13 марта

13 марта

Отрывок из стенограммы встречи главы «Росатома» Сергея Кириенко и премьер-министра Владимира Путина о кризисе в Японии:

С.В. Кириенко: «Пока проблема есть на одном блоке, но за двумя другими тоже нужно внимательно следить».

С.В. Кириенко: «Это не ядерная реакция. Это не взрыв корпуса реактора. Судя по всему, произошел взрыв водорода. Когда падает уровень воды, возникает расплавление циркониевой оболочки, и при взаимодействии с горячим паром возникает водород. Собственно, с паром в атмосферу выходит этот водород. Дальше достаточно было искры, которая, собственно, привела к взрыву этого водорода».

С.В. Кириенко: «Это так называемые кипящие реакторы. Владимир Владимирович, в Российской Федерации нет таких реакторов, которые работают в одноконтурном режиме: у них не два контура, как на наших станциях, а один контур».

В.В. Путин: «Понятно, что это другой реактор, у нас таких нет».

Конец стенограммы

Главой «Росатома» в данном случае ситуация была изложено некорректно. На АЭС России в настоящее время работают и одноконтурных реакторов типа РБМК. В отличие от японских, в них присутствует не только вода, но и графит. Это может сделать аварию куда более тяжелой по сравнению с АЭС «Фукусима-Дайчи». Такие реакторы в России есть на Ленинградской, Курской и Смоленской АЭС.

Атомные реакторы в РФ

Практически все АЭС в России далеки от современных технологий. Постчернобыльские разработки, связанные с безопасностью, еще не существовали в то время, когда проектировались работающие сегодня российские реакторы – это преимущественно 1960–1970 годы. Ни один реактор, созданный после Чернобыля, пока в России не эксплуатируется. Особую озабоченность вызывают реакторы «чернобыльского типа» – РБМК-1000, которые работают на Ленинградской, Курской и Смоленской атомных станциях, всего и блоков. Ряд конструктивных недостатков в этих реакторах может привести к тяжелой аварии (см. ниже). Также обеспокоенность вызывают старые реакторы ВВЭР-440 первого поколения, установленные на Кольской и Нововоронежской атомных станциях. Как у реакторов «чернобыльского» типа, так и у ВВЭР-440 первого поколения отсутствует защитная оболочка, из-за чего их невозможно довести до современных стандартов безопасности. Но даже несколько более «продвинутые» ВВЭР-1000 строились по проектам, созданным более 30 лет назад, то есть задолго до Чернобыльской аварии. Принципиальное ужесточение норм безопасности произошло после ядерной аварии в Чернобыле 1986 году во всем мире. Однако, согласно данным бывшего начальника центральной инспекции Госатомнадзора Владимира Кузнецова, ни на одном реакторе в России до сих пор нет углубленной оценки безопасности. Сегодня наиболее старые реакторы РБМК-1000 и ВВЭР-440 из-за своих конструктивных недостатков не получили бы лицензии на эксплуатацию ни в одной стране Западной Европы. За пределами России такие реакторы были построены в нескольких государствах Восточной Европы, однако там они были закрыты при вступлении стран в Европейский союз. Некоторые из блоков первого поколения уже отслужили свой ресурс (30 лет), однако «Росатом» решил продлить срок их эксплуатации еще на 15 лет. Это реакторы на Ленинградской, Кольской и Нововоронежской атомных станциях.

ВВЭР-440

Главные недостатки этого типа реакторов состоят в том, что отсутствует железобетонная защитная оболочка (в современных реакторах в обязательном порядке должна быть), а также технические средства для контроля основного металла и сварных соединений оборудования и трубопроводов. По мнению экспертов, существенной проблемой обеспечения безопасности является нейтронное облучение корпуса реактора, которое приводит к тому, что сталь становится хрупкой. Реакторы ВВЭР-440/230 сделаны из сваренных цилиндров. Сварные швы в особенности подвержены разрушению при нейтронном облучении. В качестве охлаждающего вещества применяется вода. Под воздействием ионизирующего излучения вода разлагается на кислород и водород (радиолиз). При определенном соотношении эта смесь образует гремучий газ, и поэтому на водоохлаждаемой АЭС всегда есть опасность химического взрыва. По самым разным причинам может возникнуть интенсивное парообразование в первом контуре и произойти паровой взрыв, энергии при этом будет достаточно, чтобы сбросить крышку реактора или разрушить первый контур.

