Положение на российских АЭС

Положение на российских АЭС

По состоянию на конец 2010 года в России работало десять АЭС, на которых эксплуатировались 32 реактора. Ниже – распределение по типам реакторов.

В работе

Реакторы с водой под давлением ВВЭР-1000 – 10 шт.,

ВВЭР-440 – 6 шт.

Канальные кипящие реакторы РБМК-1000 – 11 шт.,

ЭГП-6 – 4 шт.

Реакторы на быстрых нейтронах БН-600 – 1 шт.

Остановлены для подготовки к выводу из эксплуатации

Канальные кипящие реакторы АМБ-100 – 1 шт., АМБ-

200 – 1шт.

Реакторы с водой под давлением ВВЭР-210 – 1 шт.

и ВВЭР-365 – 1 шт.

На этапе размещения

Реакторы с водой под давлением ВВЭР-1200 – 4 шт.

На этапе сооружения

Реакторы с водой под давлением ВВЭР-1200 – 4 шт.

ВВЭР-1000 – 3 шт.

Реакторы на быстрых нейтронах БН-800 – 1 шт.

В результате инспекций Ростехнадзора в 2009 году было выявлено 18 нарушений требований федеральных норм и правил в области использования атомной энергии в ОАО «Концерн «Энергоатом». На российских АЭС в ходе инспекций выявлено и предписано к устранению 577 нарушений требований федеральных норм и правил в области использования атомной энергии[16].

На АЭС России было зарегистрировано 30 нарушений. По информации надзорного органа, зарегистрированные нарушения на АЭС России в 2009 году имели следующие коренные причины:

ошибка конструирования – 3;

ошибка проектирования – 3;

дефект изготовления – 6;

недостатки сооружения – 1;

недостатки монтажа – 3;

недостатки наладки – 1;

недостатки ремонта, выполняемого сторонними организациями, – 2;

недостатки проектной, конструкторской и другой документации – 3;

недостатки управления и организации эксплуатации – 5;

причина не установлена – 3.

Таким образом, если в самом «Концерне «Энергоатом» за год было обнаружено только 18 нарушений норм и правил в области атомной энергетики, то на всех АЭС, которыми управляет эта организация, таких нарушений было уже 577(0– Говорить здесь о высокой культуре безопасности просто не приходится. Как следствие, на атомных станциях произошло 30 различных неполадок, часть из которых при неблагоприятном стечении обстоятельств могли привести к авариям разной тяжести. Очень жаль, что надзорный орган практически не предоставляет для общественности подробные документы, появляющиеся в ходе расследований таких инцидентов. Впрочем, некоторое количество подобной информации возможно получить из других источников, например, из различных государственных докладов, к чему я вернусь позднее в описании доклада к заседанию Госсовета РФ от 9 июня.

Как утверждает бывший начальник Центральной инспекции Госатомнадзора РФ Владимир Кузнецов, в настоящее время ни одна из действующих российских атомных электростанций не имеет «процедурно законченного обоснования безопасности». Это означает, что после того, как в силу вступили новые нормы и стандарты, не было произведено переоценки старых реакторов на соответствие новым нормам. Когда обоснование выполнено, появляются выводы о реальном состоянии безопасности, а также анализ возможных последствий нарушений эксплуатации энергоблоков (то есть аварий). Современные требования безопасности базируются на принципе глубокоэшелонированной защиты, то есть последовательной системы барьеров на пути попадания радиоактивных веществ в окружающую среду и системы технических и организационных мер по защите этих барьеров. Как отмечается в докладе «Современное состояние безопасности российских АЭС», этому принципу не удовлетворяют АЭС с энергоблоками ВВЭР-440 первого поколения (энергоблоки № 3 и 4 Нововоронежской АЭС, а также № 1 и 2 Кольской АЭС). Сюда же можно включить энергоблоки РБМК-1000 первого поколения (№ 1 и 2 Ленинградской и Курской АЭС), энергоблоки Билибинской АТЭЦ и, наконец, энергоблок БН-60о Белоярской АЭС, относящийся к АЭС второго поколения. Остальные эксплуатируемые энергоблоки в большей степени отвечают современным требованиям, но и на них необходимо решить ряд вопросов по обеспечению безопасности: повышение герметичности оболочки, эффективности систем управления, контроля и электроснабжения, ресурса работы парогенераторов, улучшения укомплектования средствами диагностики и т. д[17].

На Курской, Ленинградской, Нововоронежской, Кольской, Билибинской атомных станциях продлено время эксплуатации старых реакторов, отслуживших 30-летний срок. В 2010 году к ним добавилась Белоярская АЭС. Планируется, что каждый реактор в России будет работать на 15 лет дольше. В последние годы станции с реакторами, на которых есть «продленные» блоки, лидируют по количеству нарушений в работе. В 2007 году – Нововоронежская (12 из 47 нарушений, или 25 %), в 2008 году – Курская (9 из 38 нарушений, или 23 %), в 2009 году – Ленинградская (6 из 30 нарушений, или 20 %). В целом на АЭС с наиболее старыми реакторами произошло 64 % от числа всех нарушений в работе российских атомных станций в 2007 году, 68 % – в 2008 году, 60 % – в 2009 году.

На одном из реакторов с продленным сроком эксплуатации в 2009 году произошел инцидент с радиоактивным облучением. На Билибинской АЭС у пяти работников ОАО «Атомэнергоремонт» при проведении работ по зачистке внутренних элементов барабан-сепаратора блока № 1 было зафиксировано превышение контрольного уровня (КУ) индивидуальных доз радиоактивного облучения, установленного на АЭС и равного 20 мЗв. Максимальная индивидуальная доза облучения работника с учетом внутреннего облучения составила 38,2 мЗв.

Практика продления сроков службы старых реакторов, в особенности блоков первого поколения, неоднократно подвергалась критике со стороны независимых экспертов. Бывший государственный инспектор по ядерной безопасности СССР Евгений Симонов утверждал, что продление срока службы старых реакторов – крайне опасная инициатива, которую ни в коем случае нельзя допускать. В отношении реакторов типа РБМК Е. Симонов считал, что: «Появление трещин в сварных соединениях между компонентами, образующими корпус реактора, приведет к выбросу радиоактивности, а ослабление прочности этих соединений, что не может быть проверено ревизией, обусловит [новую] катастрофу». В отношении реакторов типа ВВЭР: «Не исключаются события при эксплуатации и авариях, которые независимо от «правильности эксплуатации» происходят, нещадно провоцируя разрывы корпуса ядерного реактора, парогенераторов»[18]. Добавьте к этому старение и охрупчивание материалов – явления, которые пока еще не до конца изучены и представляют серьезную опасность целостности реакторных установок, выработавших срок службы, определенный проектировщиками.