Общая характеристика ядерных энергетических установок судов (ЯЭУС)

В 2009 году Ростехнадзор осуществлял государственное регулирование и надзор за ядерной и радиационной безопасностью ядерных энергетических установок судов и объектов их жизнеобеспечения, а также организаций, выполняющих работы и предоставляющих услуги для эксплуатирующих организаций.

В отчетном периоде поднадзорным организациям выдано 33 лицензии (в

2008 году - 17 лицензий). Внесены изменения в условия действия выданной ранее одной лицензии (в 2008 году - 2).

Под государственным надзором находятся 10 атомных судов и 5 судов атомно-технологического обслуживания (далее - суда АТО) ФГУП «Атомфлот» Государственной корпорации по атомной энергии «Росатом». Состояние атомных судов и судов АТО на 31.12.2009 приведено в табл. 21–22.

Таблица 21. Техническое состояние атомных судов

Наименование судна		Год постройки		Число реакторов	Техническое состояние
А/л «Ленин»					Выведен из эксплуатации. Активные зоны выгружены. Ошвартован у причала морского вокзала г. Мурманска как музей атомного ледокольного флота
А/л «Арктика»					В эксплуатации, активные зоны выгружены
А/л «Сибирь»					В эксплуатационном резерве. Активные зоны выгружены
А/л «Россия»					В эксплуатации
А/л «Советский Союз»					В эксплуатации
А/л «Ямал»					В эксплуатации
А/л «Таймыр»					В эксплуатации
А/л «Вайгач»					В эксплуатации
«Севморпуть»					В эксплуатационном резерве. Активная зона выгружена
А/л «50 лет					В эксплуатации

Таблица 22. Техническое состояние судов АТО

Наименование судна	Назначение судна	Техническое состояние
Плавтехбаза (птб) «Имандра»	Хранение свежего и отработавшего ядерного топлива (ОЯТ)	В эксплуатации
Птб «Лотта»	Хранение ОЯТ	В эксплуатации
Птб «Лепсе»	Хранение ОЯТ	Выведена из эксплуатации. Идет подго товка к выгрузке ОЯТ и утилизации птб
«Володарский»	Временное хранение ТРО	Выведен из эксплуатации
Спецтанкер «Серебрянка»	Транспортирование ОЯТ в контейнерах, временное хранение ЖРО	В эксплуатации

ФГУП «Атомфлот» осуществляет эксплуатацию, а также обеспечивает базирование атомных судов и судов АТО, ремонт оборудования ЯЭУ, хранение и переработку радиоактивных отходов (РАО), проведение транспортно-погрузочных и технологических операций с ядерным топливом.

Cостояние ядерной и радиационной безопасности на ФГУП «Атомфлот» соответствует требованиям федеральных норм и правил в области использования атомной энергии.

Под государственным надзором находятся судостроительные и судоремонтные заводы: ОАО «Балтийский завод», ОАО «ПО «Севмаш», ОАО «Амурский судостроительный завод» и его филиал - завод судового оборудования «Восток», ОАО «ДВЗ «Звезда» и другие предприятия, выполняющие работы и оказывающие услуги для эксплуатирующей организации (всего 16 организаций). На ОАО «ДВЗ «Звезда» осуществляется эксплуатация плавучего завода по переработке ЖРО (ПЗО-500) и временного хранилища РАО. На ОАО «Балтийский завод» ведутся работы по сооружению головного плавучего энергоблока атомной теплоэлектростанции малой мощности. На ОАО «Амурский судостроительный завод» и ОАО «ПО «Севмаш» строительство атомных судов в отчетный период не велось.

На предприятиях судостроительной отрасли уровень обеспечения ядерной и радиационной безопасности соответствует требованиям федеральных норм и правил в области использования атомной энергии.

Под государственным надзором находятся комплексы стендов-прототипов корабельных ядерных энергетических установок в организациях ФГУП «НИТИ имени А.П. Александрова» и ФГУП «ГНЦ РФ - ФЭИ». Состояние стендов-прототипов на 31.12.2009 приведено в табл. 23.

Таблица 23. Состояние стендов-прототипов на 31.12.2009

Наименование стенда-прототипа	Эксплуатирующая организация	Техническое состояние
		В эксплуатации
		В эксплуатации
		В эксплуатации в режиме окончательного остано ва с выгруженной активной зоной, находящейся в хранилище стенда
		Вывод из эксплуатации (этап консервации)
		Вывод из эксплуатации
		Вывод из эксплуатации

Нарушений федеральных норм и правил в области использования атомной энергии при эксплуатации стендов-прототипов не выявлено.

Проведение инспекций

В отчетном периоде центральным аппаратом, Северо-Европейским и Дальневосточным межрегиональными территориальными управлениями по надзору за ядерной и радиационной безопасностью Ростехнадзора проведена 101 инспекция (в 2008 году - 112 инспекций), из них 1 - комплексная, 66 - целевые, 34 - оперативные (в 2008 году - 1 комплексная, 78 целевые, 33 оперативные). Выявлено и предписано к устранению 161 нарушение (в 2008 году - 170 нарушений), в том числе:

нарушений требований норм и правил в области использования атомной энергии - 70 (в 2008 году - 58);

нарушений условий действия лицензии - 91 (в 2008 году - 112).

