Н.Т.Чоботько, главный инженер Сосновоборского ВНИПИЭТ

В ближайшие 15 лет закончится срок эксплуатации большинства атомных реакторов России, что может привести к существенному уменьшению доли атомной энергии в общем энергобалансе страны. Однако анализ состояния этих реакторов позволяет сделать вывод о том, что при соответствующей модернизации возможно продление времени их работы на 10-15 лет без снижения безопасности.

Это определяется не только ресурсом незаменяемых элементов реакторной установки, таких как графитовая кладка реактора, металлоконструкции, строительные конструкции, барабан-сепаратор, но и огромным опытом российских атомщиков. Этим опытом делится с читателями «Атомной стратегии» главный инженер Сосновоборского ВНИПИЭТ Чоботько Николай Тимофеевич.

— Николай Тимофеевич, не знаю насколько корректным будет сравнение автомобиля с атомной станцией (АС), но стали бы вы сами покупать подержанный автомобиль?

— Почему бы и нет? Если машина модернизирована, на ней грамотно проведены все профилактические работы, предоставлена гарантия и цена много меньше, чем у новой машины, то, возможно, я бы так и поступил. А если серьезно, то при продлении срока службы реактора используются самые современные достижения реакторостроения, и особое внимание уделяется вопросам безопасности. Фактически, реактор, продемонстрировавший свою надежность за тридцать лет эксплуатации, получает дополнительные гарантии.

— Какой документ регламентирует продление срока эксплуатации объектов атомной энергетики?

— Сегодня это НП-024-2000 «Требования к обоснованию возможности продления назначенного срока эксплуатации объектов использования атомной энергии (ОИАЭ)», в которых продление срока эксплуатации определяется как деятельность по подготовке ОИАЭ к эксплуатации в течение дополнительного срока.

Продолжительность эксплуатации атомной станции (АС) сверх назначенного срока устанавливается с учетом особенностей конкретной АС, а также технических и экономических факторов, включающих: безопасность эксплуатации и вывод из эксплуатации, состояние незаменяемого оборудования, радиоактивные отходы, включая те, которые образуются при продлении срока эксплуатации.

— Что должна сделать эксплуатирующая организация на подготовительном этапе?

– Эксплуатирующая организация, а в нашем случае это концерн «Росэнергоатом», должна провести комплексное обследование АС; разработать Программу работ; провести подготовительные работы, включая обоснование безопасности и остаточного ресурса элементов, замену оборудования, выработавшего свой ресурс, а в случае необходимости — модернизацию и реконструкцию АС. Кроме этого, она должна провести испытания систем АС, необходимые для подтверждения соответствия их проектным требованиям.

— Что обычно прописывается в Программе работ по подготовке АС к продлению срока эксплуатации?

– Программа предусматривает исследования по определению остаточного ресурса элементов АС, а также определение и реализацию необходимых мер по восстановлению ресурса этих элементов; разработку технических и организационных мер по частичному или полному исключению и ограничению влияния на безопасность дефицитов безопасности; разработку проекта модернизации и реконструкции АС и его реализацию; разработку программы обеспечения качества выполнения работ по подготовке АС. Предусмотрено также проведение испытаний систем и элементов АС, необходимых для подтверждения соответствия их проектным требованиям. Кроме того, корректируются действующие документы по обоснованию безопасности или готовятся новые документы по обоснованию безопасности в течение дополнительного срока эксплуатации.

— Какие важнейшие мероприятия должна выполнить эксплуатирующая организация в рамках программ подготовки ОИАЭ к дополнительному сроку эксплуатации?

– В первую очередь, это мероприятия по устранению или компенсации дефицитов безопасности, а также установление остаточного ресурса элементов, важных для безопасности, для которых он не мог быть определен в ходе комплексного обследования. Кроме этого должны быть проведены мероприятия по замене оборудования и других элементов, выработавших свой ресурс, а также выполнены наладочные работы и проведены испытания. И обязательно корректируется эксплуатационная документация и организуется переподготовка персонала.

— Возможно ли продление срока эксплуатации административным решением без остановки реактора, или этот процесс всегда связан с остановкой реактора?

— Решение о продлении срока принимается Ростехнадзором России по результатам рассмотрения обосновывающих материалов при выдаче лицензии на эксплуатацию сверх назначенного срока. Но прежде проводится комплекс ремонтно-восстановительных работ с длительным остановом реактора для проведения модернизации и реконструкции. Решение о проведении данных работ принимается Федеральным агентством по атомной энергии заблаговременно до окончания срока работы блока.

При продлении срока эксплуатации энергоблоков 1 и 2 ЛАЭС кроме ремонтно-восстановительных работ на существующем оборудовании были введены в эксплуатацию новые и реконструированы имеющиеся системы, важные для безопасности. При разработке проектов модернизации существующих и проектировании новых систем необходимо было учитывать наличие существующего оборудования, труб, кабельных трасс, дефицит производственных площадей, то есть решать проблемы размещения и подключения дополнительных элементов, не предусмотренных первоначальной конструкцией здания.

— В чем заключалась роль Сосновоборского ВНИПИЭТ при продлении срока эксплуатации блоков 1 и 2 Ленинградской АЭС?

