностей в контуре гериетяззцик объекта "Укрытие" общей площадью около 1СОО хв.м, что пердоднческн представляется в средствах массовой информации как его разрушение. В результате проведенных исследований мест расположения доплотностеГ. были разработаны и реализованы организационно-технические мероцр.стгия, направленные на безопасное выполнение работ по п- у^ранеигао. В 1993-1594 годах были проведены работы, в результате которых неплотности контура герметизации объекта "Укрытие" были, в основном, устранены.

Существует некоторая не^лределенносг в объективном прогнозировании ресурса и состояния конструкций ОУ по следующим причинам: по условиям радиационной обстановки не могли быть выполнены нормативные требования к опорным закрепления?.; конструкций и, частично, контроль за качеством монтажа, опорные узлы конструкций выполнены без применения сварки, разъемных соединений, без точной фиксации положения, с обеспеченней еда птоз их усилий только за счет сил трения.

В помещениях ОУ находятся продукты горения, химические реагент:-,!, содержащие карбид бора, метаборат калия, кислые растворы и друпк вещества, поступившие в процесс: как самой аварш;, так и при сё локализации ц эксплуатации объекта, что приводит к интенсификации коррозионных процессов металлоконструкций, арматуры бетонных конструкций.

Проведены исследований и разработаны мероприятия, обеспечивающие по мере улучшения радиационной обстановки , диапюстировс; ме состояния конструкций, поэтапно« кх усиление и герметазацша объекта, защиту поверхностей, от коррозииЛосле

землетрясения силой до 4-х баллов в районе ЧАЭС 30 и 31 мая 1990 года не зафиксировано изменений в состоянии строительных конструкций ОУ. Данные геодезических и визуальных наблюдений также не обнаружили изменений в состоянии конструкций, требующих принятия специальных мер. По мере исчерпания ресурса ОУ под воздействием атмосферных,коррозионных, температурных факторов, а также за счет возможного возникновения усилий, вызванных неравномерными осадками и экстремальными воздействиями (землетрясения, ураганы, смерчи и гл.) принципиально возможны подвижки и разрушения строительных констгрукций с возможными радиоактивными выбросами и перемещениями топливосодержащих масс.

Распределение ядерного топлива и оценка .ядерной безопасности объекта "Укрытие".Методика получения информации о распределении ядерного топлива включает в себя аналитические исследования, локальные замеры состояния помещений, анализы кернов, извлекаемых при бурении скважин, контроль с использованием перископов, фото- и видеотехники, вводимых к местам исследования через пробуренные скважины.

Результаты комплекса исследований позволили установить, что топливо в ОУ находится в трех основных состояниях:

1 .Выброшенные в результате взрыва TBC и ТВЭЛ и их обломки в составе фрагментов разрушенной активной зоны. Часть фрагментов находится на верхних отметках здания, часть выброшенных за пределы блока - под каскадной стеной, часть осталась в шахте реактора.

2.Высокоактивная пыль, состоящая из мелкодисперсных топливных частиц в количестве до 15 тонн, находящаяся практически во всех помещениях ОУ, внедрена в бетонные стены, полы и потолки, а также находится в воздухе в виде аэрозолей. Этот тип ТСМ представляет наибольшую опасность для окружающей среды.

ЗЗастывшие лавообразные топливосодержащие массы - стекловидные, пемзообразные, шлакообразные, которые во время аварии в виде расплава смеси топлива, металла, бетона н других материалов проникли в подрещеторные помещения.

Выполненная оценка с- использованием теплометрического метода показывает наличие 135 тонн топлива по UO2 (с погрешностью 40%) в помещениях ниже реактора. Оценка топлива в этих помещениях, выполненная на основе визуалысых наблюдений, результатов разведочного бурения, фото-и видеосъемок^дает величину 23-33 тонны или 11-15% от всего количества топлива в реакторе в момент аварии. Из изложенного следует сделать вывод о том; что исследование мест расположения и количества топлива на блоке № 4 необходимо продолжать. В "Техническом обосновании ядерной безопасности объекта "Укрытие", выполненном по результатам исследований в 1986-1990 годах, делается вывод: "В соответствии с предлагаемым статусом и определением ядерной безопасности ПБЯ РУ AC-S9 можно считать, что объект

