Планировалось, что Чернобыльская АЭС будет строиться лучшими инженерами и архитекторами из всего Советского Союза. Эта атомная станция должна была обеспечить электроэнергетическими ресурсами не только территорию всей Украины, но также некоторую часть Российской СФСР. Энергоблоки на атомной станции строились в укоренных темпах. Тогдашние планы и сроки были в несколько раз перевыполнены.
Чернобыльская АЭС возводилась и постепенно открывалась к праздникам и парадам в городе. Однако, молодость города Чернобыля, качественно отстроенная атомная станция, которая на то время считалась лучшей во всем Советском Союзе — все это превратилось в трагические воспоминания в один день, когда сложившиеся обстоятельства сыграли с городом и его жителями злую шутку. 26 апреля 1986 года ЧАЭС взорвалась, ее четвертый энергоблок загорелся и после взрыва выпустил в небо тысячи тон радиоактивных веществ и элементов, которые сделали ранее обычный город на карте опасным для жизни.
Строительство 4го реактора ЧАЭС Как это было
Коротко о строительстве ЧАЭС
Площадь, на которой собирались возводить атомную станцию, выбралась долго и максимально тщательно. Для того чтобы найти максимально подходящую для строительства Чернобыльской АЭС местность, была создана и уполномочена специальная бригада. Люди из этой бригады изучали карту и ездили по многим городам Украины, выискивая подходящие территории. Вскоре на карте Украины появилась Чернобыльская АЭС.
Атомная электростанция современного типа должна была на тот момент полностью обеспечивать электроэнергией 27 областей Украины, а также Ростовскую область. Нужно было, чтобы площадь, где должна была находиться тогда еще не Чернобыльская АЭС, располагалась не более чем в 340-350 километрах от мест, куда поступают ее ресурсы.
В результате проделанной комиссией работы и многих исследований для строительства ЧАЭС была выбрана точка на карте возле поселка Копачи в Киевской области. Эта территория была одобрена по той причине, что в этой местности были хорошие условия водоснабжения, а также проложена качественная сеть автомагистралей и удобное расположение относительно к столице страны.
На строительство Чернобыльской станции государство выделило 1400 гектаров земли, а также 130 гектаров леса. Через некоторое время после утверждения в 15 километрах от Чернобыля появилась расчищенная строительная площадка и огороженная территория.
Место, где находится Чернобыльская АЭС, сегодня можно посмотреть на карте Яндекс. ЧАЭС на карте Яндекс прорисована достаточно детально. Также взглянуть на территорию ЧАЭС спустя столько лет позволяют карты Гугл. При желании же в интернете можно найти карту выпадения радиоактивных осадков в результате аварии на Чернобыльской АЭС.
Кем строилась Чернобыльская АЭС?
Сооружением атомной электростанции занимался отдельный институт СССР «Гидропроект». Отделения, которые содержали реакторы и опасные для жизни человека сооружения, проектировались и строились благодаря специальному Всесоюзному научно-исследовательскому институту энергетических технологий.
С приходом 1970 года строительные бригады на атомной станции ЧАЭС начали заготавливать большой котлован, который должен был служить местом для помещения первого реактора. В 1975 году стартовала работа первого энергоблока. Спустя три года уже два энергоблока электростанции ЧАЭС полностью работали. Осенью 1978 года Чернобыльская АЭС отметила свои первые 10 миллиардов кВт выработанной электроэнергии. Планы на дальнейшее строительство утверждались.
В процессе строительства и сооружения атомной станции выработка электроэнергии увеличивалась, а новая АЭС набирала мощность и обороты. В 1981 году был запущен в работу третий энергоблок. Он опередил планы по своему появлению на 3 года. Официальные сметы и планы были назначены на 1984 год. В 1984 году ввели в работу и полностью запустили четвертый энергоблок ЧАЭС.
Он был настроен на выработку проектной мощности в 1000 МВт.
Министерство энергетики СССР решило на тот момент использовать на Чернобыльской станции реактор большой мощности в 1000 МВт. На весь Союз такие реакторы были лишь в Ленинградской и Курской областях. На тот момент они были проектными сооружениями, которые строились без обязательных защитных конструкций и щитов, вроде водного сберегательного барьера на случай непредвиденных возгораний и других происшествий. Если бы четвертый реактор был сооружен по всем необходимым технологиям и правилам, то вода из водохранилища под его основанием затушила бы пожар и не допустила катастрофу в 1986 году.
В апреле, накануне катастрофы, Чернобыльская АЭС выработала свои 4000 МВт электроэнергии. Если бы взрыва и катастрофы не произошло, то строительство станции в выбранной на карте точке не остановилось бы. Планировалось соорудить еще два энергоблока, которые позволили бы поднять объем выработки электроэнергии в Чернобыле до 6000 МВт.
Как происходила катастрофа?
Авария на атомной станции в Чернобыле произошла в ночь 26 апреля 1986 года. В эту ночь специальная бригада технологов и инженеров на станции планировала провести экспериментальный запуск реактора, чтобы проверить его систему безопасности и возможности работы в экстремальных условиях. Испытания было решено проводить на четвертом проектном энергоблоке.
Они проводились при показателях мощности в 700 МВт. После окончания функционирования реактор планировали отключить и произвести ремонтные работы, дабы восстановить его параметры и мощность. Однако после проведения испытания инспектор из Киевэнерго запретил останавливать работу четвертого реактора. Было принято решение продолжать его функционирование до 23.00.
В 23.10 мощность реактора снизили до 30 МВт. На час ночи стабилизировать напряжение реактора удалось до 200 МВт. Через полчаса расход воды для остановки реактора уменьшился, пара на месте происшествия стало гораздо больше положенного количества.
Сотрудники, которые находились на месте запуска реактора, нажали аварийную кнопку, которая должна была помощь остановить реактор и заглушить его работу. Однако после включения аварийного режима мощность реактора начала быстро нарастать. Через некоторое время в месте четвертого энергоблока произошло несколько взрывов.
Вместо своевременной остановки перегруженного реактора, что помогло бы избежать катастрофы, оператор приказал продолжать его работу. Это решение являлось роковым не только для электростанции ЧАЭС в Чернобыле, но также для миллионов людей, которые проживали на тот момент в Чернобыле, Припяти и окружающих территориях. Взрыв стал началом огромной техногенной катастрофы. В один момент в воздухе оказались тонны радиоактивных веществ, которые наносили ущерб всем, кто находился в округе.
Более всего пострадали люди, которые проживали неподалеку от станции. Однако полная эвакуация началась только спустя 36 часов после взрыва. Долгое время жители Чернобыля и Припяти ходили по улицам своего города, ездили на работу и домой и не подозревали о том, что они ежеминутно поглощают опасные для жизни дозы радиации и подвергаются смертельной опасности. После катастрофы 1 мая в Киеве прошел традиционный парад, который также не отменили из-за происшествий и повышенного радиоактивного фона.
Заболевания и последствия
Максимальное количество зараженных людей насчитывалось в 10-ти километровой зоне вокруг взорванного реактора. В этой области утром 26 апреля ничего не подозревающие дети играли в игры на улице, фермеры собирали свои посевы и доили коров, люди собирались на работу. В этот период из станции выделялось максимальное количество радиации, которая заражала людей йодом и со временем привела ко множеству случаев раковых заболеваний и воспалений щитовидной железы.
Произошедшая на чернобыльской АЭС авария породила множество мифов Чернобыля и, что печально, забрала с собой жизни многих ликвидаторов и спасателей. Из зоны отчуждения были эвакуировано 200 тысяч местных жителей. Еще миллионы людей по всей стране заболели раковыми заболеваниями, сердечными недугами, лейкозами. Несмотря на эвакуацию местных жителей, за время их пребывания в зоне после взрыва многие успели получить смертельную дозу радиации.
В чем была причина аварии?