По выявленным нарушениям выдавались акты-предписания и/или предписания на их устранение, проводилось заслушивание руководителей структурных подразделений поднадзорных организаций. Наложен штраф за нарушение федеральных норм и правил в области использования атомной энергии на двух физических лиц. Невыполненных в установленные сроки предписаний в отчетном периоде не было. Причинами выявленных нарушений являются в основном недисциплинированность и халатное исполнение обязанностей персоналом, слабый контроль со стороны руководства. Внеплановые инспекции не проводились.

Нарушения в работе

На поднадзорных объектах использования атомной энергии аварий и аварийных происшествий в 2009 году и в 2008 году не было.

На атомных судах ФГУП «Атомфлот» Государственной корпорации по атомной энергии «Росатом» зарегистрировано 13 эксплуатационных происшествий (в 2008 году - 15) по классификации Положения о порядке классификации, расследования и информации о нарушениях в работе объектов атомного флота (РД 31.20.42–93). Причинами происшествий являются: течи парогенераторов - 7; неисправности механического оборудования - 3; неисправности в контрольно-измерительных системах - 1; ошибка персонала - 2.

Течь трубной системы парогенераторов (в том числе до выработки ресурса трубной системы) остается наиболее частым эксплуатационным происшествием при эксплуатации атомных судов.

Коренные причины выхода из строя трубных систем парогенераторов в полной мере не определены. Поиск причин появления трещин в трубных системах парогенераторов продолжен с участием материаловедческих и других организаций.

На стендах ФГУП «НИТИ им А.П. Александрова» произошли 2 эксплуатационных происшествия (в 2008 году - 0) по классификации Положения о порядке расследования и учета нарушений в работе исследовательских ядерных установок (НП-027–01).

Зарегистрированные эксплуатационные происшествия к превышению пределов безопасной эксплуатации не привели и были устранены в соответствии с требованиями инструкций по эксплуатации. Радиационная обстановка при всех происшествиях оставалась в пределах нормы.

Дозовые нагрузки

Обеспечение радиационной безопасности и организация радиационного контроля в поднадзорных организациях осуществляется в соответствии с требованиями нормативных документов. В течение отчетного периода случаев переоблучения персонала не зафиксировано. Дозовые нагрузки штатного и привлекаемого персонала ниже пределов контрольных уровней. Безопасность персонала и населения с точки зрения воздействия радиационных факторов обеспечена.

Вывод из эксплуатации

Ядерные энергетические установки судов из эксплуатации в отчетном периоде не выводились.

Обращение с радиоактивными отходами и источниками ионизирующих излучений

Обращение с РАО и ИИИ осуществлялось в соответствии с требованиями нормативных документов по установленной технологической схеме с соблюдением мер радиационной безопасности. Своевременно проводятся инвентаризации РАО и ИИИ.

Несанкционированных выбросов и сбросов РАО не выявлено. На объектах и прилегающих к ним территориях радиоактивного загрязнения не зафиксировано. Степень готовности поднадзорных организаций и их соответствующих подразделений позволяет обеспечить эффективное проведение мероприятий по ликвидации радиационных аварий и их последствий.

Состояние работы с ИИИ в поднадзорных предприятиях оценивается как удовлетворительное. Эксплуатация ИИИ производится в соответствии с требованиями нормативной и эксплуатационной документации.

Анализ деятельности эксплуатирующих организаций по повышению безопасности ядерных энергетических установок судов

Проектантами атомных судов и ядерных энергетических установок (ОАО «ЦКБ «Айсберг», ФГУП «ОКБМ», ФГУП «НПО «Аврора» и РНЦ «Курчатовский институт») проведен анализ выполнения требований федеральных норм и правил «Общие положения обеспечения безопасности ядерных энергетических установок судов» (НП-022–2000), «Правила ядерной безопасности ядерных энергетических установок судов» (НП-029–01) на атомных судах, разработаны и согласованы с Ростехнадзором предложения о порядке работ в обеспечение выполнения требований указанных федеральных норм и правил. На основании анализа и предложений проектантов эксплуатирующей организацией оформлены для каждого атомного судна решения о внедрении мероприятий по повышению уровня безопасности реакторных установок, в которых определены исполнители и сроки выполнения запланированных мероприятий.

Выполнение указанных решений находится на контроле Ростехнадзора. Состояние ядерной и радиационной безопасности ядерных энергетических установок судов соответствует требованиям федеральных норм и правил и оценивается как удовлетворительное.

Состояние ядерной и радиационной безопасности

В поднадзорных организациях уровень обеспечения ядерной и радиационной безопасности соответствует требованиям норм и правил в области использования атомной энергии.