"Укрытие" в настоящее время являете» ялернсбезопасяьш." В ТОЯБ ОУ дан прогноз дальнейшего поведение ТС;,;, который подтверждаете:: проведенными исследованиями. В настоящее время экспериментально подтверждены факты разрушения тоггливосодержащих масс, образования растворимых соединений • урана на их поверхности, увеличения концентрации урана и плутония с воде на нижних отметках ОУ. Следует считать необходимым совершенствование имеющихся систем контроля, выполнение комплекса мероприятий по обеспечению стабилизации ОУ и проведение дальнейших исследований. С учетом изложенного представляется более правильным бывод не о ядсрнобезопасном состоянии ОУ, а об отсутствии проявлений ядерной опасности объекта, (за исключением нейтронного инцидента и нюне 1999 года).

В настоящее время комплекс теоретических и экспериментальных исследований убедительно свидетельствует о том,что в стационарном состоянии объекта, радиоактивный выброс из него незначителен. Проведенные исследования показали, что ситуация существенно изменится з гипотетическом случае обрушения строительных конструкций. При этом загрязнение лромплощадки при максимальной аварии сделает невозможным работы не только по продолжению эксплуатации, но и по снятию её с эксплуатации без. проведения повторных дезактивааионкых работ. Это обстоятельство, учитывая, что проектный ресурс объекта "Укрытие" 30 лет исчерпан уже почти на 1/3, требует проведения, работ по преобразованию объекта в долговременную неизменяемую экологически безопасную сисгему. При этом выбор технического решения, исходя из имеющихся сил и средств, должен обеспечить завершение работ до, исчерпания проектного ресурса объекта "Укрытие1".

Настолтельная необходимость преобразования ОУ в долговременную неизменяемую экологически безопасную систему шшцниропала проработку ряда отечественных проектов (ВНИПИЗТ) '.и проектов иностранных фирм. На международный конкурс в июне 1993 года было представлено 394 технических предложения .из которых было отосзано ДДл определена победителя. Спектр решений сключад в сеоя псоекты ст предусма'фпвающ'.сх минимальные объемы работ с созданием защитного контура, частичной разборкой кашиыкого зала и . промй-угочьым о«оноличяшишсл£ реакторного блока до проектов соорудит над сущестауюнаш ОУ герметизирующего *"УхрьтлЧ-2", с последующей разборхой и захоронением ъсего комплекса, общей продосккгдяьнослью работ до 1 СО лег и стсн^остыо 1,5-2,5 млрд. долларов США. Принята;; на основании* исследований, гкадща я обрабоп;и предстазлхнных прсехто» жщеяатл преобразования ОУ .склмча сг в себя: нссзедова-'Шй сосгок'ню; ОУ и мониторинг окружаюш»! среды; кифор^гаионноо обоспсчеи>с оощестосниостя о соао'итим ОУ 14 прилегающих плсшааеи: стаспдогз&цдо состояния ОУ; сгрокгеяъсгао" лад СУ "Укрьлк*-!"; сосруаап"-. ::оаерхисс1ньк хранилищ раяиогхтазнъгх оехоеой; создал»:; ташологъчезкого ко соэтиэо'«;« V гтялкуэлботаг

12 " . " ' ' /

гходов; извлечение, кондиционирование и складирование в хранилищах здиоактивных материалов. Однако нестабильная политическая ситуация DícpvT ЧАЭС, а также высокая стоимость проектов при отсутствии lpairriiii необходимого финансирования национальных и международных рограым делают затруднительным планирование реальных сроков азрабопси и реализации проектов. Проект "Монолит" (ВИИПИЭ'Г) редусматривает бетонирование объекта "Убытие" без удаления ТСМ и ез сооружения "Укрытия-2" (общие капвложения 71,8.млн.рублен в ценах ?84 года). Его реализация возможна при объективном обосновании омплехсом HHP ядерной безопасности объекта и долговечности бетона ри повышенной температуре ТСМ после - их бетонирования и может оззолшъ осуществить долговременную консервацию ОУ ка период 100 ет и более. ' ;

