5ed0e15419fc4930009963 (1)

Подходы к выполнению стресс-тестов
Целевая переоценка безопасности энергоблоков АЭС Украины по отношению к внешним экстремальным природным воздействиям (стресс-тесты) выполнялась с целью:
оценки уязвимости АЭС по отношению к внешним природным воздействиям;
определения компенсирующих мероприятий для обеспечения стойкости АЭС в условиях множественных отказов оборудования.
При выполнении целевой переоценки безопасности рассматривалось текущее состояние энергоблоков РАЭС (исходные данные по состоянию на 30.06.2011 г.).

Задачи экспертизы, критерии оценки
В рамках экспертизы выполнена оценка:
полноты и адекватности учета всех внешних природных воздействий (комбинаций воздействий) при оценке уязвимости РАЭС, наличия запасов безопасности
достаточности мероприятий для обеспечения:
устойчивости РАЭС в условиях воздействия внешних природных факторов;
выполнения функций безопасности при множественных отказах оборудования
достаточности мероприятий по управлению тяжелыми авариями
корректности выполненных расчетных оценок и обоснований

Задачи экспертизы, критерии оценки
При выполнении экспертизы использовались действующие в Украине нормы и правила по каждому из специфических направлений. Кроме отчета по стесс-тестам дополнительно рассматривались отчеты по анализу безопасности, эксплуатационная и противоаварийная документация энергоблоков № 1, 2 и №3, 4 РАЭС.
Постановка задачи и сроки выполнения стресс-тестов определены решением Коллегии Госатомрегулирования от 19.05.11.
Отчет по стресс-тестам разработан в соответствии с "Рекомендованной структурой и содержанием отчета…", согласованной Госатомрегулирования Украины.
Требования, изложенные в "Рекомендованной структуре и содержании отчета…", соответствуют аналогичным требованиям к проведению стресс-тестов европейских АЭС (EU "stress-test" specifications). По ряду направлений принятые в Украине требования являются более «жесткими», чем для европейских АЭС (анализ узла хранения свежего топлива, использование критерия в 72 часа, требование по управляемому сбросу среды из гермооболочки, и др.)

Анализ устойчивости энергоблоков РАЭС к внешним экстремальным воздействиям
Внешние воздействия, проанализированные при выполнении стресс-тестов РАЭС:
Землетрясения
Смерчи, экстремальный ветер
Внешние затопления
Внешние пожары
Экстремально высокие/низкие температуры
Экстремальный снег
Комбинации внешних воздействий
Стресс - тесты не выявили дополнительных (не учтенных в ОАБ) внешних экстремальных воздействий и их комбинаций.

Сейсмические воздействия
Установлено на основании карты
Общего Сейсмического Районирования (ОСР-78)
с учетом данных микросейсморайонирования
площадки РАЭС
Проектная сейсмичность площадки РАЭС:
0,025g (ПЗ=5 баллов)
0,05g (МРЗ=6 баллов)
0,04-0,08g – новое значение ускорения на грунте по результатам инструментальных исследований сейсмичности площадки в 2000-2002 гг.
установлено 0,1g (согласно рекомендаций МАГАТЭ).
По результатам обходов площадки РАЭС, новых данных, относительно уже отраженных в ОАБ и результатах доисследований, не выявлено

Сейсмические воздействия (2)
0,1g
Оценка запасов безопасности:
Защитная оболочка (система герметичных ограждений):
при 0,185g (для энергоблоков № 1 и 2) – сохраняет герметичность и функции безопасности, что подтверждено расчетом при продлении срока эксплуатации
при 0,17g (для энергоблоков № 3 и 4) - сохраняет герметичность и функции безопасности, что подтверждено оценочным расчетом в рамках стресс-тестов;
Вывод: расчет для энергоблоков №3 и 4 необходимо уточнить, оформить и включить в ОАБ
Оборудование, важное для безопасности:
Технологическое оборудование, входящее в состав РУ (реактор, парогенераторы, улитка ГЦН, компенсатор давления, барботажный бак), а также оборудование систем:
управления и защиты реактора
аварийного охлаждения активной зоны
компенсации давления 1 контура
аварийной питательной воды парогенераторов
защиты 2-го контура от превышения давления и др.
Для другого тепломеханического, электротехнического оборудования и оборудования КИП и А необходимо продолжение работ по квалификации на величину воздействия не ниже 0,1g

Сейсмические воздействия (3)
0,1g
0,05g
Оценка запасов безопасности:
Трубопроводы
Трубопроводы, необходимые для выполнения функций безопасности (останов реактора, локализация, отвод тепла к конечному поглотителю)
трубопроводы главного циркуляционного контура, системы аварийного охлаждения, системы компенсации объема, системы главных паропроводов ПГ, системы питательной воды ПГ
Трубопроводы других систем, важных для безопасности, способны выполнить свои функции в зависимости от их классификации по сейсмостойкости
Вывод: необходимо завершить оценку трубопроводов на сейсмическое воздействие не ниже 0,1g