Предметом особого внимания Ростехнадзора является хранение ОЯТ на птб «Лепсе». Вследствие длительного хранения часть ядерного топлива, находящегося в хранилище птб «Лепсе», классифицируется как дефектное или аварийное. В баках хранилища высокая суммарная радиоактивность, в связи с чем экипаж птб «Лепсе» размещен в береговых помещениях, сооруженных у причала ФГУП

«Атомфлот».

В рамках международного сотрудничества по проекту комплексной утилизации птб «Лепсе» разработан и утвержден федеральными органами исполнительной власти эскизный проект вывода из эксплуатации судна. Разработка рабочего проекта комплексной утилизации птб «Лепсе», спланированная на 2009 год, не начата из-за отсутствия финансирования этих работ.

Они осуществляют добычу урановой руды, ее обогащение и изготовление топливных элементов для ядерных энергетических реакторов (ЯЭР), переработку радиоактивных отходов. Их хранение и окончательное размещение.

ЯТЦ делятся на 3 группы:

1. Предприятия урановой промышленности.

2. Радиохимические заводы.

3. Места захоронения радиоактивных заводов.

К предприятиям урановой промышленности относятся объекты, осуществляющие:

Добычу урановой руды (открытой разработкой или из шахт);

Обработку урановой руды, включающие предприятия по очистке урановой руды на специальных дробилках в несколько этапов
и обогащению методом газовой диффузии.

Процесс приготовления ядерного топлива включает получение порошкообразного диоксида урана, его таблетирование методом порошковой металлургии, изготовление тепловыделяющих элементов (ТВЭ) и тепловыделяющих сборок (ТВС), которые в последующем используются в ЯЭР.

Отработанное в ядерных реакторах топливо может отправляться на захоронение, но может быть переработано с извлечением необходимых компонентов и частично повторно (дополнительно) использовано.

Переработка отработанного топлива осуществляется на перерабатывающих предприятиях (радиохимических заводах), на которых осуществляется разделка ТВЭ, растворение топлива, химическое отделение урана, плутония, цезия, стронция, др. изотопов и изготовление различных расщепляющихся материалов (ядерного топлива в боеприпасах, источников ионизирующих излучений, индикаторов и т.д.).

Радиоактивные отходы радиохимических заводов направляются на захоронение, которое осуществляется в бетонных емкостях в естественных или искусственных полостях.

Наиболее характерными авариями на предприятиях ядерного топливного цикла являются:

Возгорание горючих компонентов и радиоактивных материа-
лов;

Превышение критической массы делящихся веществ;

Появление течей и разрывов в резервуарах-хранилищах;

Характерные аварии с готовыми изделиями.

Атомная станция (АС) - это электростанция, на которой ядерная (атомная) энергия преобразуется в электрическую и тепловую. На АС тепло, выделяющееся в ядерном реакторе, используется для получения водяного пара, вращающего турбогенератор (АЭС), и частично для подогрева теплоносителя (ACT, АТЭЦ

АС включает: ядерные энергетические реакторы, паровые турбины, системы трубопровода, конденсаторы.

АС включают: ядерные энергетические реакторы, паровые турбины, системы трубопроводов, конденсаторы, системы вывода генерируемой мощности и тепла.

В зависимости от используемого топлива, типа ядерной реакции и способа снятия тепла в мире разработано 7 основных типов ядерных энергетических реакторов. В России используются 4 типа реакторов:

Реакторы кипящего типа (ВВЭР-440) на тепловых нейтронах
с двухконтурным охлаждением реактора и съемом тепла водой;

Реакторы с водой под давлением (ВВЭР-1000);

Реакторы на быстрых нейтронах с охлаждением жидким натрием или магнием (БН);

Графитовые реакторы кипящего типа РБМК.

С точки зрения безопасности предпочтение имеют легководные реакторы типа ВВЭР-440 и ВВЭР-1000.

Основными причинами аварий на атомных станциях являются:

Нарушения технологической дисциплины оперативным персоналом АС и недостатки в его профессиональной подготовке;

Низкий уровень внимания и требовательности со стороны министерств и ведомств, организаций и учреждений, ответственных
за обеспечение безопасности АС на этапах проектирования, строительства и эксплуатации.

Объекты с ядерными энергетическими установками (ЯЭУ). Корабельные объекты с ЯЭУ оснащаются реакторами легководного и жидкометаллического типов. Принципиальными отличиями их от реакторов АС являются:

Использование в качестве топлива высокообогащенного урана;

Сравнительно малые размеры;

Высокая степень защиты (40-60 кгс/см 2 - для подводных лодок -и 10-20 кгс/см 2 -для надводных кораблей).

Специфическими причинами аварий на корабельных ЯЭУ являются: разгерметизация 1-го контура реактора и попадание забортной воды под биологическую защиту.

К войсковым атомным электростанциям (ВАЭС) относятся рециркуляцией теплоносителя. Особенностями ВАЭС являются:

Использования в качестве теплоносителя химически и пожароопасного вещества нитрина;

Отсутствие оболочки внешней защиты.

ВАЭС существуют в трех видах исполнения: плавучие, на ж.д. платформах и блочно-транспортные общим весом до 100 тонн.