До преобразования объекта "Укрытие" комплекс реализуемых боснозакных научно- и организационно-технических методов и .ероприятий, направленных на обеспечение безопасного обслуживания бъекта, включает контроль осадок и перемещений конструкции ОУ; ериодичесхин контроль состояния строительных конструкций внутри ОУ; остоянный контроль состояния топгапосодержащих масс; постоянный онтроль радиационной обстановки по удельной активности брасызаемого воздуха; периодический _ контроль ' радиационной остановки но маршрутам движения персонала; проведение ылеподавления з помещениях ОУ; техническое обслуживание борудования и систем ОУ. . '

Яшооы. Выполненный комплекс исследозанкй, создание системы оптроля, разработка и реализация - организационно-технических i ероприятий позволили оценить состояние объекта- "Укрытие", обеспечить :розсделне раба г по его безопасному гбеяуяпгыигшо. Работы необходимо ^одолжать с учетом ресурса объекта "Укрытае".

• ссм-^опгчпм, гт^чис-тсхггкчсалм, 0рга:г:п:!:;:;яг:г.'0-тг>;г:гг;«гс;« .чбтодм <i .%!С;го5:р:!яткя ?5о ои«а!е<:е-.щ;а ¿íeaoisacnoii эк-г.глуьтзиз»'

ЧлЭС

2.-'-.'I. :•■;-■>•■.vrv..< mczs.Hi'h&i::и на. блоке ЛЬ 4

ЧА.'ЭС

Резу:к»т.тта исследований причин гздрии показали, что зс (еактизностной. азарии с хатастрофичеетсимн соспадгпни'ми привело :очетг:ике трех Фактоооз;. ЬНерегламеяткос состояние реактора, при зеоторем было допущено снижение оперативного запаса реактивности до -6-й стержней РР при •.<нн::.\гально допустимом г.п технодсппсскону эггяамеиту - ¡5

стержней РР. Практически все стержни СУЗ, кроме стержней А находившихся внизу, были выведены из активной зоны (а.з.) реактор,

2.Значительный положительный паровой эффект реактивност дестабилизирующее' влияние которого наиболее сильно проявляет при малых уровнях мощности. В этих режимах температура воды 1 входе в а.з. близка к температуре насыщения и относителы небольшие возмущения мощности или давления приводят значительным изменениям паросодержания.

З.Конструктивные недостатки стержней СУЗ, следствием которь является ввод положительной реактивности в нижнюю часть а.з. п{ движении стержней поглотителей. вниз . из крайнего верхна положения за счет вытеснения столба воды в канале графитовь; вытеснителем (рис.3,а).

а б в

Рис.3. Крайнее верхнее положение стержня ручного регулировали* относительна активной зоны реакторе, принятое до аварии (а), после аеарии(б) и е настоящее время (в): 1-поглощающий стержень; 2-еода; 3-графитоеый вытеснитель

По результатам последующих исследований был восстановлс следующий сценарий развития аварии. При полностью нзвлеченпь стержнях СУЗ высотное распределение поля »стройного потока им с:; два максимума в верхней и нижней частях а.з. При движении стержне СУЗ вниз после нажатия кнопки АЗ-5 с последующим ( на 3,5 I отключением электропитания четырех выбегающих с турбогенераторе ГЦН произошло перераспределение поля нейтронного потока

и ,

увеличением экстремума в нижней части ал., что привело к росту реактивности и интегральной мощности с интенсивным увеличением объемного пзросодержания в а.з. (рис.4,а). Последнее, вследствие значительного положительного парового эффекта реактивности, вызвало дальнейший рост мощности," что в итоге и привело к разрушению реактора, части оборудования и конструкций блока М°4.

На рис. 4,а показано распределение нейтронной мощности и реактивности в процессе аварии.