Сейсмические воздействия (4)
Выводы:
завершить работы по квалификации оборудования на воздействие 0,1g, что отображено в Комплексной (сводной) программе повышения безопасности (К(с)ППБ)
завершить работы по подтверждению стойкости на воздействие 0,1g для других зданий и сооружений и трубопроводов в рамках "Плана мероприятий НАЭК "Энергоатом" по оценке сейсмической опасности и проверке сейсмостойкости действующих АЭС" и дополнений к К(с)ППБ
организовать постоянно действующую систему сейсмического мониторинга площадки РАЭС
приоритет работ установить - «высший»

Смерчи, экстремальный ветер
На территории Украины за 45 лет было зарегистрировано 60 смерчей: в 1966-1986 г. 43 смерча, в 1987-2005 гг. 14 смерчей, в 2006-2010 гг. и первой половине 2011 г. 3 смерча.

Смерчи, экстремальный ветер (2)
Действовавшие на момент проектирования энергоблоков РАЭС нормы не требовали учитывать воздействие смерча
В соответствии с новыми нормами для площадки РАЭС был установлен расчетный класс смерча класса 2,75 (воздействие на сооружения АЭС от перепада давления в воронке смерча 7,0 кПа)
Данный класс смерча установлен для зданий и сооружений I категории ответственности по ЯРБ: реакторное отделение, здание РДЭС, а также брызгальные бассейны ответственных потребителей группы А
В рамках ОАБ были проанализированы последствия прохождения по площадке РАЭС смерча более высокого класса – 3 (перепад давления 8,1 кПа) и обоснована устойчивость зданий и сооружений АЭС
Вывод: подтвержден запас по отношению к требованиям действующих норм и имеющимся историческим данным по району расположения АЭС для сооружений и оборудования, выполняющего функции безопасного останова реактора и локализации

Смерчи, экстремальный ветер (3)
В части отвода тепла к конечному поглотителю, существует потенциальная угроза отказа открытых элементов системы техводы ответственных потребителей вследствие потери воды при прохождении смерча. Данное отступление было проанализировано в рамках ОАБ. Материалы стресс-тестов содержат корректные требования о разработке мероприятий, направленных на обеспечение выполнения функции отвода тепла к конечному поглотителю с учетом влияния смерча.
Необходимо отметить, что в рамках стресс-тестов был выполнен консервативный анализ аварийного сценария с потери теплоотвода от ядерного топлива к конечному поглотителю. Результаты анализа представлены далее.

Прочие внешние экстремальные природные воздействия
Выполнена оценка влияния внешних экстремальных воздействий на выполнение функций безопасности:
внешние затопления – затопление площадки вследствие прорыва дамб водохранилищ не представляет опасности (значительная удаленность водохранилищ от водозабора РАЭС, небольшой объем воды в них и 2 км. ширина поймы р. Стырь в зоне водозабора)
внешние пожары - расстояние от края травяного покрова/лесного массива до энергоблоков РАЭС превышает нормативные требования (100 м), также как и расстояния до других потенциальных источников пожара;
экстремальные температуры/экстремальный снег – проектными решениями обеспечены запасы безопасности - отсутствует влияние на функции безопасности
Вывод: для рассматриваемых внешних экстремальных воздействий проектными решениями установлены запасы безопасности, выполнение функций безопасности обеспечивается.

Различные комбинации внешних воздействий
Представленный в материалах стресс-тестов анализ и отсев комбинаций воздействий основывается на совместимости их физической природы и возможных последствий.
Так, в рамках стресс-тестов рассмотрены следующие комбинации воздействий:
- землетрясение + сильный ветер;
- землетрясение + сильный снег;
- землетрясение + экстремально высокая/низкая температура;
- землетрясение + внешние затопления;
- сильный снег + сильный ветер;
- сильный снег + экстремально низкая температура;
- сильный ветер + экстремально низкая температура;
- сильные осадки + внешние затопления;
- и прочие
Вывод:
не выявлено комбинаций внешних экстремальных воздействий, представляющих большую опасность для АЭС по сравнению с рассмотренными единичными воздействиями. Дополнительных мероприятий не требуется.

Полное обесточивание АЭС и/или потеря теплоотвода от ядерного топлива к конечному поглотителю
Консервативно постулируется полный «отказ» площадки АЭС (гипотетическое маловероятное событие).
Цель экспертизы - оценка предложенных организационно-технических мероприятий по обеспечению длительного (до 72 часов) отвода остаточных тепловыделений от ядерного топлива в активной зоне и БВ:
подпитка 2-го контура от мобильного источника (в напорные трубопроводы питательной воды);
подпитка 1-го контура борированной водой от мобильного источника (в напорные трубопроводы САОЗ, продувки-подпитки);
подпитка БВ от мобильного источника.
Постулируется восстановление персоналом электроснабжения потребителей ІІ группы надежного электроснабжения от системы нормального и аварийного электроснабжения в течении 72 часов.