До сегодняшнего дня не прекращаются споры на предмет того, по причине чего произошла катастрофа и как можно было ее избежать. Существует несколько основных теорий произошедшего:
- Неправильно спроектированный и построенный четвертый энергоблок Чернобыльской АЭС. Защитные стержни, по словам многих современных инженеров, были спроектированы таким образом, что при запуске экстренного выключения они напротив начинали разгонять блок и увеличивать его мощность. Именно это и произошло 26 апреля.
- Вина персонала. После происшествий на ЧАЭС правительство СССР винило в основном персонал, который работал в ту ночь на станции. Государство пыталось скрыть масштабы трагедии и не выказывать своей вины в произошедшем. Единственным разумным выходом было обвинить сотрудников в профессиональной некомпетентности. Вина бригады, которая занималась тестированием четвертого энергоблока, и правда была. Однако не только по этой причине произошел взрыв.
Точные причины, из-за которых взорвалась Чернобыльская АЭС, в настоящее время неизвестны. Возможно, они не станут известными никогда.
Источник: chernobylguide.com
Фото. Строительство ЧАЭС
Чернобыльская атомная электростанция – строительство фото Чернобыльская атомная электростанция – фото 1981. Продолжается строительство реакторного здания энергоблока № IV. Он будет введен в эксплуатацию менее чем через два года, 31 декабря 1983 года. 1 июля 1975 года. Укрепление фундамента для площади, на которой через несколько месяцев будет построено, в частности полюса передачи для воздушных линий электропередачи высокого напряжения и трансформаторных станций. На заднем плане – сооружение энергетического блока № I и частично видимого фрагмента характерной вентиляционной дымовой трубы блоков № I и II. (фото: ТАСС)
Строительство ЧАЭС
1970-й год. Знак «Чернобыльская АЭС» (Чернобыльская атомная электростанция). Справа – городской автобус LAZ 695. Знак был расположен на арке главной дороги в Припять (около 500 метров до знака «Припять 1970»). Подразделение милицейской пожарной охраны № 2. Его основной задачей была противопожарная защита электростанции.
Именно отсюда 26 апреля, всего через несколько секунд после взрыва в блоке IV, три авто выехали под командованием лейтенанта Владимира Правика в количестве 14 пожарных. На снимке три пожарных машины AC-40 (ЗИЛ-130). Ночная ЧАЭС
Источник: chernobyl-zone.info
Чернобыль ч.1. РБМК-1000
Авария на Чернобыльской атомной электростанции, произошедшая в 1 час 23 минуты 47 секунд 26 апреля 1986 года, стала одной из крупнейших техногенных катастроф в истории человечества. Порядка 115 тысяч человек было выселено из зоны отчуждения. Более 600 тысяч человек приняли участие в ликвидации аварии.
Загрязнено более 200 тысяч квадратных километров, из оборота были выведены 5 миллионов гектаров земель. Значительному загрязнению подверглись территории Украины, Белоруссии (по некоторым данным, загрязнению подверглось 20% площади этой страны), России. Кроме того, чернобыльская радиация была обнаружена в северной и западной Европе, а также у берегов Северной Америки. Масштабы аварии повергают в шок.
Записано множество воспоминаний, издано огромное количество книг, многие из них описывают чуть ли не поминутно последний день четвёртого энергоблока ЧАЭС. И тем не менее далеко не все готовы изучать или систематизировать огромный объём информации о том, что же происходило в те жуткие весенние дни, а также на протяжении следующих нескольких лет. Прошло уже 35 лет с момента аварии, а потому мне кажется, что стоит собрать всю имеющуюся информацию в едином цикле, дабы позволить читателю ознакомиться с хронологией тех уже почти забытых событий, а также с их контекстом.
Это первая часть цикла, в которой описывается устройство, принцип работы и особенности внедрения реакторов «чернобыльского типа».
Кратко о цепной атомной реакции
И ядерное оружие, и атомная энергетика базируются на цепной ядерной реакции деления. Бывает ещё ядерная реакция синтеза, но о ней в другой раз.
Итак, в силу своих свойств ряд тяжёлых элементов стремится к радиоактивному распаду, то есть изменению состава или внутреннего строения атомного ядра. Для выработки энергии необходимо, чтобы при распаде производилось больше энергии, чем раньше. При распаде ядро испускает некоторое количество нейтронов, которые при этом получают кинетическую энергию и летят в разные стороны. При этом нейтроны могут выделяться как сразу после начала деления (мгновенные нейтроны), так и с задержкой от нескольких миллисекунд до нескольких секунд (запаздывающие нейтроны). Как только они сталкиваются с другим ядром, происходит инициация реакции деления, и ядро испускает нейтроны.
Примерно так это и работает, да
Важно, чтобы эффективный коэффициент размножения нейтронов (проще говоря, количество нейтронов, вызывающих новую реакцию деления, отделяющихся за один акт деления ядра) был больше или равен единице, иначе наша реакция затухнет. Несмотря на малую долю в общем количестве выделяемых нейтронов (менее 1%), запаздывающие нейтроны позволяют существенно продлить время жизни нейтронов одного поколения, позволяя управлять цепной реакцией.
Состояние, при котором коэффициент равен единице, называется критическим. Соответственно, если значение коэффициента 1, то состояние надкритичное. В надкритичном состоянии мощность реакции возрастает экспоненциально, то есть скорость роста мощности тем выше, чем выше мощность. Для ядерного оружия это хорошо, а вот для ядерного реактора – не очень, его рост мощности нужно регулировать, не давая достигнуть слишком высоких значений мощности. Ясное дело, что работы по постановке ядерной реакции под контроль были почти столь же приоритетны, как и работы по достижению максимально быстрого роста мощности и достижению максимума мощности.
Краткая история мирного атома в СССР
Первая в мире атомная электростанция была пущена в 1954 году в городе Обнинске Калужской области. Она успешно и безаварийно проработала вплоть до 29 апреля 2002 года, то есть 48 лет (на 30 лет больше запланированного). Реактор вобрал в себя все имевшиеся на тот момент наработки в области создания и использования реакторов двойного назначения. Например, на заводе Маяк реактор не только производил оружейный плутоний, но также электроэнергию и тепло для близлежащих городов. АМ-1 (Атом Мирный – именно такой индекс получил реактор на станции) представлял собой уран-графитовый реактор с водой в качестве охладителя и теплоносителя. Электрическая мощность реактора составляла 5 МВт
Частично открытый АМ-1 и реакторный зал. Фото Варламова из 2009 года
Изначально предполагалось построить несколько различных типов экспериментальных реакторов, которые должны были в будущем развиться в реакторы для различных нужд, в том числе для подводных лодок, кораблей и судов. Конкретно АМ-1 для этих целей не подошёл — слишком уж громоздкий из-за схемы расположения тепловыделяющих элементов в графитовой кладке.
Спустя 10 лет в работу были пущены реакторы типа АМБ (Атом Мирный Большой) в составе Белоярской АЭС. Это уже были реакторы электрической мощностью 100 МВт. В целом реакторы показали себя не очень надёжными, на всём протяжении их эксплуатации неоднократно происходили различные аварии, причём нередко – достаточно серьёзные.
Например, в течение первых десяти лет эксплуатации не один раз происходило разрушение тепловыделяющих сборок на первом энергоблоке. Тем не менее, первый и второй блок доработали до полной выработки ресурса, после чего были выведены из эксплуатации. На данный момент ведётся разборка этих реакторов. Сейчас на Белоярской АЭС эксплуатируются два реактора на быстрых нейтронах.
БАЭС
Одновременно с запуском в эксплуатацию БАЭС началось проектирование нового мощного реактора канального типа. Работы велись в Научно-исследовательском и Конструкторском Институте ЭнергоТехники (НИКИЭТ) под руководством академика Николая Антоновича Доллежаля. Научной частью заведовал Институт Атомной Энергии (ИАЭ) им.
Курчатова (директор – академик Анатолий Петрович Александров). Вообще, работа в области атомной энергетики в частности и атомной промышленности велась и управлялась ведущими советскими учёными. Тот же Александров в 1975 году стал президентом Академии наук СССР.