Рис.4. Поведение нейтронной мощности и реактивности в процессе развитии аварии (а) ив условиях максимальной проехзгмой аварии после модернизации ргахтпора( б)

2.4.2. Мероприятия по устранение причин мирт, и повышению Зезолааи сти ЧАЭС

На ЧАЭС, совместно с ядерными центрами страны, решались задачи ровсдения исследований, разработай и реализации научно-технических, а шке организационно-технических методов и мероприятий по Зеспечению безопасной эксплуатации неачарийных блоков. Ниже гракены основные результаты эти?: работ, выполненных при личном ¡посредственном участки автора либо под его руководством. На :новании проведенных исследований и инженерных решений на ЧАЭС' лл внедрен комгшекс мероприятий, направленных на устранение ¿явленных причин реакткзностной аварии и повышению безопасности акторсз РБМК.

Метода и и:; реализация включают в себя: :орскное улучшение нейтронно-физических характеристик ахтивиои они реактора:

- модернизацию стержней СУЗ;

- внесение изм еиений в СУЗ, зашиты и блокировки;

- дополнительный контроль металла, проведение профилактических к ремонтных работ tío его результатам;

- комплекс организационно-технических мероприятий по повышению качества эксплуатации, в том числе ужесточение требований технологического регламента по эксплуатации;

- научно-технические и организационно-технические решения по обеспечению безопасной эксплуатации с учетом наличия объекта

, "Укрытие" и реальной обстановки на ЧАЭС.

Разработанные методы и мероприятия долгосрочного исполнения предусматривают:

- разработку и реализацию проектов реконструкции систем безопасности РБМК;

- разработку и реализацию ряда автоматических защит реактора;

- исследования по оценке ресурса металла трубопроводов и оборудования;

- разработку усовершенствованных систем контроля за состоянием трубопроводов, оборудования, режимами та работ;

- внедрение без инерционной системы контроля за объемным полем энерговыделения;

- дополнительные обоснования безопасности энергоблоков; переработку эксплуатационной и нормативно-технической документации;

- обеспечение совместной работы блоков ЧАЭС и объекта "Укрытие" с учетом его ресурса и экстремальных воздействий на объект.

На основании проведенных исследований были разработаны и внедрены на действующих блоках ЧАЭС методы поэтапного снижения парового коэффициента реактивности. Первым этапом было увеличение минимально-допустимого оперативного запаса реактивности до 30 эффективных стержней, при снижении которого реактор немедленно глушится. При этом оперативный запас реактивности в стационарном режиме установлен 43-48 эффективных стсржней,Для уменьшения парового коэффициента реактивности с 4-6 эфф. до 1-1,5 эфф. в реакторе 80-81 штук TBC были Заменены дополнительными поглотителями (ЦП). В 1990-1991 годах загрузка ДП для блока № 1 была увеличена до 84 штук, а для блока № 3 до 93 штук.

Вторым этапом снижения парового коэффициента реактивности до величины менее 1,0 эфф. была замена топлива обогащением 2,0% на 2,4% по урану-235, что по результатам уточненных по выполненным перегрузкам расчетов при полном переводе топлива на обогащение 2,4 % приведет к снижению этого коэффициента до 0,5-0,6 эфф.

Разработанные и внедренные методы повышения скорости ввода отрицательной реактивности и исключения положительного выбега реактивности на начальном этапе ввода стержней в а.з. реализовывались в несколько этапов. На первом этапе, в качестве временной меры была произведена перенастройка верхнего концевого выключателя

Ягощйга'ода, при котором за счет введения стержня поглотителя в а.з. на метра (рис.3,б) под вытеснителем отсутствовал столб воды в пределах . Однако это привело, как показали замеры, тс деформации нейтронного ля и необходимости снижении .мощности на 10-15%. Одновременно была ализована схема ввода стержней УСП в а.з. по сигналу АЗ-5 со оростью 0,4 м/с, что исключило возможность разгона реактора на новенных нейтронах при повторении ситуации 26.04.86 года, [сдующим этапом была замена стержней СУЗ на всех блоках на »дерпизйрованные, у которых в верхнем крайнем положении нижний нец поглотителя располагается на границе верха а.з., а нижний конец [теснителя - на границе низа а.з. (рис.3,в).

