Вывод оборудования одного канала систем безопасности на максимальный возможный срок при работе энергоблока на мощности

Обновлено: 28.03.2024

В настоящее время Технологическим регламентом безопасной эксплуатации энергоблока № 3 Калининской АЭС 03.-.ПУ.0024.02 устанавливается срок, в течение которого возможна эксплуатация энергоблока на мощности при неработоспособном оборудовании систем безопасности (СБ) - для большинства оборудования 72 часа (с опробованием оборудования двух других каналов). По истечении этого времени блок должен быть остановлен. При двух неработоспособных каналах СБ блок должен быть остановлен немедленно.

Но возможны и происходили на практике ситуации, когда из-за отказа одного элемента канала СБ приходится останавливать блок на длительное время. В то же время нет количественной оценки влияния отказа этого конкретного элемента на безопасность энергоблока.

В связи с выходом РБ-101-16 устанавливаются количественные критерии приемлемости ухудшения уровня безопасности энергоблока (в том числе из-за отказа элемента канала СБ) и появляется возможность обосновать плановый вывод элементов канала СБ в ремонт на мощности. АО «Концерн Росэнергоатом» в настоящее время проводит эту работу, пилотным блоком был выбран энергоблок № 3 Калининской АЭС.

1. Требования нормативных документов

Руководство по безопасности при использовании атомной энергии «Рекомендации по применению риск-информативного метода при обосновании рискинформативных решений, связанных с безопасностью блока атомной станции» РБ-101-16 устанавливает критерии приемлемости риск-информативных решений, связанных в том числе с изменениями условий безопасной эксплуатации и проектной и эксплуатационной документации.

Риск-информативное решение является обоснованным, если в том числе оцененный риск блока АС (его увеличение) является приемлемым ( п.11 стр. 3). В Приложении 6 приведены вероятностные критерии приемлемости риска на основе суммарной вероятности тяжелых аварий для блока АС на интервале в один год (рис. 1) и суммарной вероятности большого аварийного выброса для блока АС на интервале в один год (рис. 2).

Если увеличение ВПБ находится в области III, риск является приемлемым; если в области II, то для реализации решения необходимы компенсирующие меры для снижения риска; если в области I, то решение отклоняется как неприемлемое.

Можно видеть, что если частота повреждения зоны (ЧПЗ) равна целевому ориентиру 10-5 1/(реактор·год) из НП-001-15, то для реализации решения без корректирующих мер увеличение ЧПЗ должно быть не более 10-7 1/(реактор·год), с корректирующими мерами - не более 9·10-7 1/(реактор·год).

Для 3 блока Калининской АЭС базовая ЧПЗ равна 9,83·10-6 1/(реактор·год), в том числе: значение ЧПЗ в реакторе составило 7,74·10-6 1/(реактор·год), значение частоты повреждения топлива в бассейне выдержки - 2,09·10-6.

Вывод оборудования одного канала систем безопасности на максимальный возможный срок при работе энергоблока на мощности
Вывод оборудования одного канала систем безопасности на максимальный возможный срок при работе энергоблока на мощности

Рис.2. Оценка приемлемости риска на основе суммарной вероятности большого аварийного выброса для блока АС на интервале в один год

2.Способ расчета

Вероятность отказа элемента из-за вывода в ремонт на n суток:


для вывода в ремонт на 15 суток, где 540 суток - время работы на мощности в полуторагодичной топливной кампании.

В качестве базовой логико-вероятностной модели была взята логиковероятностная модель, разработанная в рамках ВАБ-1 для режима работы на мощности 104 % от номинальной в топливном цикле 18 месяцев и для стояночных режимов для блока № 3 Калининской АЭС. В эту логико-вероятностную модель были добавлены отказы для учета влияния выведенных элементов СБ на суммарную ВТА.