Причинами аварий на ВАЭС служат:

Разгерметизация 1-го контура реактора;

Механические повреждения.

Отличительной особенностью космических ЯЭУ является их небольшой размер, что достигается использованием в качестве ядерного топлива высокоочищенного топлива с высоким содержанием стронция-90 и плутония-238. Специфические причины аварии на космических ЯЭУ: несанкционированный выход на запроектную мощность в результате удара или падения и нештатные ситуации на борту.

Ядерные боеприпасы (ЯБП) и взрывные устройства к ним в мирное время хранятся на складах в готовности к выдаче и боевому применению. Часть из них находится на боевом дежурстве. К наиболее характерным аварийным ситуациям с ЯБП относятся: столкновение и опрокидывание транспортных средств с ЯБП; пожары в сборочных помещениях, хранилищах, комплексах и воздействие грозовых разрядов.

Рассмотрим классификацию радиоактивных загрязнений при авариях на РОО.

Радиоактивные загрязнения делятся на:

1. Источники загрязнения
а) Производственные

В процессе производственной деятельности;

При снятии с эксплуатации отработавших ЯЭУ;

б). Аварийные

Затрагивающие персонал

Затрагивающие население;

в) Ядерные боеприпасы

2. По масштабы загрязнения
а) локальные

в) массовые

3. По агрегатному состоянию
а)твердое

в)газообразное

4. По особенностям загрязнений
а)первичное

б)вторичное

в)многократное

5 . По способам загрязнения

а) аэрозольное

б) контактное

6 . По видам загрязнений

а) глубинные

В 2009 году Комиссией при Президенте Российской Федерации по модернизации и технологическому развитию экономики России принято решение о реализации проекта «Создание транспортно-энергетического модуля на основе ядерной энергодвигательной установки мегаваттного класса».
АО «НИКИЭТ» определен Главным конструктором реакторной установки. Федеральное космическое агентство выдало НИКИЭТ лицензию № 981К от 29.08.2008 на осуществление космической деятельности. Проект не имеет мировых аналогов.

ОПЫТ СОЗДАНИЯ ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ И ЭНЕРГОДВИГАТЕЛЬНЫХ УСТАНОВОК КОСМИЧЕСКОГО НАЗНАЧЕНИЯ

На Семипалатинском полигоне с 1960 по 1989 год проводились работы по созданию ядерного ракетного двигателя.

Были созданы:

• реакторный комплекс ИГР;
• стендовый комплекс «Байкал-1» с реактором ИВГ-1 и двумя рабочими местами для отработки изделий 11Б91;
• реактор РА (ИРГИТ).

РЕАКТОР ИГР

Реактор ИГР является импульсным реактором на тепловых нейтронах с гомогенной активной зоной, представляющей собой кладку из содержащих уран-графитовых блоков, собранных в виде колонн. Отражатель реактора сформирован из аналогичных блоков, не содержащих урана.

Реактор не имеет принудительного охлаждения активной зоны. Выделившееся в процессе работы реактора тепло аккумулируется кладкой, а затем через стенки корпуса реактора передается воде контура расхолаживания.

РЕАКТОР ИГР

РЕАКТОР ИВГ-1 И СИСТЕМЫ ПОДАЧИ КОМПОНЕНТОВ

НАЗЕМНАЯ ОТРАБОТКА ТВС ЯРД (ИВГ-1)

ДОСТИГНУТЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ

1962–1966 годы

В реакторе ИГР проведены первые испытания модельных твэлов ЯРД. Результаты испытаний подтвердили возможность создания твэлов с твердыми поверхностями теплообмена, работающих при температурах свыше 3000 К, удельных тепловых потоках до 10 МВт/м2 в условиях мощного нейтронного и гамма-излучений (проведен 41 пуск, испытано 26 модельных ТВС различных модификаций).

1971–1973 годы

В реакторе ИГР проведены динамические испытания высокотемпературного топлива ЯРД на термопрочность, в ходе которых реализованы следующие параметры:

• удельное энерговыделение в топливе – 30 кВт/см3
• удельный тепловой поток с поверхности твэлов – 10 МВт/м2
• температура теплоносителя – 3000 К
• скорость изменения температуры теплоносителя при увеличении и снижении мощности – от 350 до 1000 К/с
• длительность номинального режима – 5 с

1974–1989 годы

В реакторах ИГР и ИВГ-1 проведены испытания ТВС различных типов реакторов ЯРД, ЯЭДУ и газодинамических установок с водородным, азотным, гелиевым и воздушным теплоносителями.

1971–1993 годы

Проведены исследования выхода из топлива в газообразный теплоноситель (водород, азот, гелий, воздух) в диапазоне температуры 400…2600 К и осаждения в газовых контурах продуктов деления, источниками которых являлись экспериментальные ТВС.