Николай Антонович Доллежаль Анатолий Петрович Александров
Анатомия гиганта
Что же представлял из себя новый реактор, получивший поначалу обозначение Э-7? Театр начинается с вешалки, а реактор – с тепловыделяющего элемента (ТВЭЛ). ТВЭЛ – это трубка из циркониевого сплава, толщина которой 0.9 мм, а диаметр – 13.6 мм. Оставшиеся 11.5 мм занимают спрессованные таблетки диоксида урана UO2.
Изначально степень обогащения урана-235 составляла 2%, однако по мере модернизации реакторов её увеличивали. 18 таких ТВЭЛов объединены в тепловыделяющую сборку (ТВС). Внутри неё помимо самих ТВЭЛов находится несущий стержень из оксида ниобия NbO2, крепёжные детали из циркониевого сплава, а также каналы для теплоносителя, то есть воды. Высота одной сборки – 3.5 метра.
Последовательное соединение двух ТВС называется тепловыделяющей кассетой (ТВК), её высота – 7 метров. Высота ТВК соответствует высоте всей активной зоны.
ТВС РБМК-1000: 1 — подвеска; 2 — переходник; 3 — хвостовик; 4 — твэл; 5 — несущий стержень; 6 — втулка; 7 — наконечник; 8 — гайка
Сама активная зона представляет из себя графитовую кладку, состоящую из графитовых колонн. Каждая колонна собрана из прямоугольных блоков, длина и ширина которых составляет по 250 мм, а высота может составлять 200, 300, 500 или 600 мм. Всего колонн 2488, в каждой просверлен канал диаметром 114 мм.
В этом канале может размещаться одна из 1693 топливных кассет либо один из 179 стержней Системы управления и защиты реактора (СУЗ). Остальные колонны являются боковыми отражателями нейтронов, защищающими окружающую среду от этих самых нейтронов. Размеры кладки: эквивалентный диаметр – 13.8 метра, из которых на активную зону приходится 11.8 метра, а толщина отражателя – 1 метр; высота кладки – 8 метров, из которых 7 – активная зона, а ещё по полметра сверху и снизу – отражатель. Благодаря такой схеме реактор и получил наименование РБМК – Реактор Большой Мощности Канальный.
1 — плитный настил (тяжелый бетон, 4 т/м3);2 — засыпка серпентинита (1,7 т/м3);3 — обычный бетон (2,2 т/м3);4 — песок (1,3 т/м3);5 — бак водяной защиты;6 — стальные защитные блоки;7 — графитовая кладка.
Всё это добро уютно расположилось в шахте размерами 21.6х21.6х25.5 метров. В самом низу шахты находится бетонное основание. На нём покоится крестообразная металлоконструкция (схема С), соединяющая бетонное основание с нижней плитой реактора (схемой ОР). Толщина этой плиты – 2 метра, диаметр – 14.5 метров. Она состоит из цилиндрической обечайки, заполненной серпентинитом и проходками для топливных каналов и каналов управления, а также двух листов, в которые вварены герметично эти каналы.
Сверху расположена аналогичная по конструкции плита (схема Е), только её размеры иные – толщина 3 метра, диаметр – 17.5 метров. Она установлена на кольцевом баке с водой (схема Л), исполняющем роль боковой биологической защиты. Внешний диаметр бака – 19 метров, а внутренний на высоте 11 метров – 16.6 метров. Бак от бетона боковых стен отделяет засыпка песка.
Между внутренней стенкой и активной зоной находится герметичный кожух реактора, имеющий также обозначение «схема КЖ» (металлопрокат, толщина – 16 мм), соединяющий верхнюю и нижнюю плиты. Между кожухом и внутренней стенкой бака присутствует полость, заполненная азотом под давлением более высоким, чем давление азотно-гелиевой смеси внутри кожуха. Таким образом, исключается утечка газа из полости реактора. Азотно-гелиевая смесь предотвращает выгорание гелия.
На полу реакторного зала лежит плитный настил, который вместе с дополнительной биологической защитой (схема Г) обеспечивает высокий общий уровень биологической защиты. По этому настилу можно ходить во время работы реактора, он же обеспечивает перегрузку (то есть замену топлива) реактора. Такая конструкция реактора позволяет перегружать тепловыделяющие кассеты без остановки реактора с помощью разгрузочно-загрузочной машины.
Плитный настил, кажется на ЛАЭС. Мерные люди на фоне
Однако на деле не всё так однозначно, так как на самом деле структура единственного контура РБМК напоминает восьмёрку. Дело в том, что в верхней части этой восьмёрки (нижняя часть — это контур многократной принудительной циркуляции (КМПЦ), его я только что и описал) есть ещё ряд систем. Этот ряд включает в себя турбину, генератор, конденсатор, насос и барабан-сепаратор.
Пришедшая из реактора в барабан-сепаратор пароводяная смесь разделяется на воду и пар. Пар температурой 284 градуса под давлением в 7 МПа приходит на турбину и вращает её, преобразуя тепловую энергию в кинетическую. Эту энергию турбина передаёт на генератор, вырабатывающий электроэнергию.
Из турбины сильно охладившийся пар (до 30 градусов при давлении в 0.004 МПа или 0.04 атмосферы) попадает в конденсатор. Там пар передаёт свою тепловую энергию воде, забираемой из пруда-охладителя станции. На выходе из конденсатора мы получаем воду, с параметрами близким к параметрам пара, которая является «холодным» теплоносителем для второго теплового контура.
Эта вода, пройдя через несколько вспомогательных устройств, становится питательной водой и с помощью питательного насоса подается в барабан-сепаратор. Там она смешивается с водой из пароводяной смеси, пришедшей из активной зоны, после чего уходит в реактор. Так замыкается восьмёрка.
Разрез блока с РБМК. Надеюсь, читабельный. А это схема работы РБМК
Общая тепловая мощность реактора РБМК-1000 – 3200 МВт, из которых только 1000 МВт – электрическая мощность, остальное тратится на обогрев атмосферы и пруда-охладителя. На случай, если нужно уменьшить мощность, заглушить реактор или же что-то пойдёт не так, предусмотрен целый ряд систем защиты, ведущую роль в котором играют Стержни Управления и Защиты (СУЗ), запомните их, они нам вспомнятся ещё не раз.
В первых реакторах стержней было 179, позже их стало 211. По своему назначению они делятся на стержни аварийной защиты (24 штуки), стержни автоматического регулирования (12), стержни локального автоматического регулирования (12), стержни ручного регулирования (131) и 32 укороченных стержня-поглотителя (УСП), предназначенные для локального регулирования мощности (появились после аварии на ЛАЭС в 1975 году). При необходимости, стержни вводятся в активную зону или выводятся из неё, тем самым уменьшая или увеличивая мощность соответственно. Введение всех стержней глушит реактор. Все стержни за исключением УСП, вводятся в реактор сверху.
Что из себя по конструкции представлял стержень-поглотитель реактора РБМК? При полностью выведенном из реактора стержне в активной зоне оставался графитовый вытеснитель длиной 4.5 м, а также по 1.25 м воды сверху и снизу. При подаче сигнала на введение в активную зону вытеснитель вытесняет воду снизу и выходит из зоны, а его место занимает соединённый с ним «телескопом» стержень-поглотитель из бора. Его задача – поглотить нейтроны, инициирующие цепную ядерную реакцию.
Отличий в конструкции РБМК от конструкции другого широко распространённого в России реактора типа ВВЭР много, но ключевых два. Во-первых, из-за циклопических размеров РБМК невозможно «запаковать» в герметичный корпус, который бы защитил окружающую среду в случае взрыва реактора. Во-вторых, в реакторе типа ВВЭР два герметичных контура теплоносителя, которые изолированы друг от друга. Первый – вода под высоким давлением, идущая непосредственно в активную зону. Там она нагревается и идёт в теплообменник, передавая свою тепловую энергию воде второго контура, которая в виде пара уже вращает турбину.
В принципе, реактор ВВЭР безопаснее, чем РБМК, однако РБМК давал весьма заметные экономические выгоды. Во-первых, в нём можно использовать менее обогащённое топливо (на ранних этапах считалось, что канальный реактор спокойно может работать на топливе со степенью обогащения 2%, в то время как корпусный требовал степени обогащения 4-5%).