Полное обесточивание АЭС и/или потеря теплоотвода от ядерного топлива к конечному поглотителю (2)
Проанализированы наиболее неблагоприятные аварийные сценарии:
комбинация полного обесточивания АЭС и потери теплоотвода от ядерного топлива к конечному поглотителю без учета действий персонала;
- аналогичный сценарий с учетом действий персонала по СОАИ;
- дополнительный отказ ИПУ КД (огибающий сценарий для средних течей первого контура, в том числе через уплотнения ГЦН).
Приняты консервативные начальные и граничные условия:
- приняты предельные значения начальных параметров;
- состояние активной зоны принято на конец топливной кампании;
- время разряда аккумуляторных батарей консервативно принято 1 час (потеря управления ИПУ КД, БРУ-А и контроля параметров РУ).
Расчетный код RELAP5/mod 3.2:
- модели разработаны и валидированы в рамках ОАБ.
Вывод: перечень расчетных сценариев, а также начальные и граничные условия для определения противоаварийных стратегий выбраны корректно.
Для РАЭС-1,2 не учтена система ДСАПВ, способная обеспечить отвод тепла по 2 контуру при выходе из строя основной и аварийной питательной воды.

Полное обесточивание АЭС и/или потеря теплоотвода от ядерного топлива к конечному поглотителю (3)
Вывод: временные интервалы до достижения максимального проектного повреждения ТВЭЛ в активной зоне и БВ оценены корректно и соответствуют расчетным оценкам, выполненным в рамках анализа запроектных аварий в ОАБ.

Полное обесточивание АЭС и/или потеря теплоотвода от ядерного топлива к конечному поглотителю (4)
Определены возможные стратегии обеспечения теплоотвода от ядерного топлива в активной зоне РУ и БВ:
- аварийная подпитка ПГ от мобильного источника: расход 4 кг/с при напоре 4 кгс/см2 для РАЭС-1,2 и 13 кг/с при напоре 7 кгс/см2 для РАЭС-3,4 ;
- аварийная подпитка 1-го контура борированной водой от мобильного источника: расход 4 кг/с при напоре 25 кгс/см2 для РАЭС-1,2 и 13 кг/с при напоре 42 кгс/см2 для РАЭС-3,4;
- аварийная подпитка БВ: расход 6 кг/с при напоре 4 кгс/см2 .
Необходимый запас воды для обеспечения теплоотвода до 72 часов составляет около 1037 тонн для одного энергоблока РАЭС-1,2, 3370 тонн для одного энергоблока РАЭС-3,4.
Аварийную подпитку возможно организовать с помощью автоцистерн пожарных АЦ-40/4 или др. мобильного оборудования.
Вывод: разработанные стратегии являются эффективными и реализуемы на практике. При этом, стратегия по подпитке 1-го контура от мобильных установок должна рассматриваться как крайняя мера при невозможности организации теплоотвода через 2-й контур. Требуются дальнейшие проектные проработки.

Управление тяжелыми авариями
Для предотвращения возможности возникновения тяжелой аварии в проекте АЭС в соответствии с концепцией глубокоэшелонированной защиты предусмотрены системы безопасности и противоаварийные процедуры, направленные на недопущение развития аварии в тяжелую фазу.
В стресс-тестах согласно международным рекомендациям гипотетически предполагается отказ всех имеющихся средств по предотвращению тяжелой аварии (в том числе, аварийной подачи воды от мобильных установок).
Проанализированы основные аварийные феномены тяжелой аварии на АЭС Фукусима-1: переопрессовка ГО и водородная опасность.
Учтены конструкционные особенности (напр., пассивные автокаталитические рекомбинаторы на энергоблоках №1-2, 4 РАЭС)
Расчётные оценки выполнены с использованием кода MELCOR 1.8.5.

Управление тяжелыми авариями (2)
Цели экспертизы:
оценка достаточности предусмотренных организационно-технических мероприятий по управлению тяжелыми авариями;
оценка эффективности предложенных дополнительных мероприятий: принудительный фильтруемый сброс парогазовой среды из ГО.
Цель экспертных поверочных расчетов – проверить/подтвердить результаты представленных в стресс-тестах расчетных оценок

Управление тяжелыми авариями (3)
Результаты расчетных оценок
(критерий приемлемости по давлению в ГО)
Вывод: основные феномены тяжелой аварии оценены корректно, подтверждена эффективность фильтруемого сброса давления из ГО (для РАЭС-3,4). Уровень знаний о развитии процессов достаточен, имеются адекватные аналитические средства и пути реализации мероприятия.

Общие выводы экспертизы
Не выявлены ранее неизвестные проблемы безопасности.
Энергоблоки обладают запасами безопасности по отношению ко всем экстремальным природным воздействиям и их комбинациям.