– это опасное техногенное происшествие на стационарных или транспортных энергоустановках, использующих атомную (ядерную) энергию деления или синтез. К числу ядерных энергетических установок относятся: стационарные АЭС с реакторами на тепловых и быстрых нейтронах, ядерные паропроизводящие установки (ЯППУ) для морских судов, ледоколов и ПЛ; ядерные энергетические установки для ракетно-космических систем; исследовательские и демонстрационные ядерные и термоядерные установки (импульсные и с магнитным удержанием плазмы).

Наиболее применяемыми в отечественной и мировой практике являются АЭС с реакторами трех видов: корпусного типа на тепловых нейтронах – водо-водяные энергетические реакторы (ВВЭР); большой мощности канальные (РБМК); на быстрых нейтронах (БН). Теплоносителем реакторов ВВЭР и РБМК является вода, реакторов БН – жидкий металл (натрий). В ЯППУ в качестве теплоносителя используется как вода, так и жидкий металл (свинец, висмут). Перспективными считаются атомные станции теплоснабжения (ACT) с реакторами типа ВВЭР. В России действует значительное количество исследовательских реакторов, в основном водо-водяных.

Термоядерные установки с импульсными реакторами (ИТЯР) и с реакторами с торообразными камерами магнитного удержания плазмы (ТОКАМАК) получают свое развитие в рамках ограниченного числа национальных и международных проектов.

Энергетические установки АЭС, ACT, ЯППУ с реакторами ВВЭР, РБМК и БН, мощностью от 100 до 1000 МВт, а также исследовательские реакторы в силу своей большой технической сложности характеризуются большим спектром аварий: от ядерных и радиационных в первом контуре до традиционных промышленных в первом, во втором и в ряде случаев в третьем контурах. Аварии могут возникнуть не только при эксплуатации атомных энергетических установок на мощности, но и при их транспортировке, загрузке, выгрузке и хранении ядерного топлива, при производстве плановых предупредительных и ремонтно-восстановительных работ, при выводе из эксплуатации, консервации и утилизации установок.

Наиболее опасны на атомных энергетических установках аварии и катастрофы с повреждением и расплавлением активной зоны и выходом во внешнюю среду радиоактивности (за пределы многоуровневой эшелонированной защиты – оболочки тепловыделяющих элементов, каналы, корпуса реакторов конфайменты и контайменты). Примерами таких тяжелых событий являются крупнейшие аварии и катастрофы на Чернобыльской АЭС (СССР) с реактором канального типа и на АЭС Три Майл Айленд (США) с реактором корпусного типа. Первичные и вторичные ущербы от них измеряются десятками и сотнями миллиардов долларов.

Следующими по тяжести являются аварии на парогенераторах АЭС с реакторами ВВЭР, на турбогенераторах АЭС с реакторами РБМК, на задвижках и внутрикорпусных устройствах АЭС с реакторами ВВЭР, на патрубках АЭС с реакторами БН.

В целях предотвращения таких аварий на стадиях проектирования и эксплуатации АЭС, ACT, ЯППУ проводится вероятностный анализ безопасности для всего набора аварийных ситуаций (штатных, нештатных, проектных, запроектных и гипотетических). При эксплуатации в соответствии с нормами и требованиями государственного надзора осуществляется контроль нарушений и аварий по международной шкале ядерных событий (с учетом срабатывания систем аварийной защиты, аварийного останова и выхода радиоактивности). Анализ вероятностей возникновения аварий на объектах атомной энергетики показал, что в зависимости от типов реакторов, видов аварий они находятся в пределах от 10 -2 до 10 -8 1/год и ниже, эти оценки позволяют обосновать и назначить мероприятия по повышению безопасности и снижению рисков аварий.

Международная шкала событий на АЭС представлена в табл. ниже.

