На п'ятьох АЕС України було в експлуатації 14 енергоблоків з реакторними установками двох типів.

Ще чотири енергоблоки з реакторними установками типу ВВЕР знаходяться на різних стадіях будівництва. Експлуатація діючих енергоблоків здійснювалася на підставі умов тимчасових дозволів, що видаються Мінекобезпеки України експлуатують організації щорічно. Підставою для одержання тимчасового дозволу є «Технічне обгрунтування безпеки спорудження та експлуатації енергоблоків АЕС». Видача постійних ліцензій буде здійснюватися після подання експлуатувальною організацією звітів з аналізу безпеки для кожного з енергоблоків.

Аналіз досвіду експлуатації АЕС дав можливість виявити як загальні для усіх АЕС технічні проблеми, так і проблеми, характерні для кожного з типів реакторних установок. Спільною для усіх АЕС є проблема, пов'язана з вичерпанням проектного терміну експлуатації обладнання.

З метою вирішення виявлених технічних проблем в об'ємі тимчасових дозволів на експлуатацію енергоблоків з реакторами типу ВВЕР було включено такі особливі умови:

проведення регулярних (1 раз на 3 місяці) випробувань перевірки відповідності часу падіння органів регулювання системи управління та захисту реактора проектному значенню (не більше 4 секунд);

установлення обгрунтованого критерію глушіння теплообмінних трубок парогенераторів за ступенем стоншення їх стінок і вимог до системи контролю цілісності трубок та перемичок колекторів парогенераторів;

розробка та монтаж «гарячого» стенду для налагодження та випробування імпульсно-запобіжного пристрою компенсатора тиску;

комплексне впровадження заходів по забезпеченню експлуатації обладнання, що вичерпало свій ресурс.

Особливими умовами дозволу для експлуатації енергоблоку № 3 Чорнобильської АЕС є:

проведення ультразвукового та радіографічного контролю зварних з'єднань трубопроводів 1-го контуру і трубопроводів систем, важливих для безпеки в період зупинення енергоблоку;

оцінка об'сягів заміни технологічних каналів за критерієм вичерпання газового зазору.

Для реалізації особливих умов дозволів експлуатувальною організацією для енергоблоків з реакторами типу ВВЕР було впроваджено низку заходів за такими основними напрямами:

забезпечення проектного часу падіння органів регулювання системи управління та захисту реактора;

зменшення стиснення пружинних блоків головок тепловиділяючих зборок шляхом збільшення товщини опорних пластин блока захисних труб;

перфорація та обважнювання штанг приводів органів регулювання системи управління та захисту реактора.

Забезпечення надійної роботи парогенераторів:

хімічне відмивання парогенераторів;

діагностика стану трубок парогенераторів (струмо-вихровий метод контролю теплообмінної поверхні);

оптимізація водно-хімічного режиму (дослідна експлуатація морфолінового режиму на енергоблоці № 1 Південно-Української АЕС).

Впровадження заходів підвищило надійність експлуатації зазначеного обладнання та позитивно відбилося на загальному рівні експлуатаційної безпеки.

Енергоблок № 3 Чорнобильської АЕС у грудні 1998 р. було зупинено на період планового ремонту для проведення контролю стану зварювальних з'єднань трубопроводів 1-го контуру, трубопроводів систем, важливих для безпеки, та стану технологічних каналів. Застосування методів неруйнівного контролю дало можливість виявити й усунути дефекти вісьмох зварювальних з'єднань роздавального групового колектора реактора.

За результатами внутрішньореакторного контролю технологічних каналів, отриманих у процесі експлуатації, та реакторних досліджень матеріалу технологічних каналів Чорнобильська АЕС розробила програму їх поетапної заміни (200-300 на рік). Роботи по заміні технологічних каналів планується почати у 1999 р. У зв'язку з недостатнім фінансуванням впровадження заходів з модернізації обладнання, оцінка його технічного стану, а також заходи по підвищенню безпеки здійснюються не досить повно. Наприклад, на цілі модернізації протягом останніх двох років було виділено тільки 30% від запланованих сум.

Відповідно до положень Конвенції про ядерну безпеку Україна взяла на себе обов'язок завершення розробки звітів з аналізу безпеки до кінця 2000 р. Для виконання зазначених обов'язків протягом року проводилися роботи з аналізу безпеки енергоблоків № 1 Рівненської АЕС (ВВЕР-440/В213), № 1 Південно-Української АЕС (блок «малої серії» ВВЕР-1000/В-302), № 5 Запорізької АЕС (типова установка ВВЕР-1000/В-320). Аналіз безпеки виконувався на підставі детерміністичних та ймовірносних підходів. Одержані результати передбачається адаптувати для інших енергоблоків з реакторами типу ВВЕР. Вимоги до структури та змісту звітів з аналізу безпеки визначено у нормативних документах. Для реакторів типу РБМК у 1998 р. велися роботи по завершенню підготовки звіту з аналізу безпеки енергоблоку № 3 Чорнобильської АЕС.