Более того, РБМК может работать на отработанном топливе реактора ВВЭР. При этом выгорание топлива в РБМК более равномерное, то есть реактор расходует его более экономно. Во-вторых, как уже говорилось, в РБМК можно менять топливные кассеты без остановки реактора, в то время как для перегрузки топлива реактор типа ВВЭР подвергается разгерметизации корпуса, что сопряжено с большим объёмом работы. В-третьих, при всех своих огромных размерах РБМК проще в строительстве, так как не требует трудоёмкого создания герметичного корпуса, что облегчает как производство, так и установку реактора на месте.
РБМК распространяется
Строительство первой атомной станции, оснащённой реактором РБМК-1000 (то есть Реактор Большой Мощности Канальный электрической мощностью 1000 МВт) началось в 1967 году в 4 км от посёлка Сосновый бор, что в 70 км от исторического центра Санкт-Петербурга. В 1974 году в эксплуатацию ввели первый энергоблок, спустя два года – второй. Здесь нужно отметить, что реально реактор подключают к сети раньше, чем официально вводят в эксплуатацию.
ЛАЭС сейчас
И первая очередь ЛАЭС «порадовала» своих создателей ещё до этой даты – зимой 1974 года, с разницей в месяц, произошло два серьёзных инцидента – взрыв водорода в газгольдере, где выдерживались газообразные радиоактивные отходы, а также разрыв промежуточного контура с утечкой высокоактивной воды. В результате погибли три человека. Однако это были лишь первые звоночки, а первый гром грянул 30 ноября 1975 года. Подробнее об этой аварии мы поговорим позже, а пока скажем лишь, что результатом аварии стало разрушение одного топливного канала, а общее загрязнение составило примерно 1.5 млн Кюри, что, мягко говоря, немало.
После этого реакторы РБМК были дооснащены дополнительными поглощающими стержнями (добавилось 32 укороченных стрежня), целым рядом систем, направленных на повышение безопасности реактора (например, системой аварийного охлаждения реактора (САОР), системой локальной автоматической защиты (ЛАЗ) и системой локального автоматического регулирования мощности реактора (ЛАР)), повысили степень обогащения урана до 2.4%, а также были внесены множественные уточнения в инструкции персонала и проекты будущих энергоблоков.
От аварии, аналогичной по масштабам чернобыльской, ЛАЭС спасли умелые действия персонала. Сама станция находилась в ведении министерства среднего машиностроения, которое в СССР занималось атомным оружием, атомной промышленностью и атомной энергетикой. Однако все последующие станции строились для нужд министерства энергетики и электрификации. Там всё было куда хуже и с персоналом, и с заводами. Вспоминает Анатолий Дятлов:
Ленинградская АЭС, подведомственная Министерству среднего машиностроения, проектировалась его организациями, под его заводы, оснащенные современным оборудованием. Курская и Чернобыльская станции принадлежали Министерству энергетики и электрификации.
В правительственном Постановлении было указано, что нестандартное оборудование для четырех блоков первых очередей этих станций будет изготовлено теми же заводами, что и для Ленинградской. Но для Минсредмаша правительственное Постановление не указ даже и в то время, когда еще немного слушались правительства. Говорят, у вас есть свои заводы, вот и делайте, чертежи дадим.
Был я на некоторых заводах вспомогательного оборудования Минэнерго — оснащение на уровне плохоньких мастерских. Поручать им изготовление оборудования для реакторного цеха все равно, что плотника заставлять делать работу столяра. Так и мучились с изготовлением на каждый блок. Что-то удавалось сделать, чего-то так и не было. Характерно, вот уж поистине застой, Минэнерго за несколько лет так ни одного своего завода и не модернизировало, чтобы был способен изготавливать не столь уж сложное оборудование.
Между тем, продолжалось строительство энергоблоков с реакторами РБМК-1000 первого поколения. К ним также относились 1 и 2 блоки Курской (начало строительства – 1972 и 1973 года, ввод в эксплуатацию – 1977 и 1979 года соответственно) и Чернобыльской АЭС (начало строительства – 1970 и 1973, ввод в эксплуатацию – 1978 и 1979 года соответственно). А дальше началось проектирование и строительство энергоблоков с реакторами РБМК второго поколения.
В чём отличия от поколений 1 и 1+? Во-первых, увеличенный барабан-сепаратор. Во-вторых, трёхканальная САОР, которая теперь снабжала аварийный реактор водой не только из гидробаллонов, но и через питательные насосы.
В-третьих, теперь для локализации радиоактивных веществ, выброс которых нельзя было допустить в атмосферу в случае аварии, были предусмотрены двухэтажные бассейны-локализаторы, которые должны были эти радиоактивные вещества аккумулировать. Ну и наконец, теперь реакторные отделения строились дубль-блоком, иными словами, они составляли одно здание, хотя блоки и были разделены. Ранее каждый реактор строился в своём здании.
Панорама Курской АЭС, вид со стороны машзала. Видны и два первых блока (ближние, с кучей труб), и третий с четвёртым, размещённые в дубль-блоке (дальние, с большой трубой как на ЧАЭС)
К реакторам нового типа с повышенным уровнем безопасности относились энергоблоки 3 и 4 Курской АЭС (начало строительства – 1978 и 1981 года, ввод в эксплуатацию – 1984 и 1986 соответственно), 3 и 4 Чернобыльской АЭС (начало строительства – 1972 и 1971 года, ввод в эксплуатацию – 1982 и 1984 соответственно), 1 и 2 Смоленской АЭС (начало строительства – 1975 и 1976 года, ввод в эксплуатацию – 1983 и 1985 соответственно). Кроме того, сюда же относят и 3 и 4 энергоблоки Ленинградской АЭС (начало строительства – 1973 и 1975 года, ввод в эксплуатацию – 1980 и 1981 соответственно), но они были промежуточными, отличаясь устройством ряда систем как от более ранних, так и более поздних энергоблоков.
Игналинская АЭС
Отдельно следует упомянуть об Игналинской АЭС. Её оснастили модифицированной версией реактора – РБМК-1500. Как можно догадаться из индекса, электрическая мощность данного реактора составляла 1500 МВт. Достигалось увеличение путём интенсификации теплообмена в ТВК при сохранении размеров реактора.
Однако реальная мощность составляла 1300 МВт, так как на номинале и повышенной мощности происходило неравномерное выгорание топлива и растрескивание оболочек ТВЭлов. До аварии на ЧАЭС в 1986 году успели сдать в эксплуатацию один блок (начало строительства – 1975, ввод в эксплуатацию – 1984 год). Ещё один блок должны были пустить в 1986 году, однако из-за аварии на ЧАЭС пуск и ввод в эксплуатацию перенесли на год (начало строительства – 1978, ввод в эксплуатацию – 1987 год). Также после аварии заработал третий блок Смоленской АЭС с реактором РБМК-1000 (начало строительства – 1984, ввод в эксплуатацию – 1990 год). Все остальные достраивавшиеся блоки (КАЭС-5 (строительство остановлено в 2012 на степени готовности 85%), ЧАЭС-5 и 6 (строительство остановлено в 1986 году), САЭС-4 (строительство остановлено в 1993 году), ИАЭС-3 (строительство остановлено в 1988 году)) были законсервированы.
В дальнейшем планировалось ещё увеличить мощность реактора за счёт увеличения диаметра топливных каналов и других ухищрений с топливными кассетами (РБМК-2000 и РБМК-3600), использования перегретого пара (проекты РБМКП-2400 и РБМКП-4800). Кроме того, существовал более поздний проект МКЭР, который предполагалось оснащать двойной защитной оболочкой, четырёхконтурной системой принудительной циркуляции воды против двухконтурной у РБМК, а также рядом новшеств, направленных на снижение расхода топлива и повышение КПД. Тем не менее, ни один из этих проектов дальнейшего развития не получил.