Международная шкала событий АЭС

Уровень	Наименование	Критерий	Пример
Аварии 7	Глобальная авария	Выброс в окружающую среду большой части радиоактивных продуктов, накопленных в активной зоне, в результате которого будут превышены дозовые пределы для запроектных аварий*. Возможны острые лучевые поражения. Длительное воздействие на здоровье населения, проживающего на большой территории, включающей более чем 1 страну. Длительное воздействие на окружающую среду.	Чернобыль СССР, 1986
6	Тяжелая авария	Выброс в окружающую среду большой части радиоактивных продуктов, накопленных в активной зоне, в результате которого дозовые пределы для проектных аварий* будут превышены, а для запроектных – нет. Для ослабления серьезного влияния на здоровье населения необходимо введение планов мероприятий по защите работников (персонала) и населения в случае аварий в зоне радиусом 25 км, включающих эвакуацию населения.	Уиндскейл, Великобритания, 1957
5	Авария с риском для окружающей среды	Выброс в окружающую среду такого количества продуктов деления, который приводит к незначительному повышению дозовых пределов для проектных аварий** и радиационноэквивалентных выбросу порядка сотни ТБк иода-131. Разрушение большей части активной зоны, вызванное механическим воздействием или плавлением с превышением максимального проектного предела повреждения твэлов. В некоторых случаях требуется частичное введение планов мероприятий по защите персонала и населения в случае аварии (местная йодная профилактика и/или частичная эвакуация) для уменьшения влияния облучения на здоровье населения.	Три-Майл-Айленд, США, 1979
4	Авария в пределах АЭС	Выброс радиоактивных продуктов в окружающую среду в количестве, превышающем значения для уровня 3, который привел к переоблучению части персонала, но в результате которого не будут превышены дозовые пределы для населения**. Однако требуется контроль продуктов питания населения.	Сант-Лаурент, Франция, 1980
Происшествия 3	Серьезное происшествие	Выброс в окружающую среду радиоактивных продуктов выше допустимого суточного, но не превышающий 5-кратного допустимого суточного выброса газообразных летучих радиоактивных продуктов и аэрозолей и/или 1/10 годового допустимого сброса со сбросными водами. Высокие уровни радиации и/или большие загрязнения поверхностей на АЭС, обусловленные отказом оборудования или ошибками эксплуатации. События, в результате которых происходит значительное переоблучение работающих (персонала) (доза > 50 мЗв, > 5 бэр). При рассматриваемом выбросе не требуется принимать защитных мер за пределами площадки. Происшествия, при которых дальнейшие отказы в системах безопасности должны привести к авариям или разрушениям, при которых системы безопасности не способны предотвратить аварию, если произойдет исходное событие.	Ванделлос, Испания, 1989
2	Происшествие средней тяжести	Отказы оборудования или отклонения от нормальной эксплуатации, которые хотя и не защищают непосредственно безопасность станции, но способны привести к значительной переоценке мер по безопасности.
1	Незначительное происшествие	Функциональные отклонения или отклонения в управлении, которые не представляют какого-либо риска, но указывают на недостатки в обеспечении безопасности. Эти отклонения могут возникнуть из-за отказа оборудования, ошибки эксплуатационного персонала или недостатков руководства по эксплуатации. (Такие события должны отличаться от отклонений без превышения пределов безопасной эксплуатации, при которых управление станцией осуществляют в соответствии с установленными требованиями. Эти отклонения, как правило, считают «ниже уровня шкалы».)
0 Ниже уровня шкалы	Не влияет на безопасность

Под дозовым пределом для запроектных аварий принимают непревышение дозы внешнего облучения людей 0,1 Зв за первый год после аварии и дозы внутреннего облучения щитовидной железы детей 0,3 Зв за счет ингаляции на расстоянии 25 км от станции, что обеспечивается при непревышении аварийного выброса в атмосферу 11,1×10 14 Бк. йода-131 и 11,1×10 13 Бк цезия-137.

** При проектных авариях доза на границе санитарно-защитной зоны и за ее пределами не должна превышать 0,1 Зв на все тело за 1-й год после аварии и 0,3 Зв на щитовидную железу ребенка за счет ингаляции.

Учитывая тяжесть последствий ядерных аварий на атомных энергоустановках наиболее важными представляются комплексные мероприятия по их предупреждению с созданием систем жесткой, функциональной, естественной, охранной и комбинированной защиты. Невозможность достижения абсолютной безопасности атомных энергетических установок с нулевым риском аварий требует непрерывного совершенствования методов и систем управления защитой, сил и средств локализации и ликвидации последствий аварий. Для предотвращения аварии на несущих элементах реакторов в анализ прочности и ресурса вводят различные виды предельных состояний: вязкое разрушение при нарушении запасов по пределам текучести и прочности, хрупкое разрушение при исчерпании запасов по критическим температурам и коэффициентам интенсивности напряжений, циклическое разрушение при несоблюдении запасов по амплитудам местных напряжений и деформаций и запасов по долговечности, длительное статическое разрушение при исчерпании запасов по пределам длительной прочности, недопустимое образование пластических деформаций и деформаций ползучести. Наступление указанных предельных состояний контролируется и диагностируется с применением методов неразрушающего контроля (дефектоскопии, виброметрии, тензометрии, термометрии).

Краткая характеристика и классификация радиационно-опасных объектов

В настоящее время на многих объектах экономики, военных объектах, научных центрах и т.д. используются вещества, содержащие ядерное горю­чее. Отдельные системы, блоки и устройства этих объектов преобразуют энергию делящихся ядер в электрическую и другие виды энергий. Ряд предприятий используют в технологических процессах или хранят на своей территории делящиеся материалы. Все эти предприятия относятся к объек­там с ядерными компонентами. Однако радиационно-опасными из них явля­ются далеко не все.

Радиационно-опасный объект (РО ОЭ) – это объект на котором перерабатывают или транспортируют радиоактивные вещества, при аварии или разрушении которого может произойти облучение или радиоактивное загрязнение людей, сельскохозяйственных животных, растений, радиоактивное загрязнение объектов экономики и природной среды.