В базовую модель ВАБ-1 были внесены следующие изменения:

  • в дерево отказов выводимых систем добавлены трансферы MAINT1,2,3GR1,2,3,4,5,6-PLAN, указывающие на незапуск элементов канала СБ из группы оборудования, выведенной в ремонт на мощности. Данные трансферы включают в себя базисные события MAINT1,2,3-GR1,2,3,4,5,6-PLAN-7, моделирующие незапуск данной группы элементов СБ в связи с выводом в ремонт. Этот отказ происходит в случае, если блок находился в состоянии «Работа на мощности», в связи с этим в данных трансферах через логический оператор « И» трансфером NOM смоделировано, что рассматриваемый незапуск возникнет на остановленном блоке. С помощью оператора «не или» было указано, что одновременно нельзя выводить более двух каналов СБ. В гейт оператора добавлены базисные события, указывающие на запрещенные в рассматриваемом режиме конфигурации. Таким же путем из списка минимальных сечений исключались те, в которые попали одновременно элементы из разных конфигураций;
  • учтено, что выведенные на мощности элементы не будут выводиться в стояночных режимах, с помощью трансферов РЕМОНТ1-3.

Модель ВАБ была изменена в части:

  • построены деревья отказов для обеспечивающих систем, рассматриваемых в данной работе, которые планируется выводить в ремонт в режиме работы блока № 3 на мощности, не учтенных в предыдущих моделях ВАБ 1 уровня;
  • приведены к актуальному состоянию деревья событий для групп исходных событий «Административный холодный останов при отказе двух каналов СБ» (SC2) в эксплуатационных состояниях 0, 11, 12 и исходного события «Отказ трех каналов системы технической воды группы «А» для БВ» в эксплуатационных состояниях 3, 8.;
  • в деревьях отказов НO-BZ и НО для подпитки деаэратора ХОВ смоделировано, что задвижки могут быть открыты и насосы системы химобессоленной воды (UA) запущены вручную. Возможные ошибки персонала, влияющие на работу системы, также учтены.

В первой части работы была рассчитана ЧПЗ при выводе в ремонт всего оборудования (которое можно вывести без препятствий для работы блока на мощности) поочередно каждого канала СБ на 7, 10, 15 суток. Результаты расчетов представлены в табл. 1.

Результаты проведенных расчетов для 1 части работы

Вывод оборудования одного канала систем безопасности на максимальный возможный срок при работе энергоблока на мощности

Можно видеть, что увеличение ЧПЗ для 7 суток (ЧПЗ = 1,58·10-5 1/реакт.*год) превышает допустимое увеличение при вводе компенсирующих мер, следовательно данное риск-информативное решение неприемлемо.

В связи с отрицательным результатом в первой части работы был рассмотрен другой вариант вывода оборудования канала СБ в ремонт. Были исключены из рассмотрения дизельгенераторы и системы техводы ответственных потребителей, вносившие наибольший вклад в рост ЧПЗ. Оставшееся оборудование каждого канала разбито на 7 групп по СБ: в 1 группе спринклерная система и система аварийного и планового расхолаживания, во 2 - система ввода бора низкого давления и т.д. Каждая группа каждого канала выводится отдельно на срок 7, 10 или 15 суток (табл. 2).

Перечень групп оборудования 1 канала СБ энергоблока № 3 Калининской АЭС, которые предлагается выводить в плановый ремонт при работе энергоблока на мощности

Вывод оборудования одного канала систем безопасности на максимальный возможный срок при работе энергоблока на мощности
Вывод оборудования одного канала систем безопасности на максимальный возможный срок при работе энергоблока на мощности
Вывод оборудования одного канала систем безопасности на максимальный возможный срок при работе энергоблока на мощности
Вывод оборудования одного канала систем безопасности на максимальный возможный срок при работе энергоблока на мощности
Вывод оборудования одного канала систем безопасности на максимальный возможный срок при работе энергоблока на мощности
Вывод оборудования одного канала систем безопасности на максимальный возможный срок при работе энергоблока на мощности
Вывод оборудования одного канала систем безопасности на максимальный возможный срок при работе энергоблока на мощности
Вывод оборудования одного канала систем безопасности на максимальный возможный срок при работе энергоблока на мощности

Изменение риска блока АС будет приемлемым, если базовое значение суммарной вероятности тяжелых аварий 9,83·10-6 1/(реактор·год) возрастет на величину не более 1,2·10-7 и составит не более 9,95·10-6 1/(реактор·год). Результаты расчетов представлены в табл. 3.