Подводя итог. Реактор большой мощности канальный электрической мощностью 1000 МВт (или РБМК-1000) представляет из себя циклопическое сооружение, которое массово распространилось по АЭС Советского союза и на протяжении многих лет являлось флагманом отечественной атомной индустрии. При этом большинство энергоблоков с этим реактором до сих эксплуатируются, хоть и с условием постоянной модернизации для повышения безопасности. О недостатках машины (в том числе и критических) мы поговорим в одной из следующих частей цикла (причём ближе к концу). А в следующей части — о ЧАЭС, Припяти и Чернобыльском крае.
Источник: habr.com
Восемь уроков Чернобыля: как их выучила атомная промышленность России
35 лет назад на Чернобыльской АЭС прогремел взрыв, унесший десятки жизней и приведший к радиоактивному заражению значительной части Европы. Какие выводы из этой трагедии сделала атомная промышленность России — в материале РБК
В ночь на 26 апреля 1986 года на Чернобыльской АЭС (ЧАЭС) взорвался реактор четвертого энергоблока. По некоторым оценкам, эта авария стала крупнейшей в истории атомной энергетики как по числу пострадавших, так и по нанесенному ущербу. Властям пришлось долгое время бороться с пожаром в реакторе, полностью эвакуировать город Припять, потратить огромные средства на дезактивацию территории и консервацию энергоблока.
В течение первых трех месяцев после аварии скончался 31 человек, преимущественно работники ЧАЭС и пожарные, прибывшие тушить пожар. Более ста специалистов, принимавших участие в ликвидации последствий катастрофы, перенесли острую лучевую болезнь. По некоторым оценкам, СССР потратил около $130 млрд, чтобы справиться со всеми последствиями этой трагедии.
РБК обобщил факторы, приведшие к такому развитию событий, и предложил государственной корпорации «Росатом» прокомментировать их. Аналогичные запросы были направлены в МАГАТЭ и Курчатовский институт. Агентство к моменту публикации материала не ответило, институт предложил использовать информацию с его сайта.
1. Проблемы с реактором РБМК
Эксплуатировавшиеся на ЧАЭС водно-графитовые реакторы типа РБМК на урановом топливе, созданные в СССР на основе реакторов для производства оружейного плутония, имеют «врожденный» недостаток — так называемый положительный паровой коэффициент реактивности, то есть в определенных ситуациях при повышении мощности реактора далее она может начать расти неконтролируемо и непредсказуемо. Это делает эти реакторы, составлявшие каркас советской атомной энергетики, нестабильными и ядерноопасными. На апрель 1986 года реактор РБМК имел десятки нарушений и отступлений от действующих правил ядерной безопасности. Советские специалисты неоднократно предупреждали об этом, но их выводы фактически игнорировались, как и зарубежные исследования, посвященные безопасности атомных станций.
Комментарий «Росатома». Современные российские реакторы типа РБМК и ВВЭР соответствуют всем современным нормам и требованиям безопасности, в том числе международным требованиям МАГАТЭ. Это подтверждают регулярно проводимые международными организациями проверки и инспекции.
Сейчас сооружаются реакторы российского дизайна только типа ВВЭР. После 1986 года специалистами атомной отрасли проделана огромная работа в области повышения безопасности реакторов типа РБМК. После всестороннего анализа причин аварии на Чернобыльской АЭС были реализованы, в частности, следующие технические мероприятия по повышению безопасности действующих реакторов РБМК-1000:
— активная зона реакторов переведена на уран-эрбиевое топливо с обогащением 2,8% (что привело к снижению парового коэффициента реактивности почти в десять раз);
— повышена эффективность аварийной защиты (АЗ) реактора за счет увеличения количества стержней АЗ с 24 до 33 штук;
— увеличен оперативный запас реактивности до 43–48 регулирующих стержней;
— внедрены исполнительные механизмы быстрой аварийной защиты (системы управления и защиты реактора — СУЗ), позволяющие осуществлять полный ввод стержней АЗ в активную зону реактора не более чем за 2,5 секунды (защита от разгона и расплавления топливной матрицы);
— реализован автоматический ввод в активную зону реактора стержней СУЗ типа УСП (укороченные стержни-поглотители) по сигналу аварийной защиты, тем самым повышена безопасность увеличением эффективности действия защитных органов;
— стержни СУЗ устаревшей конструкции с вытеснителем заменены на кластерные регулирующие органы, что позволило снизить эффект обезвоживания контура охлаждения СУЗ на номинальном уровне мощности почти в четыре раза, а также уменьшить время полного ввода стержней в активную зону с 18 до 7 секунд (таким образом, исключена возможность разгона реактора);
— увеличено количество внутриреакторных датчиков контроля нейтронного потока, устанавливаемых в реактор для контроля поля энерговыделения (по радиусу — до 182 штук, по высоте — до 72 штук);
— внедрена система сейсмической защиты реакторной установки при землетрясении;
— в проекты энергоблоков включена противоаварийная мобильная техника для предотвращения и ослабления последствий запроектных аварий.
Кроме того, была выполнена модернизация и реконструкция целого ряда систем реактора. Ежегодно на реакторах РБМК-1000 выполняются работы по управлению ресурсными характеристиками графитовых кладок.
Эти мероприятия обеспечили надежную и безопасную работу атомных станций с РБМК-1000. Их безопасность подтверждалась в ходе многочисленных международных проектов (МАГАТЭ, TACIS, EBRD).
При этом происходит постепенный вывод из эксплуатации энергоблоков с реакторами РБМК-1000 и замена их на самые современные в мире энергоблоки с реакторами поколения 3+ — ВВЭР-1200 и ВВЭР-ТОИ.
Единственным институтом Российской академии наук, специализирующимся в области комплексных исследований проблем безопасности объектов атомной энергетики и промышленности, является Институт проблем безопасного развития атомной энергетики (ИБРАЭ) РАН. Созданный в 1988 году для исследования последствий аварии на Чернобыльской АЭС, ИБРАЭ РАН за десятилетия работы превратился в один из самых известных и авторитетных в мире научных центров в области ядерной и радиационной безопасности. При этом институт является независимым от «Росатома» исследовательским центром, находящимся в ведении Министерства науки и высшего образования.
ИБРАЭ РАН осуществляет широкое научное сотрудничество с ведущими зарубежными и международными организациями, в числе которых Комиссариат по альтернативной и атомной энергии и Институт радиационной защиты и ядерной безопасности Франции, Ядерный исследовательский центр в Карлсруэ (Германия), Международное агентство по атомной энергии, Всемирная ядерная ассоциация, Агентство по атомной энергии Организации экономического сотрудничества и развития и многие другие организации. В качестве высококвалифицированной экспертной организации ИБРАЭ РАН участвует в реализации ряда межправительственных соглашений и международных программ в партнерстве с правительственными и коммерческими институтами США, Германии, Франции, стран Скандинавии и других стран.
С 2018 года ИБРАЭ РАН является членом Всемирной ядерной ассоциации (World Nuclear Association) — международной организации, которая объединяет более 180 ведущих предприятий и организаций атомной отрасли и задачами которой являются популяризация и продвижение атомной энергетики и оказание поддержки предприятиям атомной отрасли.
2. Проблемы с аварийной защитой
Советский проект реактора РБМК из соображений экономии не предполагал сооружения защитной бетонной купольной оболочки, которая к тому времени уже использовалась в других странах. Аварийная защита РБМК, осуществляемая путем ввода в активную зону реактора стержней из карбида бора с графитовыми вытеснителями, также обладала серьезным недостатком — так называемым концевым эффектом. В результате при попытке экстренно остановить реактор в аварийной ситуации его мощность могла поначалу расти. Введение в действие аварийной защиты занимало около 20 секунд. При аварии в Чернобыле стержни застряли на середине пути.
Комментарий «Росатома». Современные АЭС — это абсолютно новый технологический этап развития атомной энергетики. В новых блоках АЭС с реакторами ВВЭР-1200 использованы новейшие достижения и разработки, отвечающие всем современным международным требованиям.