Модернизация приводов стержней СУЗ сократила время полного их ода в а.з. с 18-22 сек. до 12-14 с. Скорость ввода отрицательной активности (без стержней БАЗ) увеличилась с 0,15-0,2 эфф./с до >дернизации до 1 эфф./с в первые 3 с и 0,65 эфф./с в последующие, ;.увеличена в 3-5 раз. Введение БАЗ позволило повысить скорость ввода рицателыюй реактивности при её срабатывании до 1,3 эфф./с.

На всех действующих блоках ЧАЭС были внедрены рекомендованные поды уменьшения вероятности ввода положительной реактивности ¡допустимой величины при управлении реактором на стационарном :жимс. Внедрены система силовой блокировки, запрещающая извлечение >лес 8 стержней СУЗ из а.з"., система шагового-извлечения стержней из 3, запрещающая извлечение стержней из а.з. при превышении времени :влечения 5 с для РР и ПК-АЗ, 8 сек. для БАЗ.

Внедрение • указанных мероприятий исключило возможность Допустимого локального увеличения мощности реактора при ¡правильных дсйстпиях персонала или. при отказах в схеме управления ержнямп СУЗ.

Внедрен ко!проль оперативного запаса реактивности с цифровым сазптслем; регистратором и предупредительной сигнализацией, эсдусмотрено введение аварийной защиты по этому параметру. Внедрены лтолпительные аварийные защиты реактора, основные из которых по годующим сигналам: уменьшение расхода воды в КМПЦ, уменьшение асхода или давления воды в контуре охлаждения СУЗ, снижение уровня эды в гидробаллонах САОР. Внедрены мероприятия, предупреждающие есанкционированное выведение аварийных защит из работькна. БЩУ оступ к этим системам только при воздействии двух кодированных гпочей, на БЩУ установлена световая сигнализация, автоматически иксируюшая выведение из работы каждой АЗ, без возможности мешах ельства персонала в его работу.

В результате реализации указанных мероприятий исключены условия, рит-^дшие к аварии 1986 г. На рис.4,б показано поведение нейтронной ощносги и реактивности в условиях максимальной проектной аварии с

учетом выполненных мероприятий по повышению безопасное реакторов.

2.4.3. Особгпиасггм эксплуатации ЧАЭС в условиях повышенного раошщионного воздействия

Послеаварийная ситуация, при которой на ЧАЭС отсутствует зо! свободного режима, когда по величине средней дозы на одно] работающего в один ряд с реакторным цехом встали электрически турбинный, другие подразделения,потребовала проведет исследований,разработки научно-технических и организационн технических методов и мероприятий, направленных на обеспечен] нормальной эксплуатации действующих блоков ЧАЭС. Были реализован следующие основные, принципиальные решения: проведение любых рабе на ЧАЭС под дозиметрическим контролем; повышеш информированности персонала о радиационной обстановке; шпрокс применение технических средств, позволяющих снизить дозовые нагрузк на персонал (телевизионных установок, средств радиосвязи и др. сокращение количества обходов и профилактических осмотро оборудования _ (что несколько снизило надежность эксплуатации непрерывное продолжение дезактивационных работ, улучшающи радиационную обстановку; широкое привлечение специалистов с други АЭС (в 1987 году привлекалось 362 человека оперативного и 1596 чсловс. ремонтного персонала). Важным фактором являлось поддержани нормального психологического состояния персонала: с одной сторош необходимо было исключить привыкание 'к радиационной опасности," другой, массовое использование прямопоказывающих дозиметров индикаторов, как правило,завышавших показания, вызывало некоторук психологическую напряженность, давало повод для обвиненш администрации и службы РБ в преднамеренном занижении доз регистрируемых по результатам лабораторной обработки штатные дозиметров-накопителей. С улучшением радиационной обстановки сталс возможным отказаться от массового использования прямопоказывающю дозиметров-индикаторов, что позволило нормализовать обстановку.