Результаты проведенных расчетов для 2 варианта вывода оборудования

Вывод оборудования одного канала систем безопасности на максимальный возможный срок при работе энергоблока на мощности

Из полученных результатов можно сделать вывод: максимальное время, на которое группа оборудования канала СБ может быть выведена в плановый ремонт без превышения предела из РБ-101-16, составляет 15 суток.

В работе рассмотрена возможность вывода в ремонт групп оборудования каналов СБ 3-го блока Калининской АЭС при работе блока на мощности на срок до 15 суток.

Проведенные расчеты показывают, что изменение риска энергоблока является приемлемым при реализации риск-информативного решения, заключающегося в плановом выводе групп оборудования каналов СБ в ремонт поочередно каждой группы на 15 суток.

Доклад
Анализ безопасности атомных электрических станций
расположенных на территории Российской Федерации
за период с 01.01.91 г. по 31.12.2000 г.

На данный момент на десяти атомных электростанциях России эксплуатируется 30 энергоблоков. Характеризуя состояние безопасности действующих атомных станций, необходимо отметить, что эксплуатация их осуществляется в соответствии с требованиями правил и норм по безопасности, которые были заложены на период их создания и реализованы в соответствующих проектах, но на настоящий момент ни одна из станций не отвечают современным требованиям безопасности в полной мере.

На сегодня ни одна из действующих АЭС не имеет процедурно законченного обоснования безопасности, содержащего выводы о состоянии безопасности и анализ возможных последствий нарушений эксплуатации энергоблоков.

Только в 2000 г. органами государственного надзора выявлено на энергоблоках АЭС и обеспечивающих предприятиях и предписано к устранению 1930 нарушений федеральных норм и правил в области использования атомной энергии и условий действия лицензий (из них 1227 - в процессе эксплуатации АЭС). При этом 11 нарушений не были устранены в установленные предписаниями сроки.

Нашпигованная лишенная должного контроля над ядерными объектами великая держава, каковой является бывший Советский Союз представляет гораздо большую опасность, чем когда-либо. Возникает вопрос: неужели никого не насторожила прокатившаяся по России волна аварий на ядерных объектах. Обратимся к фактам. На одних только АЭС России за период с 01.01.91 г. по 31.12.2000 г. было 1187 нарушений в работе.

Такое состояние АЭС усугубляется значительным физическим и моральным износом оборудования, недостаточной его надежностью, несовершенством проектных решений, заложенных при создании ядерно- и радиационно-опасных объектов. Это также связано с длительным использованием атомной энергии в мирных и оборонных целях без законодательного регулирования, что породило многочисленные проблемы, требующие безотлагательного решения (вывод из эксплуатации блоков АЭС первого и второго поколения, не соответствующих требованиям безопасности, модернизация и реконструкция действующих объектов, захоронение радиоактивных отходов и др.).