– Наряду с другими ведущими организациями отрасли мы принимали участие в разработке проекта модернизации этих энергоблоков. Наше предприятие являлось основным исполнителем САОР (система аварийного охлаждения реактора), САЭ (система аварийного электроснабжения), КСУ АР (комплексная система управления аварийным расхолаживанием).

Кроме того, были разработаны проекты модернизации подсистемы АЗРТ (аварийной защиты реактора по технологическим причинам), модернизации системы подачи химически обессоленной воды и другие. Сосновоборский ВНИПИЭТ принял участие в разработке СНТВ – системы надежного технического водоснабжения.

— Какие активные и пассивные системы безопасности создаются на блоке, в процессе продления эксплуатации?

– Боюсь уйти в техническую терминологию, но без этого ответить на вопрос сложно. Назову лишь важнейшие из этих систем.

САОР, которая предназначена для отвода тепла от активной зоны реактора при разрыве трубо­проводов КМПЦ (контура многократной принудительной циркуляции), питательных трубопроводов и паропроводов, а также в аварийных ситуациях, связанных с непосадкой ГПК (не закрытием главного предохранительного клапана) и нарушениями в подаче питательной воды. САОР включает в себя быстродействующую систему (БД САОР) и систему длительного расхолаживания (ДР САОР).

Функция безопасности БД САОР – подача воды в РГК (раздаточные групповые коллекторы) в первоначальный период аварии в течение не менее 120 секунд для предотвращения перегрева оболочек ТВЭЛов и труб ТК

Основная функция безопасности ДР САОР – подача воды в каждый РГК.

СДР САОР включается в работу на полную производительность не позднее двух минут с момента аварии или с момента нарушения в подаче питательной воды. Первоначальный запас воды достаточен для аварийного охлаждения реактора в течение не менее 8 часов.

Система аварийного охлаждения реактора оснащена также и необходимыми вспомогательными системами, такими как система заполнения и подпитки, система контроля и поддержания давления воздуха в сосудах САОР гидроаккумулирующих узлов БД САОР, система опорожнения емкости САОР и сосудов САОР, система пробоотбора, система сжатого воздуха, система охлаждения насосов ДР САОР, система подачи ХОВ в систему САОР от модернизированной АВПТ.

К таким же системам можно отнести и системы аварийного электроснабжения (САЭ), и надежного питания потребителей нормальной эксплуатации (СНПНЭ), важные для безопасности.

Во время продления сроков службы 1 и 2 блоков ЛАЭС произведен анализ существующих схем нормального и надежного электропитания собственных нужд блоков, а также проведена реконструкция системы надежного питания и разработана система аварийного электроснабжения САЭ отдельно для каждого блока.

Система аварийного электроснабжения предназначена для обеспечения электроэнергией потребителей систем безопасности атомной станции во всех режимах работы, в том числе при потере рабочих и резервных источников от энергосистемы.

— Изменяются ли при продлении срока эксплуатации существовавшие системы управления, аварийной защиты и контроля?

— На блоке 1 и 2 такие изменения были произведены.

В частности, внедрение КСУ АР обеспечивает управление системой безопасности в автоматическом режиме без вмешательства операторов в течение 10 мин. с момента аварии, чтобы исключить человеческий фактор.

Разработана и введена в эксплуатацию ком­плексная система управления аварийным расхолаживанием (КСУ АР), которая предназначена для управления системами безопасности – аварийного охлаждения реактора (САОР), надежного технического водоснабжения (СНТВ), установкой запаса ХОВ (химически обессоленной воды), системой подачи ХОВ от АВПТ (автоматического водяного пожаротушения).

Для реализации принципов резервирования объекты управления технологических систем САОР и СНТВ были разбиты на три взаиморезервируемые группы, запитанные от разных каналов САЭ. Структурой КСУ АР исключается возможность потери управления двумя или тремя группами по общей причине.

Аппаратура, формирующая команды автоматического и дистанционного управления технологическим оборудованием, выполнена в виде трех каналов (с учетом принципа резервирования, реализованного в управляемых технологических системах), не имеющих отказов по общей причине.

Выполнена реконструкция подсистемы АЗРТ (аварийной защиты реактора по технологическим причинам), назначение которой прием информации от датчиков и оборудования систем энергоблока, характеризующей безопасную эксплуатацию реакторной установки, ее обработку, формирование воздействий в систему СУЗ (система управления и защиты) и в технологические системы энергоблока.

Реализованы требования к надежности в организации независимости измерительных каналов, принадлежащих разным комплектам подсистемы АЗРТ. Независимость измерительных каналов подразумевает независимый отбор среды к разным комплектам, раздельную прокладку импульсных трубопроводов, размещение первичных преобразователей в отдельных помещениях.

Установочные конструкции выполнены в сейсмостойком варианте.

— Одним словом, готовы ли вы поручиться за безопасность работы блоков, прошедших все процедуры продления срока эксплуатации?

— Я несу ответственность за ту работу, которую выполняет коллектив нашего предприятия. Но, я уверен, что при грамотной эксплуатации и контроле блоки безопасно отработают весь запланированный срок и выработают еще очень много электроэнергии, столь необходимой для развития экономики и промышленности в нашем регионе.

Подготовила Татьяна Григорашенко

(Журнал «Атомная стратегия» № 29, март 2007 г.)