Основным организационно-техническим мероприятием, позволившим эксплуатировать ЧАЭС в существующих условиях, явилось введение вахтового метода. У оперативного персонала, с учетом времени на . подготовку (дублирование в течении 6 часов) перед началом вахты и путь от места постоянного проживания (г.Киев и др.) к вахтовому поселку, продолжительность вахты составляла около 7 суток (по !2 часов) с последующим отдыхом 7 суток. У неоперативного - 15 суток (по 10 часов) с последующим отдыхом 15 суток. Как показал опыт эксплуатации ЧАЭС, этот метод, являясь привлекательным для большинства персонала, может рассматриваться как вынужденная и временная мера, т.к. обладает радом недостатков: повышенная продолжительность работы - 12 часов, большой

ерерыв между вахтами, затруднение работы с персоналом по анализу эзникающих ситуаций, сложности с неизбежными заменами работников, ^достаточная преемственность между вахтами, смена работников при родолжнтельных, сложных операциях и др., а также значительные сономические затраты. В 1988 году ЧАЭС была переведена на ^вахтовую эксплуатацию с заменой кадрового состава на 90%.

2.4.4. Взаимное влияние объекта "Укрытие" и действующих энергоблоков ЧАЭС

Очевидно, что два или несхольхо потенциально опасных. обьекта щокк ЧАЭС, объект "Укрытие"), особенно находящиеся практически в гном строительном объеме (блок № 3, ОУ), неизбежно оказывают (аимное влияние при возникновении аварийной ситуации на любом из « (ухудшение радиационной обстановки, пожар, затопление, вибрация эорудования и трубопроводов и др.). Исследования Киевсхого НИИ -роительных конструкций показали, что динамичесхие нагрузки от зорудования энергоблока № 3 на конструкции ОУ составляют 1,5-2.0% от этических нагрузок и не окажут влияния на работоспособность ОУ. роведенный на ЧАЭС анализ возможности попадания зоды на схоп тения шливссодержащих масс в ОУ при разгерметизации контуров игргоблока № 3 показывает, что зозникновагае любой проектной аварии • приведет к попаданию воды в места нахождения топливосодержзщкх лее и не сможет стать исходным событием для потенциально опасных М'Рных ситуаций на ОУ. В качестве примеров реализовавшегося ¡ачмного влияния энергоблоков ц ОУ можно привести следующие: периодическое повышение концентрации альфа-активных, аэрозолей на Злоке № 3 выше допустимой при проведении буровых работ в гошшпосодсржащих массах на ОУ; ..-■.' вывод из строя выпарных аппаратов переработки трапных зод действующих энергоблоков при применении на ОУ смесей, содержащих татехс;

пожар иа турбогенераторе № 4 11:10.91 года при тушении которого тервоочередные действия персонала и пожарных были направлены на тредотвращение распространения огня в сторону ОУ; .

- пожар на ОУ 14.01.93 года, ликвидация которого потребовала действовал ия систем пожаротушения и персонала действующих 1ергоблоков.

Предельной проанализированной ситуацией, приводящей к полному и сончательному прекращению работы ЧАЭС явилось бы обрушение роительных конструкций ОУ с соответствующим выбросом щионуклидов.

Фактор взаимного влияния учитывается при разработке и реализаци научных и организационно- технических методов и мероприятии направленных на повышение безопасности Чернобыльской АЭС, включг объект "Укрытие"."

Выводы. Выполненный комплекс исследований, реализованнь мс I оды и мероприятия позволяют обеспечить безопасную эксплуатаци действующих блоков ЧАЭС в комплексе "ЧАЭС-ОУ", а также безопасну сплуатацию и предотвращение аварий на ОУ до начала и в процес< работ по преобразованию объекта в экологически безопасную систему (лучае проведения их до исчерпания ресурса объекта "Укрытие".