Сведения об авторе доклада:

Владимир Михайлович Кузнецов - начальник инспекции по надзору за ядерной и радиационной безопасностью объектов атомной энергетики Госатомнадзора России (1987-1992 гг.), главный редактор бюллетеня “Радиация и общество”, выпускаемого при содействии Международного Чернобыльского Фонда безопасности и Российского Зеленого Креста, автор более 90 публикаций по проблемам безопасности объектов атомной энергетики (в том числе книг “Государственная радиация”, 1994 г., “Руководство по обеспечению радиационной безопасности при локализации и ликвидации радиационных аварий и катастроф на объектах России”, 1997 г., "Российская атомная энергетика: Вчера, сегодня, завтра. Взгляд независимого эксперта". Москва, 2000г. “Плавучие АЭС России: угроза Арктике, мировому океану и режиму нераспространения”, Москва, 2000 г., 2001), член Высшего Экологического Совета Комитета по экологии Государственной Думы Российской Федерации, директор программы по ядерной и радиационной безопасности Российского Зеленого Креста, член Международного технического комитета по стандартизации ТК- 322 “Атомная техника”.

АЭС Российской Федерации эксплуатируются надежно и безопасно, что подтверждается результатами регулярных проверок как независимых органов (Ростехнадзора), так и международных организаций (ВАО АЭС и др.). С 1998 года на российских АЭС не зафиксировано ни одного нарушения безопасности, классифицируемого выше первого уровня по Международной шкале INES.

системы-безопасности.jpg

Высокая степень безопасности АЭС России обеспечена множеством факторов. Основные из них - это принцип самозащищенности реакторной установки, наличие нескольких барьеров безопасности.

Необходимо отметить также применение на современных российских атомных энергоблоках активных (то есть требующих вмешательства человека и наличия источника энергоснабжения) и пассивных (не требующих вмешательства оператора и источника энергии) систем безопасности. Кроме того, на всех станциях действует культура безопасности на всех этапах жизненного цикла: от выбора площадки (обязательно только в тех в местах, где отсутствуют запрещающие факторы) до вывода из эксплуатации. Во многом благодаря сочетанию этих элементов опыт стабильной эксплуатации водо-водяных реакторов ВВЭР составляет уже более 1400 реакторо-лет.

Обеспечение безопасности эксплуатации реакторов

В реакторах ВВЭР применена конструкция активной зоны, которая обеспечивает «самозащищенность» реактора или его «саморегулирование». Если поток нейтронов увеличивается, растет температура в реакторе и повышается паросодержание. Но реакторные установки сконструированы таким образом, что само повышение паросодержания в активной зоне приведет к ускоренному поглощению нейтронов и прекращению цепной реакции. Этот эффект специалисты называют отрицательным «коэффициентом» реактивности, как температурным, так и паровым. Таким образом, сама физика реактора обеспечивает самозащищенность на основе естественных обратных связей («отрицательная реактивность»).

Чтобы быстро и эффективно остановить цепную реакцию, нужно «поглотить» выделяемые нейтроны. Для этого используется поглотитель (как правило, карбид бора). Стержни с поглотителем вводятся в активную зону, нейтронный поток поглощается, реакция замедляется и прекращается. Для того, чтобы стержни попали в активную зону при любых условиях, на российских АЭС их подвешивают над реактором и удерживают электромагнитами. Такая схема гарантирует опускание стержней даже при обесточивании энергоблока: электромагниты отключатся и стержни войдут в активную зону просто под действием силы тяжести (без каких-либо дополнительных команд персонала). В этом отличие отечественных проектов от американского, использованного в Японии на АЭС «Фукусима-1» (он предполагал введение стержней снизу).

На российских АЭС в основном применяются двухконтурные схемы, в которых тепло может отводиться без участия каких-либо внешних источников водоснабжения. Двухконтурная схема принципиально более безопасна, чем использованная в Японии одноконтурная, потому что все радиоактивные среды находятся внутри защитной оболочки (контайнмента), а в первом контуре нет пара - риск «оголения» топлива и его перегрева принципиально ниже. Кроме того, реакторы ВВЭР комплектуются 4 парогенераторами, системы отвода тепла многопетлевые, то есть в них обеспечиваются значительные резервы воды. Если все же подача воды через резервные трубы необходима, на АЭС установлены отдельные насосы аварийного расхолаживания (по насосу на каждую трубу).