К радиационно-опасным объектам относятся:

Предприятия ядерного топливного цикла (ЯТЦ), предназначенные для добычи и переработки урановой руды, переработки и захоронения радиоактивных отходов: предприятия урановой промыш­ленности, радиохимической промышленности, места переработки и захоро­нения радиоактивных отходов;

Атомные станции (АС): атомные электрические станции (АЭС), атомные теплоэлектроцентрали (АТЭЦ), атомные станции теплоснабжения (АСТ);

Объекты с ядерными энергетическими установками (ЯЭУ): корабельными ЯЭУ, космическими ЯЭУ, войсковыми атомными электростанциями (ВАЭС);

Ядерные боеприпасы (ЯБП) и склады для их хранения.

Краткая характеристика радиационно-опасных объектов:

Предприятия ЯТЦ , предназначенные для добычи и переработки урановой руды, переработки и захоронения радиоактивных отходов, осуществляют добычу ура­новой руды, ее обогащение, изготовление топливных элементов для ядерных энергетических реакторов (ЯЭР), переработку радиоактивных отходов, их хранение и окончательное размещение. Предприятия ядерного топливного цикла можно условно разделить на 3 большие группы:

Предприятия урановой промышленности;

Радиохимические заводы;

Места захоронения радиоактивных отходов.

К предприятиям урановой промышленности относятся объекты осущест­вляющие:

Добычу урановой руды (открытой разработкой или из шахт);

Обработку урановой руды. Данные предприятия включают объекты по очистке урановой руды на специальных дробилках в несколько этапов и обогащения методом га­зовой диффузии.

После добычи урановой руды она размельчается и отделяется от пустой породы. Обычно для этого используют процесс флотации. Переработанный уран представляет собой концентрат оксида урана – U 3 O 8 .

В последующем концентрат оксида урана доставляется на специальное предприятие, на котором в результате обработки получают химическое соединение гексафторид урана – UF 6 . Это удобная форма для последующего обогащения урана с использованием процесса газовой диффузии, так как соединение UF 6 сублимируется при температуре 53 0 С.

Гексафторид урана подвергается последующему обогащению на специальных обогатительных фабриках. В результате процесса образуются два потока, содержащие соединения U 235 . Обедненный U 235 поток хранится на обогатительной фабрике в отвалах, а обогащенный превращается в диоксид урана (UО 2) и направляется на завод по производству тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов) и тепловыделяющих сборок (ТВС).

1,8-4,9 % -для реакторов на тепловых нейтронах, 8 - 20 % для высокотемпературных газовых реакторов, более 20 % -для реакторов на быстрых нейтронах.

На заводах по изготовлению ТВЭЛов и ТВС диоксид урана, предназначенный для реакторов, переводят в топливные таблетки и помещают в трубки из циркалоя, получая ТВЭЛы. Определенное число трубок соединяют вместе при помощи соответствующих связывающих пластин, фитингов и прокладок, образуя ТВС. ТВС в последующем используются в ЯЭР.

Отработанное в ядерных реакторах топливо может отправляться на захоронение, но может быть переработано с извлечением необходимых компонентов и частично повторно (дополнительно) использовано. Переработка отработанного топлива осуществляется на специальных перерабатыва­ющих предприятиях (радиохимических заводах). В ходе технологических процессов переработки осуществляется раз­делка ТВЭЛов, растворение топлива, химическое отделение урана, плуто­ния, цезия, стронция и других радиоактивных изотопов и изготовление различных расщепля­ющихся материалов (ядерного топлива для боеприпасов, источников ионизи­рующих излучений, индикаторов и т.д.). При переработке отработанные топливные стержни освобождаются от оболочки и помещаются в ванну с азотной кислотой. Таблетки растворяются в кислоте и образовавшийся раствор вводят в проточную экстракционную систему, в результате чего уже в первом цикле выделения удается извлечь до 99 % продуктов радиоактивного распада. В дальнейшем осуществляется очищение и разделение плутония и урана. Конечными продуктами этой стадии обычно являются соединения UО 2 и РuО 2 , которые могут быть повторно использованы.

Разделение UО 2 и РuО 2 обычно осуществляется химическими методами. При этом полученный плутоний может быть использован на АЭС с применением быстрых нейтронов.

В настоящее время все технологии по переработке отработанного топлива и восстановления плутония приостановлены из-за подписания ряда соглашений между ведущими ядерными державами по вопросам ограничения распространения ядерного оружия и снижения его арсеналов, а также с целью предотвращения возможности его хищения в другие страны и приобретения террористическими организациями.

Радиоактивные отходы радиохимических заводов направляются на за­хоронение. Однако перед захоронением они нуждаются в дополнительной переработке. Низко и среднеактивные отходы (НСАО), характеризующиеся большими объемами, направляются на переработку, общей тенденцией которой являет­ся максимально возможное уменьшение их объема при помощи технологических процессов сорбции, коагуляции, выпа­ривания, прессовки и т.д. с последующим включением в матрицы (цемент, битум, смолы и т.д.). Хранение НСАО осуществляется в бетонных емкос­тях с последующим захоронением в естественных или искусственных полостях. Для хранения и перера­ботки высокоактивных (ВАО) отходов отработаны необходимые технологии, но их практическое внедрение в странах СНГ не ведется. ВАО хранятся на территории России в временных хранилищах, которые в настоящее вре­мя переполнены.