15. Опыт подготовки Чернобыльской АЭС к снятию с эксплуатации 2.5.1. Выбор варианта снятия энергоблоков с эксплуатации

В мировой практике отсутствует опыт проведения работ по снята АЭС с эксплуатации, равных по масштабу и сложности услови предстоящим работам по снятию с эксплуатации ЧАЭС. Территор! загрязнена долгоживущими радионуклидами, и её возврат дг хозяйственного использования в обозримом будущем не представляет! возможным, что существенно влияет на выбор варианта снятия станции эксплуатации. Последний в значительной мере определялся обще ситуацией в атомной промышленности Украины, включая обращение радиоактивными отходами зоны отчуждения ЧАЭС, объекта "Укрытие других АЭС, выбор оптимального варианта длительного захоронен! радиоактивных отходов и отработанного топлива, включая создан! национального хранилища, г также комплексное решение водоохраннь проблем зоны отчуждения. На основании проведенных исследований анализа разработанная концепция снятия ЧАЭС с эксплуатации включа! в себя следующие основные этапы: последовательный останс энергоблоков; выдержка отработанных TBC в реакторе (1 год), затем приреакторкых бассейнах (1-2 года); вывоз TBC с блоков общестанционное хранилище (около 2 лет); доработка систе жизнеобеспечения для поддержания ЧАЭС в законсервированно состоянии в течение 20-30 лет; дезактивация контура МПЦ реактор демонтаж ТК реактора; консервация систем, оборудования, зданий сооружений и выдержка в течение 20-30 лет с последующей ревизией разработка последующей стратегии. На протяжении всех указанных рабе производится переработка жидких и твердых радиоактивных отходо Реализация предложенной концепции требует выполнения ря; инженерных решений по уплотненному хранению отработавших TBC имеющихся бассейнах, создание "сухого" долговременного хранилии TBC, расширение существующих хранилищ ЖРО, а также создага

•ельной, полностью обеспечивающей технологический процесс и другие гребности ЧАЭС.

2.5.2, Практический опыт работы л о подготовке к снятию с

эксплуатации блока Лз 2, остановленного после пожара 11.10.91 года

За два года действия решения Верховного Совета Украины о жращении работы ЧАЭС реализован ряд предложенных и ¡работанных методов и мероприятий поэтапного снятия с эксплуатации LЭC.

Основные из них: использование систем и оборудования гановленного блока для повышения надежности и безопасности [ствуюшего блока № 1. В частности для аварийной подпитки контура ~1Ц, повышения резервирования систем и оборудования, уменьшения щоактивных выбросов в окружающую среду; использование товыгоревшего топлива о станов ленного реактора в действующем, хшпсо-экономическин анализ показал, что с учетом значения эффициента использования установленной мощности 0,8 реальное время Зоты блока № I с использованием ТВС из блока М> 2 может достигать оло 410 суток. Показатели безопасности блока № 1 при загрузке в его нстор 441 отработанных тепловыделяющих сборок (ОТВС), изменятся значительно: паровой коэффициент реактивности увеличивается не лее чем на 0,15%, остальные характеристики практически не меняются. Эти выводы были подтверждены на практике. В реактор ока № 1 были загружены 328 ОТВС из реактора блока № 2. Были тешно решены проблемы транспортировки топлива и его отбраковки, мученный экономический эффект и положительный опыт эксплуатации зволяют рекомендовать разработанные мероприятия и для других ергоблоков АЭС.

Выводы. Опыт подготовки Чернобыльской АЭС к снятию с сплуатации в организационном плане выявил существенную висимость стратегических и тактических решений от общей ситуации в омиой промышлешгости Украины и в зоне расположения ЧАЭС. 1коплен опыт технических решении, методов и мероприятий, который >жет обеспечить снятие ЧАЭС с эксплуатации при условии необходимого тестирования разработанных технологий.

3. ЗАКЛЮЧЕНИЕ

Чернобыльская АЭС в послеаварийный период и до настоящего времени - уникальный объект, не имеющий аналогов в мире по комплексу

2}

решаемых сложнейших и разнообразных научно-технических организационно-технических проблем, одновременно выполняем работ и по специфике условий проводимых работ.

2. Комплекс выполненных исследований и организационно-техническ мероприятий позволил персоналу ЧАЭС организовать работы ликвидации последствий аварии.

3. Разработанные и реализованные с участием персонала ЧАЭС науч! технические и организационно-технические мероприятия по ликвидац

- последствий аварии позволили нормализовать радиационн обстановку на территории ЧАЭС и обеспечить безопаы: обслуживание объекта "Укрытие".