Для енергоблоків, що перебувають у завершальній стадії будівництва, розроблено «Вимоги до змісту звіту з аналізу безпеки з реакторами ВВЕР на стадії видачі дозволів на введення в експлуатацію». Нині завершується організаційний етап розробки звітів для енергоблоків № 2 Хмельницької АЕС та № 4 Рівненської АЕС.

Одним з основних напрямів аналізу експлуатаційної безпеки АЕС є аналіз порушень (рис. 7.5), що виникають у роботі їхніх систем та обладнання. Облік порушень у роботі АЕС, про які доповідають регулювальному органу, здійснюється на підставі вимог «Положення про порядок розслідування та обліку порушень у роботі атомних станцій». Загальна кількість порушень, які підлягають розслідуванню відповідно до зазначеного положення, за період 1997-98 р. було практично на одному рівні, тоді як з 1992 по 1997 р. спостерігалася тенденція до їх зниження.

Підводячи підсумки експлуатації АЕС, можна зробити такі висновки:

cтан ядерної та радіаційної безпеки є на прийнятному рівні. Україна виконує умови, прийняті на себе в зв'язку з ратифікацією Конвенції про ядерну безпеку. Підтвердженням цьому є Національна доповідь України, схвалена Кабінетом Міністрів України і подана у МАГАТЕ в квітні 1999 р.;

для підтримки досягнутого рівня безпеки протягом року на АЕС було впроваджено технічні та організаційні заходи;

планомірне виконання робіт з періодичної переоцінки безпеки діючих енергоблоків, розробка «Звітів з аналізу безпеки», удосконалення системи забезпечення якості, впровадження на АЕС повномасштабних тренажерів створює передумови дальшого підвищення безпеки АЕС;

кількість порушень, що сталися на АЕС України в 1998 р., та їхній характер вказують на необхідність підвищення вимог до розробки процедур проведення регламентних робіт на системах, важливих для безпеки і процедур забезпечення якості;

залишаються актуальними проблеми заміни обладнання і комплектації технічної бази. Нестача запчастин призводить до того, що на АЕС здійснюється ремонт обладнання шляхом компонування декількох справних елементів обладнання або безпосереднім впливом на елемент, що відмовив (заварка, наплавлення тощо). Рідше здійснюється виготовлення відсутніх елементів обладнання в умовах АЕС. Така ситуація призводить до повторення порушень на типовому обладнанні.

Oб'єкт «Укриття»

На об'єкті «Укриття» здійснювалася експлуатація споруд, систем та обладнання відповідно до Технологічного регламенту об'єкта «Укриття» для забезпечення безпеки об'єкта. Для зменшення кількості радіоактивного пилу виконано 10 планових пилозаглушень у центральному залі. Проведено планове випробування системи подачі розчину азотнокислого газоліну.

Спостерігався спад значень щільності нейтронного потоку і потужності експозиційної дози гамма-випромінювання у місцях контролю, проте існуючий об'сяг спостережень і технічний стан систем контролю не дозволяють гарантувати надійність та якість проведених вимірів.

Зафіксовано 4 випадки перевищення контрольних рівнів концентрації альфа-активних нуклідів у повітрі приміщень об'єкта «Укриття» (максимальне перевищення у 4 рази) і один випадок забруднення радіонуклідами в декількох приміщеннях, що періодично обслуговуються (альфа-активними нуклідами в 10 і бета-активними нуклідами в 12 разів). Причиною перевищення контрольного рівня було локальне джерело, що утворилося в результаті краплинної течі зі стелі.

Перевищення контрольних рівнів по концентрації бета-активних нуклідів у повітрі, а також перевищення контрольних рівнів питомої активності води не спостерігалося. Дослідження радіонуклідного складу проб води з приміщень об'єкта «Укриття» показало, що основний внесок у сумарну активність дають ізотопи цезію та стронцію. Максимальна концентрація ізотопів урану у воді становить 0,095 грам/літр, що значно менше небезпечної концентрації. Існує небезпека накопичення урану у вигляді високоактивних відкладень у місцях скупчення води у приміщеннях на нижніх рівнях об'єкта «Укриття».

Експлуатуюча організація разом з Міжнародною групою експертів розробила комплексний план заходів по перетворенню об'єкта «Укриття» на екологічно безпечну систему. Вказаний документ — «План здійснення заходів по перетворенню об'єкта «Укриття» в екологічно безпечну систему» (ПЗЗ) офіційно затверджений і діє з червня 1997 р. Почато підготовку проектів відповідно до ПЗЗ, а роботи з реалізації цих проектів на об'єкті «Укриття» планується почати в 2000 р. Роботи по зміцненню балок Б1 і Б2 (як найбільш аварійних частин локалізувальної оболонки об'єкта «Укриття», руйнування яких може призвести до радіаційної аварії) передбачається виконати у 1999 р.

WWW сторінки були зроблені у Міністерстві охорони навколишнього природного середовища та ядерної безпеки України phone: +380-044-2287343 fax: +380-044-2287343 e-mail: grid@mep.freenet.kiev.ua