Схематично цикл получения ядерного топлива, переработки и захоро­нения радиоактивных отходов представлен на рис.1.

Наиболее характерными авариями на предприятиях ядерного топливно­го цикла являются:

Возгорание горючих компонентов и радиоактивных материалов;

Превышение критической массы делящихся веществ;

Появление течей и разрывов в резервуарах-хранилищах;

Характерные аварии с ЯБП и готовыми изделиями.

Рис.1. Схема цикла получения ядерного топлива, переработки и захоронения радиоактивных отходов

Атомная станция (АС) - это электростанция, на которой ядерная (атомная) энергия преобразуется в тепловую, а затем и в электрическую. На АС теп­ло, выделяющееся в ядерном реакторе, используется для получения водя­ного пара, вращающего турбогенератор (АЭС), и частично для подогрева теплоносителя (АСТ, АТЭЦ).

АС включают: один или несколько ядерных энергетических реакторов (паропроизводящие установки - главная осо­бенность АС), паровые турбины, системы трубопроводов, конденсаторы, системы вывода генерируемой мощности и тепла, ряд вспомогательных цехов, установок и производств.

В зависимости от используемого топлива, типа ядерной реакции и способа снятия тепла в мире разработано 7 основных типов ядерных энергетических реакторов. В странах СНГ АС имеют 4 типа реакторов:

Реакторы кипящего типа (ВВЭР-440) на тепловых нейтронах с двух­контурным охлаждением реактора и съемом тепла водой;

Реакторы с водой под давлением (ВВЭР-1000);

Реакторы на быстрых нейтронах с охлаждением жидким натрием или магнием (БН);

Графитовые реакторы кипящего типа (РБМК).

С точки зрения безопасности предпочтение имеют легководные реак­торы типа ВВЭР-440 и ВВЭР-1000, что объясняется наличием у них отрицательного ко­эффициента реактивности, проявляющегося в уменьшении нейтронного пото­ка при увеличении температуры теплоносителя в активной зоне реактора, трехкратным резервированием всех активных систем, а также наличием противоаварийной оболочки.

В реакторах типа РБМК проведено разделение функций теплоносителя (вода) и замедлителя нейтронов (графит). В результате появился по­ложительный паровой эффект реактивности, который проявляется в увеличении нейтронного по­тока при повышении температуры воды и превращении ее в пар. В свою очередь это может привести к неконтролируемому разгону реактора при выходе из строя или отключении систем безопасности.

Отработанное на АЭС топливо первоначально, перед отправкой на радиохимические заводы, хранится на территории АЭС в специальных бассейнах. Ввиду того, что ядерное топливо является высокоактивным, в нем продолжается процесс деления, а вода служит одновременно защитной и охлаждающей средой. После нескольких лет охлаждения в бассейнах ТВС пригодны для транспортировки и дальнейшей переработки.

Основные причины аварий на атомных станциях:

Низкий уровень технологической дисциплины оперативного персона­ла АС и его профессиональной подготовки;

Отсутствие должного внимания и требовательности со стороны ми­нистерств и ведомств, организаций и учреждений, ответственных за обеспечение безопасности АС, на этапах их проектирования, строительства и эксплуатации.

Корабельные объекты с ядерными энергетическими установками (ЯЭУ) оснащаются реакторами легководного и жидкометаллического типов. Принципиальными отличиями их от реакторов АС являются:

Использование в качестве топлива высокообогащенного урана;

Сравнительно малые размеры;

Высокая степень защиты (40-60 кг/см 2 для подводных лодок и 10-20 кг/см 2 для надводных кораблей).

Специфические причины аварий на корабельных ЯЭУ: разгерметизация первого контура реактора и попадание забортной воды под биологическую защиту.

К войсковым атомным электростанциям (ВАЭС) относятся реакторы легководного типа модульного исполнения с естественной циркуляцией теплоносителя. Основные отличия ВАЭС:

Использование в качестве теплоносителя химически и пожароопас­ного вещества нитрина;

Отсутствие оболочки внешней защиты.

ВАЭС существуют в трех видах исполнения: плавучие, на железнодорожных плат­формах и блочно-транспортные, общим весом до 100 тонн.

Специфические причины аварий на ВАЭС: разгерметизации первого контура реактора и механические повреждения.

Отличительной особенностью космических ЯЭУ являются их небольшие размеры, что достигается использованием высокоочищенного топлива с высоким содержанием стронция–90 и плутония-238. Специфические причины аварии на космических ЯЭУ: несанкционированный выход на запроектную мощность в результате удара или падения и нештатные ситуации на борту.

Ядерные боеприпасы (ЯБП) и взрывные устройства к ним в мирное время хранятся на складах в готовности к выдаче и боевому примене­нию. Часть из них находится на боевом дежурстве. К наиболее характерным аварий­ным ситуациям относятся: столкновение и опрокидывание транспортных средств с ЯБП, пожары в сборочных помещениях, хранилищах, комплексах и воздействие газовых разрядов.