4. Комплекс выполненных исследований, научно-техничесю организационно-технических методов и мероприятий позвол обеспечить безопасную эксплуатацию действующих блоков ЧАЭС.

5. Опыт подготовки ЧАЭС к снятию с эксплуатащш, включая выб концепций снятия с эксплуатации, преобразования объекта "Укрытие долговременную неизменяемую^ экологически безопасную систему накопленный практический опыт выполнения ряда этап технологического процесса, позволяют приступить к выполнению рас после принятия соответствующих решений и финансирования работ.

6. Накопленный персоналом ЧАЭС уникальный опыт безопасн эксплуатации АЭС в экстремальных условиях позволил выработать ЧАЭС после аварии 116 млрд. кВт-ч электрической энергии состоянию на 01.01.95 года , обеспечить народное хозяйство У край: дефицитной энергией и несколько восстановить подорванное довер общественности к атомной энергетике.

ОСНОВНЫЕ НАУЧНО-ТЕХНИЧЕСКИЕ РЕЗУЛЬТАТЫ ОПУБЛИКОВАНЫ В РАБОТАХ:

1.Сорокин Н.М. Чернобыльская АЭС - состояние дел к существуют проблемы: Аналитический обзор. ЧАЭС. ПТО, инв. № 5, /992.

2. Сорокин Н.М. Чернобыльская АЭС - факты, цифры, перспективы.

Киев,: Укринформэнергосервис, 1993 .

3. Сорокин Н.М. Ситуация на Чернобыльской АЭС и в 30- километров зоне отчуждения: Аналитическая записка ЧАЭС. ПТО инв. № 02 08.02.94 г.

4. Сорокин Н.М. Заметки необъективного человека об атомной знерге-п и Чернобыльской АЭС// Трибуна. 1994. № № 1,2

5. Сорокин Н.М. Эксплуатация Чернобыльской АЭС в особых условиях 19Е7 году). ЧАЭС. ПТО инв. № 1802, 1988.

6. Васнльченко В.Н., Карнаухов В.В., Кочегура Ю.А., Новиков А. Сорокин Н.М. Экспериментальное определение эффектов реактивное

яа реакторах Чернобыльской АЭС. Энергетика и элеюрофюсация 1993J6 4.

литература, на которую сделаны ссылки в докладе

Информация об аварии на Чернобыльской АЭС и ее последствиях, подготовленная для МАГАТЭ// Атомная энергия. T.6L Вып.5. 1986 . Чернобыль. Пять трудных лет: Сборник материалов о работах по ликвидации последствий авасии на Чгонобылъской АЭС а 1986 - 1990 г М.:, ИздАТ, ¡992.

Осмолов В.Г., Борсзой A.A., Демин В.Ф., Калугин А.К. и др. Авария на Чернобыльской АЭС: год спустя// Атомная энергия. Т.64. Вып. 1. 1988 . Описание объекта "Укрытие" и требования к его преобразованию. •Сиев: Наукова думка, 1992.

Состояние объект "Укрытие" и проблемы его безопасности. Доклад, хредставленный ПО ЧАЭС и МНТЦ "Укрытие" на международной :импозиум "Безопасность Укрытия - 94".

Сиседев А.Н., Ненаглядов А.Ю., Сур ил А.И., Чечеров К.П. Экспериментальные исследования лавообразиых топлизосодержаших tacc (ГСМ) на 4-м блоке ЧАЭС (ло результатам исследований в 1986991 годах).М.: ИАЭ им.И.В.Курчатова, 1992.

Адамов Е.О., Василевский В.П., Иоиов А.И., Никитин Ю.М. и др. Анализ первой фазы развитая аварийного процесса на четвертом блоке 1ернобыльской АЭС// Атомная энергия. Т.64. Вып.1. 19S8 .

т.кпеч, 10.05.95. Формат 60x84 '/15. Бумага газетяая.Печзть офсетная, ч.-издл. 1,0. Тираж 80 экз. Заказ 108. Бесплатно.

оратория офсетной печати полиграфической базы НГТУ. )22, Н.Нозгород, просп. Гагарина,!.