На российских АЭС с водо-водяными реакторами (ВВЭР) с учетом принципа единичного отказа и возможного необнаруживаемого отказа предусмотрены три независимых канала систем безопасности, каждый из которых может выполнить функции всей системы. Системы безопасности рассчитаны на ликвидацию максимальной проектной аварии с разрывом главного циркуляционного трубопровода первого контура максимального диаметра. Запасы воды также обеспечены многократно: сначала она будет подана из резервных емкостей, установленных в самом энергоблоке, а затем, если этой воды будет все еще недостаточно, вода начнет подаваться из трех дополнительных резервуаров. Питание всех резервных насосов обеспечивается также автономно: каждый будет работать от своего дизель-генератора. Все генераторы располагаются в отдельных строениях, что не допускает их одномоментного выхода из строя. Любой из этих каналов (в случае отказа остальных) обеспечивает полный отвод тепла.

Работа всех этих защитных систем вместе потребуется только в случае максимальной проектной аварии. Все это количество воды, пролитое в реактор, аккумулируется специальной системой сбора и охлаждения. Собранную воду система подаст в активную зону вновь, то есть, как говорят специалисты, будет обеспечена рециркуляция теплоносителя.


4 барьера безопасности

Система безопасности современных российских АЭС состоит из четырех барьеров на пути распространения ионизирующих излучений и радиоактивных веществ в окружающую среду. Первый - это топливная матрица, предотвращающая выход продуктов деления под оболочку тепловыделяющего элемента. Второй - сама оболочка тепловыделяющего элемента, не дающая продуктам деления попасть в теплоноситель главного циркуляционного контура. Третий - главный циркуляционный контур, препятствующий выходу продуктов деления под защитную герметичную оболочку. Наконец, четвертый - это система защитных герметичных оболочек (контайнмент), исключающая выход продуктов деления в окружающую среду. Если что-то случится в реакторном зале, вся радиоактивность останется внутри этой оболочки.

Все российские современные ядерные реакторы типа ВВЭР имеют контайнмент. При этом оболочка рассчитана не только на внешнее воздействие - например, падение самолета, смерч, ураган или взрыв. Контайнмент выдерживает внутреннее давление в 5 кг/см2 и внешнее воздействие от ударной волны, создающей давление 30 кПа, и падающего самолета массой 5 тонн. То есть если предположить, что вся поданная в реактор вода превратится в пар и, как в гигантском чайнике, будет давить изнутри на крышку, то оболочка выдержит и это колоссальное давление. Таким образом, купол энергоблока находится как бы в постоянной готовности принять удар изнутри. Для этого оболочка выполнена из «предварительно напряженного бетона»: металлические тросы, натянутые внутри бетонной оболочки, придают дополнительную монолитность конструкции, повышая ее устойчивость.

Объем контайнмента довольно большой - 75 тыс. куб. метров, риск скопления в нем водорода во взрывоопасной концентрации значительно меньше, чем на АЭС «Фукусима-1». В случае аварии для снижения давления пара внутри защитной оболочки установлена спринклерная система, которая из-под купола блока разбрызгивает раствор бора и других веществ, препятствующих распространению радиоактивности. Там же ставятся рекомбинаторы водорода, не позволяющие этому газу скапливаться и исключающие возможность взрыва.


Системы безопасности и специальные устройства

В частности, одним из элементов системы аварийного охлаждения активной зоны современных российских АЭС являются специальные емкости с борной кислотой, находящиеся над реактором. Каждая емкость представляет собой толстостенный сосуд из двухслойной стали объемом 60 кубических метров, работающий под давлением в 60 атмосфер и выше. В случае максимальной проектной аварии - разрыва первого контура охлаждения реактора - содержимое этих емкостей самотеком оказывается внутри активной зоны реактора, и цепная ядерная реакция гасится большим количеством борсодержащего вещества, хорошо поглощающего нейтроны. Такого количества раствора достаточно для охлаждения активной зоны до подключения системы аварийного расхолаживания и охлаждения бассейна выдержки.