Самый мощный на сегодняшний день реактор ВВЭР-1200 обладает тремя ключевыми преимуществами: он высокопроизводителен, долговечен и безопасен. Главной особенностью проекта ВВЭР-1200 является уникальное сочетание активных и пассивных систем безопасности, делающих станцию максимально устойчивой к внешним и внутренним воздействиям. В проекте реализован полный комплекс технических решений, позволяющих обеспечить безопасность АЭС и исключить выход радиоактивных продуктов в окружающую среду.
В частности, энергоблок оснащен двумя защитными оболочками с вентилируемым пространством между ними. Внутренняя защитная оболочка обеспечивает герметичность объема, где расположена реакторная установка. Внешняя оболочка способна противостоять природным (смерчи, ураганы, землетрясения, наводнения и т.д.), техногенным и антропогенным (взрывы, падение самолета и т.д.) воздействиям на АЭС.
Пассивные системы безопасности станции способны функционировать даже в случае полной потери электроснабжения, могут выполнять все функции обеспечения безопасности без участия активных систем и вмешательства оператора.
На новых энергоблоках применена система пассивного отвода тепла (СПОТ), которая обеспечивает длительный отвод тепла от активной зоны реактора в условиях отсутствия всех источников электроснабжения. При необходимости система включается без постороннего вмешательства и работает под влиянием исключительно природных факторов. Благодаря гидроемкостям первой и второй ступени в случае чрезвычайной ситуации, когда давление в первом контуре падает ниже определенного уровня, происходит подача жидкости в реактор и охлаждение активной зоны. Таким образом, ядерная реакция гасится большим количеством борсодержащей воды, поглощающей нейтроны.
В проекте ВВЭР-1200 предусмотрена система пассивной фильтрации пространства между внешней и внутренней защитными оболочками энергоблока. Она позволяет исключить выход радиоактивности в окружающую среду через наружную защитную оболочку в любых ситуациях, связанных с отказом активной системы спецвентиляции. Кроме того, в нижней части защитной оболочки АЭС установлено устройство локализации расплава (УЛР), или «ловушка» расплава, предназначенное для локализации и охлаждения расплава активной зоны реактора в случае гипотетической аварии, которая может привести к повреждению активной зоны реактора.
Проверки на российских АЭС проводятся в соответствии с годовым планом работ, графиком проверок, а также поручениями руководства концерна «Росэнергоатом» и госкорпорации «Росатом». В случае ухудшения показателей безопасной эксплуатации АЭС проводятся целевые проверки, направленные на углубленное изучение причин ухудшения состояния безопасности и принятие необходимых корректирующих действий по их устранению.
Кроме того, на российских АЭС регулярно проводятся международные партнерские проверки с участием специалистов МАГАТЭ и ВАО АЭС (Всемирная ассоциация организаций, эксплуатирующих атомные электростанции).
3. Проблемы с обеспечением безопасности при строительстве станции
При строительстве ЧАЭС с ведома директора станции Виктора Брюханова из-за дефицита материалов и других проблем был нарушен ряд требований, обязательных при сооружении объектов такого рода: вместо огнестойких тросов использовались обычные, крыша турбинного зала была залита битумом и т.п. Город Припять находился в 3 км по прямой от ЧАЭС. В санитарной зоне, которая должна была защищать население от излучения низкой интенсивности, при попустительстве властей появились огороды и дачи горожан.
Комментарий «Росатома». Безусловным приоритетом для инжинирингового дивизиона «Росатома» является обеспечение безопасности реализуемых проектов на основе принципа глубоко эшелонированной защиты, то есть применении системы барьеров на пути распространения ионизирующих излучений и радиоактивных веществ в окружающую среду с целью защиты населения, а также системы технических мер по сохранению эффективности этих барьеров.
В соответствии с концепцией глубоко эшелонированной защиты предусмотрены системы безопасности, предназначенные для выполнения следующих основных функций безопасности:
— аварийного останова реактора и поддержания его в подкритическом состоянии;
— аварийного отвода тепла от реактора;
— удержания радиоактивных веществ в установленных границах;
— отвода тепла от ядерного топлива при его хранении.
Во всех проектах АЭС поколения 3+ предусмотрена защита станции от мощного землетрясения (8 баллов и выше по шкале MSK-64 в зависимости от места расположения), падения самолета, внешней воздушной ударной волны, торнадо и наводнений.
Специалисты инжинирингового дивизиона «Росатома» применяют интегрированную систему менеджмента (ИСМ), которая разработана, документирована, сертифицирована и функционирует в соответствии с требованиями международных стандартов ISO 9001, ISO 14001, OHSAS 1800 с учетом законодательных и нормативных требований, действующих в атомной отрасли, а также рекомендаций норм МАГАТЭ по безопасности.
В течение всего периода проектирования, сооружения и ввода в эксплуатацию энергоблока на площадке работает авторский надзор — инженеры генеральной проектной организации, осуществляющие оперативный надзор соответствия выполняемых работ утвержденному проекту.
Все строительные материалы и оборудование перед использованием на строительной площадке проходят обязательный входной контроль со стороны заказчика, генеральной проектной организации, генерального подрядчика и компаний — изготовителей оборудования.
При выборе площадки для сооружения АЭС учитываются следующие основные требования:
— возможность размещения АЭС с точки зрения выполнения экологических норм;
— близость к источнику водоснабжения;
— сейсмичность района (согласно федеральным нормам не более 7 баллов по шкале MSK-64);
— благоприятный рельеф местности, подходящее качество грунта, низкий уровень грунтовых вод;
— достаточные размеры территории для размещения станции с учетом ее возможного будущего расширения, обеспечения санитарно-защитной зоны;
— развитая инфраструктура местности в районе строительства — близость к транспортным магистралям, линиям электропередачи;
— климатические особенности региона (количество осадков, вероятность смерчей, сила ветра, температурные максимумы и минимумы в течение года).
Окончательное решение о выборе места строительства АЭС принимается на основании технико-экономического анализа, позволяющего определить оптимальный вариант.
4. Проблемы с согласованием испытаний на АЭС
Авария на ЧАЭС произошла ночью, в ходе плановых испытаний, которые предполагали остановку реактора и которые первоначально предполагалось провести днем. Однако они были перенесены на более позднее время из-за указания диспетчера Киевских энергосетей в связи с большой потребностью промышленности в энергии в конце квартала. Окончательное решение о проведении испытаний принял главный инженер ЧАЭС. К этому времени они были просрочены уже на два года.
Комментарий «Росатома». Согласно нормативно-технической документации, действующей в «Росэнергоатоме», для АЭС с ректорами типа РБМК-1000 и ВВЭР (ВВЭР-440, ВВЭР-1000, работающих в рамках 12-месячного топливного цикла) плановый останов энергоблоков для замены топливных элементов и обслуживания реакторных установок проводится один раз в год. Для АЭС с реакторами ВВЭР-1000 и ВВЭР-1200, работающих в 18-месячном топливном цикле, плановый останов выполняется один раз в полтора года.
Процедура планирования и проведения на АЭС планового останова реакторов для замены топливных элементов и обслуживания проводится силами АЭС с участием подрядных организаций. При этом сама процедура планирования и проведения на АЭС планового останова реакторов для замены топливных элементов и обслуживания находится под непрерывным контролем со стороны руководства и ремонтной службы АЭС, «Росэнергоатома» и Ростехнадзора.
Правовые основы регулирования режимов работы Единой энергосистемы (ЕЭС) России установлены федеральным законом «Об электроэнергетике». Ответственность за выполнение данной функции возложена на АО «Системный оператор Единой энергосистемы» (СО ЕЭС).
Перед окончанием ремонтных работ АЭС направляет заявку на испытания генерирующего оборудования (турбогенератора) по форме в соответствии с требованиями СО ЕЭС. Такая заявка согласовывается с техническими и сбытовыми службами «Росэнергоатома», разрешение дает заместитель генерального директора концерна. В заявке указываются: сроки, основные работы, причина подачи заявки, программа переключений, в соответствии с которой осуществляются пусковые операции, а также режимные указания диспетчера, компенсирующие мероприятия (при необходимости). Заявка на испытания при выходе энергоблока из ремонта не имеет отношения к операциям по изменению состояния ядерной установки (реактора), а следовательно, к безопасности. Все изменения состояния реакторной установки проводятся в соответствии с технологическим регламентом энергоблока и условиями действия лицензии.