ВВЭР-440

В конструкционных материалах стенок корпуса реактора и трубопроводов неизбежно возникают трещины, развитие которых может привести к аварии. «Водоохлаждаемые реакторы, несмотря на весь опыт, полученный при работе на них, в принципе не могут быть высокобезопасными… Нельзя создать безопасную атомную энергетику на базе водоохлаждаемых реакторов», – это еще в 1995 году написал один из пионеров советской атомной энергетики академик В.И. Субботин в своих «Размышлениях об атомной энергетике».

Из 32 российских реакторов 16 блоков принадлежат типу ВВЭР (шесть типа ВВЭР-440 и еще десять типа ВВЭР-1000). Доля электроэнергии всех АЭС в стране – 16 %. Все водоохлаждаемые реакторы обеспечивают около половины энергии, производимой на российских АЭС.

РБМК

Первый реактор типа РБМК-1000 был введен в строй в 1973 году на Ленинградской АЭС. Строительство АЭС с реакторами РБМК было предусмотрено долгосрочной программой по увеличению производства электроэнергии, принятой правительством Советского Союза. За десять лет после пуска первого энергоблока Ленинградской АЭС соорудили еще 12 энергоблоков с реакторами РБМК-1000, в том числе на Курской, Чернобыльской и Смоленской АЭС. К апрелю 1986 года электроэнергию вырабатывали уже 14 энергоблоков с РБМК (кроме реакторов упомянутых АЭС были пущены блоки РБМК-1500 на Игналинской АЭС в Литве). 26 апреля 1986 года на Чернобыльской АЭС произошла самая крупная ядерная авария в истории человечества, что вызвало отказ многих стран от дальнейшего развития атомной энергетики.

У реакторов типа РБМК отсутствует защитная оболочка, а также имеется ряд других конструктивных недостатков. Например, в случае допустимого снижения реактивности действие аварийной защиты реактора происходит недостаточно быстро. Кроме этого, при нарушении нормальной эксплуатации на РБМК недостаточно автоматических технических средств, чтобы привести реактор в безопасное состояние. В реакторах типа РБМК-1000 конструктивные дефекты обнаруживаются в металле контура многократной принудительной циркуляции (КМПЦ). Как говорит бывший начальник Центральной инспекции Госатомнадзора РФ Владимир Кузнецов, при каждом плановом ремонте находится до 300 дефектов непосредственно на водоопускных, водоуравнительных и напорных трубопроводах реактора. Подобные дефекты зарегистрированы практически на всех станциях, использующих реакторы данного типа, в том числе на Курской, Ленинградской, Смоленской АЭС. Несмотря на то, что за последние 15 лет многие работающие реакторы типа РБМК были модернизированы, эксперты по-прежнему сомневаются в том, что авария с разрушением активной зоны на таких блоках невозможна. Дело в том, что далеко не все дефекты, связанные с износом реакторов, могут быть обнаружены методом неразрушающего контроля. Вместе с этим известно, что после преодоления 20-летнего рубежа на реакторах растет количество неполадок, связанных с износом оборудования. Износ может проявляться по-разному в зависимости от конкретного компонента. В принципе все компоненты АЭС подвержены изменению свойств материалов в результате износа, что влечет за собой снижение функциональных возможностей. В ходе технического обслуживания и управления износом операторы АЭС ликвидируют ожидаемые повреждения путем ремонта и замены компонентов. Тем не менее опыт показывает, что время от времени возникают непредвиденные повреждения в результате износа[5]. Для ядерных реакторов канального типа, CANDU и РБМК, особо тяжелой проблемой является охрупчивание. У реакторов с графитовым замедлителем существует специфическая проблема – графитовый износ. В настоящее время графитовое трещинообразование в усовершенствованном газоохлаждаемом ядерном реакторе является предметом особого наблюдения, так как это явление может представлять опасность для целостности активной зоны.

Не менее серьезную проблему износ представляет и для пассивных компонентов (не имеющих подвижных частей). Процесс износа нередко сложно обнаружить. Повреждение активных компонентов (например, насосы) всегда проявляет себя в видимой форме, и компоненты, которые возможно заменить, обычно меняют во время регулярного технического обслуживания. Тем не менее нельзя игнорировать износ активных компонентов в качестве фактора риска, так как это может привести к неожиданному и полному отказу главных циркуляционных насосов и турбин. В электрическом оборудовании, например, повреждение может оставаться незамеченным до тех пор, пока не произойдет авария с колоссальными последствиями.

Феномен охрупчивания металла в компонентах реактора известен давно, однако он до сих пор адекватно не описан и полностью не изучен, что ведет к увеличению рисков отказа оборудования на АЭС. Другой проблемой является не полностью изученный процесс образования трещин в стальных трубах. В России работает 11 блоков РБМК, мощность которых составляет около 45 % от общих атомных мощностей в стране.

РБМК-1000

Данный текст является ознакомительным фрагментом.