Принцип глубокоэшелонированной защиты предполагает также наличие такой концепции безопасности, которая предусматривает не только средства предотвращения аварий, но и средства управления последствиями запроектных аварий, обеспечивающих локализацию радиактивных веществ в пределах гермооболочки. К ним относятся упомянутые выше системы удаления водорода (с пассивными рекомбинаторами); защиты первого контура от превышения давления; отвода тепла через парогенераторы; отвода тепла от защитной оболочки и устройство локализации расплава (так называемая «ловушка расплава»). Например, система отвода тепла от защитной оболочки обеспечивает долговременный отвод тепла при любых аварийных ситуациях, в том числе и при полном обесточивании АЭС. Что касается устройства локализации расплава, то оно обеспечивает локализацию расплава и исключает возможность его выхода за пределы гермооболочки при любых сценариях. Впервые им была оснащена АЭС «Тяньвань» в Китае, построенная по российскому проекту. Оно предусмотрено также и в новом проекте «АЭС-2006». Фактически это холодный тигель, расположенный под реактором и заполненный так называемым «жертвенным» материалом из оксидов железа и борной кислоты, который позволяет мгновенно заглушить реакцию. Его наличие позволяет гарантировать, что расплавленное топливо, «упав» в этот огнеупорный стакан, останется в стабильном состоянии, то есть будет сохранена подкритичность расплава.



Обеспечение устойчивости к землетрясениям

Стечение природных катаклизмов на территории расположения АЭС в России, которые могут повлечь за собой аварию, сопоставимую с аварией на станции «Фукусима-1», невозможно. В настоящее время все российские АЭС находятся в зонах низкой сейсмоопасности. В европейской части нашей страны, на Великорусской плите, которая считается устойчивым массивом, землетрясения либо не происходят вовсе, либо происходят, но с небольшой интенсивностью (не более 5-6 баллов по шкале Рихтера).

Действующими нормами запрещено размещать АЭС: на площадках, расположенных непосредственно на активных разломах; на площадках, сейсмичность которых характеризуется интенсивностью максимальных расчетных землетрясений (далее - МРЗ) более 9 баллов по шкале сейсмической активности Медведева-Шпонхойера-Карника; на территории, в пределах которой нахождение атомных электростанций запрещено природоохранным законодательством.

Защита от аварий, террористических атак

Наконец, наличие собственных сил гражданской обороны и ликвидации последствий чрезвычайных ситуаций (ГО и ЧС) на каждой АЭС делает максимально оперативным реагирование на нештатные ситуации. Эти подразделения находятся в постоянной готовности и оснащены необходимыми техническими средствами, в том числе резервными источниками питания и резервными насосами. Обычные пожарные машины могут подключаться к любому энергоблоку через специальные штуцеры на корпусах блоков, которые разнесены на разные стороны с тем, чтобы не быть одновременно поврежденными. Существуют специальные штабы по управлению кризисными ситуациями (например, Ситуационно-кризисный центр Росатома и такой же собственный центр АО «Концерн Росэнергоатом»), осуществляется планирование мероприятий в случае ЧС, регулярно проводятся соответствующие учения. Такие антикризисные центры в случае необходимости оперативно согласуют свои действия с МЧС РФ и Министерством энергетики РФ. Наконец, существуют также убежища и средства защиты персонала на площадке каждой АЭС.



С точки зрения защиты от террористов, все действующие АЭС надежно охраняются Внутренними войсками МВД России, которые имеют необходимое вооружение, технику и оснащение. Система охраны периметра объектов построена таким образом, что любой террорист (нарушитель) будет задержан на линии охраны. Пронос (провоз) на территорию АЭС запрещенных предметов (оружие, боеприпасы и пр.) невозможен, на всех КПП установлены приборы обнаружения и видеонаблюдения. Таким образом, совершение противоправных действий, которые повлекут тяжкие последствия для жизни и здоровья граждан, маловероятно.