СО ЕЭС управляет режимами работы энергообъектов (в том числе АЭС) и формирует диспетчерские графики нагрузок электростанций для обеспечения надежного функционирования Единой энергосистемы. Формирование диспетчерских графиков АЭС зависит от оперативно-диспетчерской ситуации в ЕЭС, учитывающей ремонты и режимы работы других генерирующих и сетевых объектов, а также прогнозное и фактическое потребление. В случае вывода в ремонт той или иной линии электропередачи СО ЕЭС имеет возможность ограничить выработку электростанций. При этом такие ограничения в отношении АЭС вводятся в одну из последних очередей. Чаще всего это происходит в период новогодних праздников, когда снижается уровень потребления электроэнергии, или в период майских праздников, когда к снижению потребления добавляется рост выработки ГЭС из-за паводка.
5. Проблемы во взаимодействии персонала АЭС и в работе автоматических систем станции
В ночь на 26 апреля 1985 года реактором четвертого энергоблока ЧАЭС управлял 25-летний Леонид Топтунов. Соответствующую должность он занял совсем недавно. В ходе испытаний он был вынужден выполнять указания заместителя главного инженера ЧАЭС Анатолия Дятлова, хотя не всегда был согласен с ними. К этому времени Дятлов провел на рабочем месте более суток без сна. Готовя реактор к остановке, Топтунов преждевременно дал команду с пульта об этом — из-за того, что не ввел в специализированную ЭВМ «Скала» новое минимальное значение, она использовала прежнее, нулевое.
Комментарий «Росатома». На реакторах типа РБМК-1000 за прошедшие годы выполнен целый ряд организационных мероприятий по исключению ошибок персонала. На всех АЭС с реакторами этого типа введены в работу полномасштабные тренажеры для обучения и тренировок персонала, на блочном щите управления выполнена доработка интерфейса представления информации оператору в части сигнализации о вводе-выводе защит и блокировок.
Система централизованного контроля «Скала» заменена на информационно-измерительную систему «Скала-Микро», в которой реализован трехмерный контроль распределения энерговыделения, в пять раз уменьшена периодичность контроля индивидуальных параметров реактора (с 10 до 2 секунд), в 12 раз — температурных параметров реактора (с 60 до 5 секунд).
Профессиональная надежность персонала является ключевым аспектом в обеспечении безопасной и эффективной работы АЭС. Подготовка на должность работников АЭС осуществляется в учебно-тренировочных подразделениях (УТП) и непосредственно в подразделениях АЭС.
Учебные помещения УТП оснащены современными техническими средствами обучения — полномасштабными и аналитическими тренажерами, тренажерными обучающими системами, учебными стендами. Выполнение работниками определенных видов деятельности осуществляется при наличии у них разрешений Ростехнадзора.
Задачи по повышению и поддержанию надежности человеческого фактора в «Росэнергоатоме» возложены на лаборатории психофизиологического обеспечения (ЛПФО), где также проводятся психофизиологические обследования работников. Первоочередная задача ЛПФО — проведение психофизиологического обследования и соответствующего отбора работников и контроля их профессионально важных личностных качеств для выявления ранних признаков психологической дезадаптации.
К профессионально важным качествам относятся: мотивация к профессиональной деятельности (приоритет безопасности); готовность к выполнению профессиональных обязанностей (ответственность, добросовестность, дисциплинированность, строго регламентированный и взвешенный подход к работе); способность действовать в сложных условиях (самоконтроль, эмоциональная устойчивость и стабильность в стрессовых ситуациях, нештатных ситуациях); способность работать в команде (готовность к сотрудничеству и взаимодействию, адаптивность и коммуникативные способности); познавательная активность и обучаемость (аналитические способности); лидерство для обеспечения безопасности.
Психофизиологическое обследование проводится как при приеме на работу, так и при назначении на новую должность. Это позволяет определить, насколько индивидуально-психологические особенности кандидата соответствуют требованиям профессиональной деятельности.
Психофизиологическое обследование проводится ежегодно для должностей работников АЭС, влияющих на безопасность, что позволяет отслеживать профессиональную надежность работников. В случае отрицательной динамики им назначается психологическая и психофизиологическая поддержка. Внеплановое обследование проводится после перенесенного тяжелого заболевания, травмы, длительного перерыва в трудовой деятельности, для выявления ранних признаков психологической дезадаптации, снижающих надежность персонала.
Ежегодно специалисты ЛПФО АЭС проводят около 10 тыс. психофизиологических обследований персонала.
Психологи АЭС проводят также тренинги по отработке навыков самоконтроля, стрессоустойчивости, коммуникации в сменах, присутствуют на тренажерных занятиях персонала, анализируя действия в нештатных ситуациях, дают обратную связь.
В 2020 году более 11 тыс. работников АЭС прошли психологическую подготовку, которую осуществляют специалисты ЛПФО, в объеме 35 000 часов обучения.
Подготовка на должность оперативного персонала АЭС проводится по индивидуальным программам, которые разрабатываются на основе должностных инструкций и с учетом уровня знаний работника и включают в себя теоретическую подготовку, практическую подготовку, подготовку к выполнению работ на оборудовании, подконтрольном органам государственного надзора (если требуется по должности), стажировку на рабочем месте.
Практическая подготовка в зависимости от должности включает занятия на тренажерах (полномасштабном, аналитическом, тренажере местных щитов управления, оборудования и систем) или занятия в учебных мастерских и лабораториях с использованием образцов оборудования АЭС, учебных стендов, измерительных приборов, инструментов. Для оперативного персонала блочного щита управления в программу подготовки на должность обязательно включается подготовка на тренажерах.
Работники из числа оперативного персонала после успешного прохождения проверки знаний и получения разрешения Ростехнадзора (если требуется по должности) проходят так называемое дублирование. Дублирование оперативного персонала проводится с целью формирования навыков выполнения должностных обязанностей, включая управление действующим оборудованием и системами под наблюдением и с разрешения другого работника, ответственного за дублирование. При прохождении дублирования работник проходит не менее двух индивидуальных противоаварийных тренировок.
Кроме того, на российских АЭС не реже одного раза в месяц проводятся противоаварийные тренировки персонала с привлечением кризисного центра «Росэнергоатома» и центра технической поддержки.
6. Проблемы с получением достоверной информации о ситуации на АЭС и информированием населения
В первые секунды после взрыва находящиеся на ЧАЭС сотрудники станции не поняли, что произошло. Они не представляли себе уровень излучения, не могли воспользоваться индивидуальными дозиметрами и средствами защиты, у них не было оперативного доступа к мощным радиометрам. Передаваемые в Москву поначалу данные также не отражали всей полноты катастрофы — ни уровень излучения, ни масштаб разрушений.
Комментарий «Росатома». Радиационный контроль на АЭС осуществляет отдел радиационной безопасности. Наблюдение за радиационной обстановкой в санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения АЭС осуществляется с использованием автоматизированной системы контроля радиационной обстановки (АСКРО), передвижных лабораторий, установок радиационного контроля атмосферного воздуха, переносных приборов.
Система АСКРО позволяет получать информацию по всем радиационным параметрам в режиме онлайн. В 2020 году разработана научно обоснованная методика размещения постов АСКРО вокруг АЭС, направленная на повышение эффективности системы новых и действующих АЭС.
Основные требования к организации, номенклатуре контролируемых параметров, периодичности, средствам и методам радиационного контроля объектов окружающей среды в районах расположения АЭС определены методическими указаниями, согласованными ФМБА России. Радиационный контроль окружающей среды в районах расположения проводится в соответствии с соответствующими регламентами, с учетом типа реакторных установок и особенностей районов их расположения. Результаты радиационного контроля окружающей среды представляются в радиационно-гигиенических паспортах организаций и в ежегодных отчетах о радиационной обстановке в районах расположения АЭС.
Для информирования населения о радиационной обстановке в пристанционном городе и крупных населенных пунктах пятикилометровой зоны установлены информационные табло, показывающие значение мощности эквивалентной дозы в реальном масштабе времени.
Организация радиационного контроля (объем, периодичность, точки контроля, исполнители, учет результатов) на АЭС определена соответствующими регламентами, согласованными региональными управлениями ФМБА России. Кроме того, ими проводится независимый выборочный радиационный контроль объектов окружающей среды и продуктов питания местного производства.
Личный состав аварийно-спасательных формирований АЭС оснащен индивидуальными дозиметрами, средствами индивидуальной защиты (СИЗ), медицинскими аптечками, приборами радиационного контроля. Персонал АЭС обеспечен СИЗ (противогазы, респираторы) в соответствии с нормативными требованиями. Личный состав аварийно-спасательных формирований АЭС обеспечен СИЗ согласно нормативам, утвержденным МЧС России.
На АЭС для проведения йодной профилактики всему персоналу выдан препарат стабильного йода (калий йодид) из расчета потребления на пять-семь суток. Препарат хранится на рабочих местах. Персонал АЭС, входящий в аварийно-спасательные формирования, обеспечен медицинскими СИЗ (комплекты индивидуальные гражданской защиты, противорадиационные аптечки).
Для защиты персонала от всех видов ионизирующего излучения, паров радиоактивного йода и др. используются защитные сооружения ГО. Фонд защитных сооружений обеспечивает укрытие персонала максимальной работающей смены АЭС, личного состава воинской и пожарной частей, работников подрядных организаций.
Предусмотрено дистанционное управление АЭС из так называемых защищенных пунктов управления противоаварийными действиями АЭС, которые находятся в специализированных помещениях, защищенных от внешних воздействий. Например, на Ленинградской АЭС таких пунктов три: на первой очереди с реакторами РБМК, на новых блоках типа ВВЭР и в пристанционном городе.
Все данные о радиационной обстановке из системы АСКРО поступают в единый кризисный центр «Росэнергоатома», а также размещаются в открытом доступе на сайте www.russianatom.ru.
Дозовые нагрузки персонала АЭС регламентированы федеральным законом РФ «О радиационной безопасности населения». Регламентируемые значения основных пределов доз облучения не включают дозы, создаваемые естественным радиационным и техногенно измененным радиационным фоном, а также дозы, получаемые гражданами (пациентами) при проведении медицинских рентгенорадиологических процедур и лечения.
На каждой АЭС осуществляется учет индивидуальной дозы облучения работника в течение года, а также в течение пяти лет и за весь период трудовой деятельности (в соответствии с законодательством).
Все АЭС укомплектованы дозиметрами в количествах, достаточных для контроля доз облучения всего персонала, который должен стоять на дозиметрическом учете.
Информация о дозах облучения фиксируется в карточках учета индивидуальных доз облучения, а также в автоматизированной системе индивидуального дозиметрического контроля (АСИДК) концерна «Росэнергоатом», предназначенной для управления дозовыми нагрузками персонала. Детальная информация о дозах облучения персонала АЭС предоставляется в территориальные органы государственного санитарно-эпидемиологического надзора и в «Росатом», а также в Единую государственную систему контроля и учета доз облучения персонала и населения ФМБА.
На АЭС России в течение длительного периода продолжается процесс снижения облучаемости персонала. Основные дозовые пределы соблюдаются на всех АЭС, исключено несанкционированное превышение контрольного уровня индивидуальной дозы облучения на АЭС, равного 18 мЗв.
Неотъемлемой частью обеспечения радиационной безопасности на АЭС является непрерывный радиационный контроль, в том числе контроль целостности защитных барьеров посредством эксплуатации Системы радиационного контроля (СРК) АЭС. Эксплуатируемые на атомных станциях СРК обеспечивают получение и обработку информации о параметрах, характеризующих радиационное состояние АЭС и окружающей среды, в том числе в случае проектных и запроектных аварий, а также состояние станции при выводе из эксплуатации. СРК АЭС включают автоматизированные системы радиационного контроля, контроля радиационной обстановки, индивидуального дозиметрического контроля, а также оборудование оперативного радиационного контроля и лабораторного анализа. Для соответствия современным требованиям на все этапах жизненного цикла станций системы радиационного контроля на всех российских АЭС модернизируются в плановом порядке.
7. Проблемы в работе пожарных на АЭС
Прибывшие для тушения пожара на ЧАЭС служащие военизированной пожарной части № 2, обслуживавшей станцию, также не представляли всю опасность ситуации. У них не было дозиметров, радиометров, они носили обыкновенную пожарную форму, использовали стандартное оборудование, их рации из-за огромного радиационного фона перестали работать. Присоединившиеся к ним пожарные Киевской области находились в таком же положении. При этом последние было слабо осведомлены об особенностях работы на АЭС — совместные учения проводились раз в год.
Комментарий «Росатома». Подготовка работников пожарно-спасательной службы осуществляется в соответствии с программой, утвержденной приказом МЧС России (от 26.10.2017 № 472) «Об утверждении порядка подготовки личного состава пожарной охраны». Обучение особенностям технологических процессов на АЭС осуществляется на базе учебно-тренировочных подразделений АЭС.
При этом на АЭС одобрено применение автоматических установок водяного, пенного, газового пожаротушения, а также основной и специальной пожарной техники, мобильных роботизированных установок пожаротушения и установок формирования и подачи компрессионной пены.
Подразделения пожарной охраны АЭС оснащены пожарными автоцистернами, насосно-рукавными автомобилями, автомобилями воздушно-пенного тушения, аварийно-спасательными автомобилями, в том числе радиационной и химической разведки, пожарными коленчатыми подъемниками, автомобилями-базами газодымозащитной службы, штабными автомобилями и другой специальной техникой.
Максимальное расстояние от очага возгорания, на котором могут работать пожарные, зависит от интенсивности теплового и ионизирующего излучения. Радиационная защита обеспечена на аварийно-спасательном автомобиле радиационной и химической разведки, оснащенном радиационно-защитными костюмами для личного состава.
Учения специализированных подразделений пожарно-спасательной службы проводятся не реже одного раза в квартал совместно с персоналом подразделений АЭС.
Совместные учения с привлечением гражданских пожарно-спасательных подразделений ближайших населенных пунктов проводятся не реже одного раза в год, специальных требований по оснащению последних экипировкой и техникой не установлено.
8. Проблемы с информированием гражданского населения
Население Припяти было официально проинформировано властями об аварии только через 36 часов, все это время оно жило обычной жизнью и подвергалось серьезному облучению. Тогда же началась «временная» эвакуация города. Для нее пришлось использовать общественный транспорт Киева и других ближайших городов, что привело к частичному параличу автобусного сообщения в регионе.
Комментарий «Росатома». В случае ухудшения радиационной обстановки система АСКРО переходит в режим ускоренного обмена информацией. При достижении соответствующих критериев на АЭС вводится план мероприятий по защите персонала, осуществляется оповещение пятикилометровой зоны по локальной системе оповещения. Также в соответствии с планом оповещаются все заинтересованные стороны (органы местного самоуправления, «Росатом», Ростехнадзор, МЧС России и др.).
Эвакуация населения требуется в случае, если прогнозируемые уровни облучения в результате аварии могут достигнуть значений, при которых возникает угроза жизни или здоровью. При этом рассматриваются как клинически определяемые эффекты (детерминированные), так и возможные вероятностные (стохастические) негативные последствия, которые могут возникнуть в отдаленный период. Соответствующие критерии установлены в Санитарных правилах и нормах Российской Федерации.
Ежегодно на одной из АЭС концерна «Росэнергоатом» проводятся комплексные противоаварийные учения с привлечением всех участников аварийного реагирования, как на атомной станции, так и в районе ее расположения, в том числе органы местного самоуправления, МЧС России, МВД России, Министерство обороны. В рамках таких учений отрабатывается полный комплекс вопросов противоаварийного реагирования, в том числе вопросы логистики привлекаемых сил и средств, а также эвакуации населения.
Источник: www.rbc.ru