Прочие меры по обеспечению защиты

На всех российских станциях после аварии на Чернобыльской АЭС были проведены дополнительные исследования возможных аварийных ситуаций и путей их преодоления. Были предприняты усилия по минимизации роли человеческого фактора в кризисных ситуациях, была проведена модернизация систем безопасности на старых станциях. В результате на всех действующих станциях нашей страны есть несколько систем, которые включаются одна за другой в случае возникновения ситуации обесточивания, полностью исключая возможность такого развития событий, какое имело место в Японии.

Наконец, на всех российских атомных станциях установлена автоматическая система контроля радиационной обстановки (АСКРО). Она предусматривает наличие датчиков, которые фиксируют уровень радиации вокруг радиационно опасных объектов в режиме реального времени. Показания этих приборов передаются на специальный сайт в Интернете.


Если рассматривать безопасность АЭС, получивших разрешение на продление сроков эксплуатации, то любое подобное продление - это итог масштабной работы по проверке состояния всех систем и конструкционных материалов. При продлении принимается во внимание ресурс оборудования, получаются подтверждения конструкторов, которые обязаны гарантировать безопасность своего объекта сверх проектных сроков. Только при наличии таких гарантий может быть вынесено решение о продлении. На всех энергоблоках АЭС, получивших лицензию Ростехнадзора на продление срока службы сверх проектного, был выполнен комплекс работ по крупномасштабной модернизации и замене оборудования и систем АЭС, обеспечивших достижение уровня современных требований к состоянию безопасности АЭС.

Однако бесконечно продлением заниматься нельзя, потому что есть фактор старения материалов, кроме того, невозможно на старые реакторы поставить некоторые новые системы безопасности. Поэтому идет работа по строительству в Российской Федерации новых энергоблоков взамен выбывающих старых. На каждом из них стоимость систем безопасности, предотвращающих радиоактивное воздействие на население и окружающую среду при самых неблагоприятных условиях (падение тяжелого самолета, землетрясение, цунами, взрывная волна), составляет около 40% от общей стоимости сооружения. Конечная цель - гарантировать, что ни при каком сценарии не будет угрозы выхода радиоактивности за пределы площадки.

В связи с событиями в Японии, приведшими к аварии на АЭС «Фукусима», Концерном «Росэнергоатом» разработан и выполнен анализ сценариев возможного развития аварий на российских АЭС с определением мероприятий для смягчения последствий и снижения воздействия на население и окружающую среду в случае тяжелой запроектной аварии. Мероприятия по повышению устойчивости к экстремальным внешним воздействиям для строящихся, находящихся на этапе ввода в эксплуатацию и проектируемых АЭС, по объему и содержанию аналогичны мероприятиям для эксплуатируемых АЭС. К ним относятся: анализ защищенности объекта при экстремальных внешних воздействиях по методике, предложенной Ростехнадзором; программа реализации дополнительных проектных решений для снижения последствий запроектных аварий на АЭС; установка дополнительного оборудования (автономных мобильных дизель-генераторов и мобильных насосных установок). В 2011-2012 годах на все АЭС осуществлена поставка дополнительной передвижной противоаварийной техники. В 2012-2014 годах осуществлена подготовка проектно-сметной документации, проведены расчеты, анализы и обоснования, поставлено дополнительное оборудование и материалы. В 2012 году было завершено оснащение всех действующих АЭС мобильной противоаварийной техникой на общую сумму 2,6 млрд руб. Продолжается выполнение долгосрочных мероприятий (до 2021 года), направленных на реализацию и внедрение на АЭС дополнительных проектных решений.

Более подробную информацию об обеспечении безопасности АЭС России можно получить на сайте АО «Концерн Росэнергоатом»

Читайте также: