Обеспечение безопасности плавучей атомной теплоэлектростанции "Академик Ломоносов"

Размещено на http://www.allbest.ru

Размещено на http://www.allbest.ru

Введение

Исторически ядерная энергия рассматривалась, прежде всего, полезной для военных целей. Однако с развитием гражданских атомных технологий и появлением большого количества атомных реакторов на военных судах, подводных лодках и ледоколах, стали очевидны выгоды мобильных источников энергии, которые можно было использовать в отдалённой и неосвоенной местности.

Впервые плавучие реакторы гражданского назначения использовались в США для обеспечения энергией Панамского канала (1966--1976) и американской исследовательской базы в Антарктике (1962--1972).

С 1972 года АО «ОКБМ Африкантов» ведет разработки проектов реакторных установок малой мощности, которые позволят эффективно решать проблемы обеспечения энергоснабжения удаленных районов с децентрализованным электроснабжением и дорогим топливом.

Одним из примеров таких разработок является плавучий энергоблок (ПЭБ). Это энергетический объект, который целиком создается на судостроительном заводе как несамоходное судно и затем буксируется морским или речным путем к месту его эксплуатации.

ПЭБы разработаны для эксплуатации в труднодоступных районах Арктической зоны и способны выдерживать экстремальные условия окружающей среды. Кроме того, оборудование плавучего энергоблока отвечает всем требованиям по надежности и безопасности, в том числе рекомендациям по ядерной и радиационной безопасности Международного агентства по атомной энергии (МАГАТЭ).

Таким образом, в России плавучий энергоблок востребован, прежде всего, в районах Крайнего Севера и Дальнего Востока, которые не охвачены единой энергетической системой и нуждаются в надежных и экономически приемлемых источниках энергии. ПЭБ может использоваться в составе водоопреснительного комплекса, в этом случае применяются либо технология обратного осмоса (RO), либо многоступенчатые испарительные установки (MED). Интерес к таким комплексам проявляют многие страны Африки, Азии и Европы, испытывающие острый дефицит пресной воды.

Плавучий энергетический блок (ПЭБ) «Академик Ломоносов» проекта 20870 предназначен для работы в составе плавучей атомной теплоэлектростанции (ПАТЭС).

Актуальность данной работы заключается в необходимости дополнительного энергообеспечения удаленных районов местностей.

Целью данной работы является: повышение безопасности объекта и людей, разработать интегрированные системы безопасности.

Для достижения цели были поставлены следующие задачи:

1. Провести обзор нормативно-правового обеспечения, материалов о состоянии безопасности объекта.

2. Изучить потенциально опасные объекты, классификации, классы опасности, интегрированные системы безопасности.

3. Описание ПАТЭС, ПЭБ, АСММ.

4. Разработка предложений интегрированной системы безопасности.

4.1 Произвести оценку эффективности.

5. Апробация интегрированных систем безопасности.

1. Общий подход к оценке объекта исследования (плавучей атомной теплоэлектростанции)

В «Декларации о намерениях строительства АСММ на базе плавучего энергоблока с реакторными установками типа КЛТ-40С в районе закрытого административно-территориального образования город Вилючинск Камчатской области» перечислено около двухсот нормативных правовых актов и нормативно-технических документов, на основе которых осуществляется проектирование, строительство и эксплуатация ПАТЭС.

Однако если объективно проанализировать этот перечень документов, выясняется, что практически все нормы и требования, изложенные в документах, были установлены для стационарных наземных АЭС и атомных судов различного назначения. Собственных нормативных документов для плавучей атомной станции практически не разрабатывалось, за исключением нормативно-технических документов проектных организаций (например, ОАО «Айсберг», «ОКБМ Африкантов») и предприятий, сопровождающих проект ПАТЭС. В некоторых документах, приведенных в вышеупомянутом перечне (например, в Санитарных правилах проектирования и эксплуатации атомных станций (СП АС-03)), подчеркивается, что «настоящие Правила (СП АС-03) являются обязательными для организаций, осуществляющих деятельность, связанную с размещением, проектированием, строительством, вводом в эксплуатацию и эксплуатацией атомных станций с реакторами различного типа (ВВЭР, РБМК, БН и др.), кроме транспортных ядерных энергетических установок и реакторных установок специального назначения». То есть для ПЭБ (плавучее судно) и ядерных реакторов на нем (прототип ледокольных реакторов) эти правила, скорее всего, применяться не могут. Если говорить строго, то ПЭБ относится к классу транспортабельных ядерных энергетических установок. В некоторых документах, из перечня вышеуказанных, оговорок (уточнений) нет, поэтому непонятно, являются ли требования этих документов обязательными для ПАТЭС или нет. Если да, то в полном объеме или избирательно? Если избирательно (что подтверждает практика), то кто решает, какие правила применять, а какие нет, и почему принимаются именно эти решения? И вообще, не совсем ясно, насколько правомерно применять нормы и правила для ПАТЭС, если они установлены для объектов другого типа. Международные правила и рекомендации относительно плавучих атомных станций не выработаны. В МАГАТЭ каких-либо руководящих документов для плавучих атомных станций не разработано. Поэтому остаются вопросы относительно полноты нормативно-правовой базы, на основе которой должны выбираться площадки для ПАТЭС, осуществляться физическая защита, обеспечиваться морская безопасность и многое другое, связанное со строительством и эксплуатацией ПАТЭС.

2. Описание и основные технические характеристики ПАТЭС (проекта 20870)

Плавучая атомная тепловая электростанция проекта 20870 относится к атомным станциям малой мощности.

В состав ПАТЭС входят:

1. плавучий энергоблок с двумя реакторными установками (РУ) КЛТ-40С и двумя паротурбинными установками (ПТУ) ТК-35/38-3.4с;

2. гидротехнические сооружения, обеспечивающие установку и раскрепление ПЭБ и передачу вырабатываемой электрической и тепловой энергии на берег;

3. береговые сооружения, предназначенные для передачи выработанной электрической и тепловой энергии во внешние сети для распределения потребителям.

В корпусе ПЭБ размещаются реакторные и паротурбинные установки. Здесь же будут размещены хранилища свежих тепловыделяющих сборок (СТВС), отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС), твердых радиоактивных отходов (ТРО) и жидких радиоактивных отходов (ЖРО), электроэнергетическая система (ЭЭС), автоматическая система управления (АСУ) «Лагуна», общесудовые системы и оборудование, а также жилые и служебные помещения [1].

Головным проектантом плавучего энергоблока является ОАО «ЦКБ «Айсберг». Реакторную установку, перегрузочное оборудование, а также оборудование хранилищ проектирует и изготовляет ОАО «ОКБМ Африкантов» (Нижний Новгород). Паротурбинную установку проектирует и поставляет ОАО «Калужский турбинный завод». За поставки и изготовление всего общесудового оборудования отвечает завод-строитель - ОАО «Балтийский завод». Всего в производственной кооперации по созданию ПАТЭС только по договорам 1-го и 2-го уровней участвуют около 136 предприятий. Все оборудование в корпусе ПАТЭС монтируется на заводе-строителе в Санкт-Петербурге. По проекту, в течение 4 лет энергоблок строится на заводе-изготовителе, еще год занимает его буксировка к месту работы и пусконаладочные операции. Межремонтный интервал работы ПАТЭС - 12 лет [1].

На сегодняшний день открытым остается вопрос о том, где будут выполняться потенциально ядерно-опасные работы (ПЯОР), связанные со строительством и вводом в эксплуатацию ПАТЭС, т. е. доставка ядерного топлива на плавучий блок, загрузка ядерного топлива в реактор, физический и энергетический пуски реакторов. Проблема в том, что в начале 1990-х годов распоряжением мэра Санкт-Петербурга было запрещено выполнять ПЯОР в черте города, и с тех пор ни Адмиралтейские верфи, ни Балтийский завод эти работы не выполняли. По крайней мере, официально было заявлено, что потенциально ядерно-опасные работы на атомном крейсере «Петр Великий» и атомном ледоколе «50 лет Победы», которые были построены в конце 1990-х на верфи Балтийского завода, выполнялись за городской чертой Санкт-Петербурга.

3. Анализ конструктивных особенностей плавучего энергоблока как элемента системы энергоснабжения

Поскольку атомная тепловая электростанция является плавучей, корпус ПЭБ и все его характеристики, включая мореходные, являются одними из самых важных элементов, влияющих на безопасность объекта, в том числе на ядерную и радиационную.

Рис. 1. Корпус ПЭБ

ПЭБ - это гладкопалубное плоскодонное несамоходное судно стоечного типа (т. е. его основной эксплуатационный режим - долговременная стоянка у причала) с обводами корпуса, близкими к прямоугольным, и большой многоярусной надстройкой. Заявленный класс регистра КЕ*(2) А2. Символы (КЕ*) означают, что это несамоходное плавучее сооружение с суммарной мощностью первичных двигателей 100 кВт и более, построенное и изготовленное по правилам другой, признанной регистром классификационной организации, и освидетельствовано при постройке и изготовлении. Символ (2) означает, что при затоплении двух смежных отсеков плавучее сооружение будет оставаться на плаву, не потеряв остойчивости и плавучести. Символ (А2) означает, что объем автоматизации позволяет эксплуатацию механической установки одним оператором из ЦПУ, без постоянного присутствия обслуживающего персонала в машинном помещении. Другими словами, объем автоматизации РУ КЛТ-40С ПЭБ АС ММ, по классификации Российского морского регистра судоходства, соответствует классу А2, который определяет, что эксплуатацию установки может осуществлять один оператор из центрального поста управления без постоянного присутствия другого обслуживающего персонала в помещениях размещения энергетического оборудования [3]. Основные характеристики плавучего энергоблока указаны в таблице 1.

Таблица 1. Характеристики плавучего энергоблока

Корпус плавучего энергоблока цельносварной, разделен переборками на отсеки, которые формируют два блока - жилой и технологический. В технологическом блоке размещаются две РУ и две ПТУ, а также вспомогательные системы и оборудование, обеспечивающие нормальную эксплуатацию энергоблока. Реакторный отсек и отсек обращения с ядерным топливом располагаются в средней части ПЭБ [1]. Эти отсеки отделены от остальных помещений непроницаемыми переборками, которые выполняют функцию биологической и физической защиты. В носу судна размещены турбогенераторный и электротехнический отсеки, в корме - отсек вспомогательных установок и жилой блок. Жилой сектор, расположенный в кормовой части, содержит спальные и бытовые помещения, а также оборудование для размещения и обслуживания персонала. Планируется, что ПАТЭС будут обслуживать порядка 140 человек вахтовым методом - две смены по 70 сотрудников. Каждая смена подразделяется на три вахты (поскольку работа персонала - круглосуточная). Кроме этого, необходимо еще добавить администрацию, технический персонал, охрану и береговую службу. Корпус ПЭБ имеет ледовые подкрепления и специальные средства для буксировки во льдах атомным ледоколом типа «Россия», а также средства для раскрепления в пункте размещения. Основной корпус и силовые конструкции надстройки выполняются из стали, обладающей высоким сопротивлением хрупким разрушениям в условиях низких температур. Подводная часть корпуса защищена от коррозии электрохимической защитой и ледостойким лакокрасочным покрытием [2]. Каждые 12 лет энергоблок буксируют на завод для заводского и докового ремонта. Во время заводского ремонта также перегружают топливо в реакторах и выгружают радиоактивные отходы. На эти работы отводится 1 год, после чего блок вновь приступает к работе. Итого расчетный срок эксплуатации ПАТЭС составляет около 40 лет - три рабочих цикла по 12 лет с годичными перерывами на заводской ремонт.

4. Общее описание энергетической установки плавучей атомной теплоэлектростанции

Энергетику ПАТЭС можно разделить на два блока - ядерный (основной) и неядерный (вспомогательный). В состав ядерного блока входят две реакторные установки КЛТ-40С тепловой мощностью 150 МВт каждая и две паротурбинные установки с турбогенераторами электрической мощностью 35 МВт. Итого мощность ПАТЭС составляет 70 МВт электрической и 300 МВт тепловой мощности. Реакторные и паротурбинные установки размещены побортно и работают автономно. Описание функционирования тепловой схемы реактора и систем, его обслуживающих, приведено в Приложении 1. Упрощенная тепловая схема ядерного блока функционирует следующим образом (рис. 2).

Пар, полученный в парогенераторах (ПГ) реакторной установки, поступает на паровую турбину, которая вращает электрогенератор. Электрогенератор вырабатывает электрическую энергию, подаваемую потребителям.

Пар, отработавший в ступенях турбины, отбирается на подогрев питательной воды в специальном теплообменнике (подогревателе), а также на нагрев воды в теплообменниках теплофикации.

Отработавший в турбине пар конденсируется в главном конденсаторе с помощью забортной (морской) воды. Образовавшийся конденсат с помощью конденсатного насоса подается в деаэратор, где происходит удаление растворенных газов, главным образом кислорода. Затем с помощью насоса питательная вода поступает в ПГ реакторной установки, и цикл повторяется.

Рис. 2. Тепловая схема ядерного блока ПЭБ

Вспомогательный энергетический блок включает в себя четыре резервных дизель-генератора (РДГ) мощностью по 800 кВт каждый, а также четыре аварийных дизель-генератора (АДГ) мощностью по 200 кВт. Кроме этого, в конструкции ПЭБ предусмотрена вспомогательная котельная установка (ВКУ) производительностью по пару 16 т/ч [1].

Описание реакторной установки и систем обслуживания.

Реакторная установка КЛТ-40С блочного типа представляет собой парогенерирующий блок (рис. 3). Основными элементами РУ являются: реактор, парогенераторы, главные циркуляционные насосы (ГЦН), теплообменники, компенсаторы давления, арматура и трубопроводы различного назначения, в том числе и те, которые образуют основные контуры РУ. К основным контурам РУ относятся 1-й, 2-й, 3-й и 4-й контуры. Каждая из РУ заключена в стальную герметичную оболочку, выполненную как прочноплотная конструкция корпуса ПЭБ и рассчитанную на максимальное давление, которое в ней может возникать в случае аварийных ситуаций. Основные характеристики РУ приведены в таблице 2.

Рис. 3. Парогенерирующий блок [1].

Описание конструкции реактора, схемы работы основного (1-го) контура, а также перечень систем и контуров, обеспечивающих и обслуживающих работу РУ, и основные их характеристики приведены в Приложении 1.

Активная зона реактора для КЛТ-40С была создана новая кассетная активная зона. По заявлению конструкторов, эта конструкция зоны решила вопрос нераспространения ядерных материалов и технологий. Заявлено, что обогащение урана, используемого в кассетной активной зоне, не превышает 20%, и это позволяет Росатому выполнить условия МАГАТЭ по ограничению распространения высокообогащенного ядерного материала и улучшить инвестиционную привлекательность проекта (ядерный материал с обогащением до 20% считается среднеобогащенным).

Таблица 2. Основные характеристики реакторной установки

По-видимому, в активных зонах, которые будут использоваться в ПАТЭС российского назначения, обогащение будет выше 20%, поскольку, по заявлению дирекции ПАТЭС, одной из целей создания плавучих станций является отработка технологий и активных зон, в частности для атомных подводных лодок и атомных кораблей различного назначения [13]. Основными параметрами, которые определяют работоспособность тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ), применяемых в активной зоне реакторов ПЭБ, являются [10]:

1. накопление осколков деления в топливной композиции;

2. теплонапряженность при среднеэксплуатационной мощности;

3. теплонапряженность при номинальной мощности;

4. флюенс быстрых нейтронов;

5. время работы на мощности;

6. продолжительность работы ТВЭЛов с циркониевыми оболочками в режимах с поверхностным кипением теплоносителя.

Кассетная активная зона реакторов является компактной и неремонтируемой (не предусматривается возможность перегрузки отдельных тепловыделяющих сборок (ТВС) при случайных или износовых отказах). Кассета представляет собой сборочную единицу, содержащую пучок ТВЭЛов, дистанционирующие решетки, чехол, концевые детали - головку и втулку, а также крепежные детали. Кассетная структура активной зоны позволит повысить мощность и срок службы (энергоресурс). Повышение энергоресурса при кассетной компоновке активной зоны достигается за счет увеличения количества тепловыделяющих элементов и размеров активной зоны. При этом остальное оборудование РУ и ее компоновка сохраняются. Кассетная структура активной зоны также снимает проблему ресурса экранной сборки реактора. По всей вероятности, в топливной кассете будут использованы дисперсионные ТВЭЛы на основе интерметаллидного топлива с повышенной ураноемкостью «UO2 + алюминиевый сплав». Применение этого вида топлива обеспечивает условие для снижения обогащения топлива. Оболочка этих ТВЭЛов изготовлена из циркониевого сплава Э-635, который показал при исследованиях хорошие результаты по коррозионной и радиационной стойкости. Конструктор активной зоны (ОАО «ОКБМ Африкантов») заявляет о скором переходе на активные зоны с существенно увеличенной кампанией (до 10 лет), однако в рассматриваемом проекте заявленная продолжительность кампании активной зоны составляет 3 года. Основные характеристики кассетного варианта активной зоны реактора КЛТ-40С приведены в таблице 3 [13]. Основным отличием в условиях работы ТВЭЛов в активных зонах ПЭБ по сравнению с активными зонами атомных ледоколов является более высокая среднеэксплуатационная мощность РУ.

Это приводит к изменениям следующих основных эксплуатационных параметров:

1. более высокая теплонапряженность при среднеэксплуатационной мощности;

2. большее время работы ТВЭЛов при поверхностном кипении теплоносителя;

3. более высокая скорость накопления осколков деления в топливной композиции;

4. более высокий поток быстрых нейтронов.

Таблица 3. Основные характеристики кассетной зоны реактора КЛТ-40С

Описание паротурбинной установки.

На ПЭБ установлено две паротурбинных установки типа ТК-35/38-3.4с. Турбина теплофикационного типа, предназначена для выработки тепла и привода генератора как источника электроэнергии. Расход свежего пара на турбину составляет 220 т/ч при температуре 285 °С. В турбине имеется отбора пара. Первый и третий отборы нерегулируемые, предназначены для подогрева питательной воды. Второй отбор - регулируемый, пар этого отбора направляется на подогрев питательной воды и нагрев воды промежуточного контура [1]. Диапазон регулирования отпуска тепловой энергии на подогреватели промежуточного контура составляет 0-100% при условии наличия нагрузки на клеммах генератора не менее 30% от номинальной. Указанное ограничение связано с охлаждением последних ступеней турбины. В диапазоне электрических нагрузок 30-100% от номинальной величины обеспечивается независимое регулирование отпуска тепловой и электрической энергии. Тепловой схемой турбины предусмотрен дополнительный отпуск тепла через пиковые подогреватели промежуточного контура за счет острого пара, отбираемого перед турбиной. При этом происходит снижение электрической мощности. Включение пиковых подогревателей необходимо в зимний период для покрытия пиковых тепловых нагрузок. Отпуск тепла от турбины осуществляется через промежуточный контур водой под давлением, что является дополнительным барьером от проникновения радиоактивности к потребителям тепла. Основное оборудование ПТУ (турбина, двухсекционный горизонтальный конденсатор поверхностного типа и электрогенератор с обслуживающими системами) представляет собой единый блок [20]. В таблице 3 указаны основные характеристики ПТУ ТК-35/38-3.4c

Таблица 3. Основные характеристики ПТУ ТК-35/38-3.4c

Характеристики паропроводов ПТУ, а также основные сведения о конденсатно-питательной системе и системе охлаждения главного конденсатора приведены в Приложении 2.

Описание резервных и аварийных источников питания.

Для питания во время буксировки, а также во время переходных и аварийных режимов ядерной энергетической установки (ЯЭУ), ПАТЭС снабжена источниками энергии на органическом топливе. Питание системы автозапуска АДГ обеспечивается от двойного комплекта стартерных аккумуляторных батарей напряжением 24 В. Время автоматического запуска АДГ около 10 секунд. Мощность РДГ позволяет осуществлять ввод (вывод) одной РУ и ПТУ (при неработающей второй РУ). В походном состоянии ПЭБ (буксировка) питание потребителей собственных нужд напряжением 0,4 кВ обеспечивается от РДГ.

Описание системы обращения с ядерным топливом и радиоактивных отходов.

В соответствии с проектной моделью эксплуатации ПЭБ в обеспечение его эксплуатации в течение межремонтного периода (10-12 лет) предусмотрено проведение трех перезарядок реакторов. Две перезарядки производятся в период эксплуатации, третья совпадает с проведением заводского ремонта. Таким образом, в хранилище ПЭБ должны постоянно находиться 4 активные зоны, до перезарядки - свежих, после перезарядки - отработавших. Для проведения комплекса работ по перезарядке реакторов, а также операций по хранению отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) и выдаче его на береговую базу в предремонтный период, проектом предусмотрена установка в защитном ограждении кранового (перегрузочного) оборудования. Кроме этого, предусмотрены хранилища мокрого типа с системами снятия остаточных тепловыделений от ОТВС. Во время эксплуатации ПЭБ и при перегрузке активных зон образуются различного рода ТРО, которые включают в себя демонтируемые с РУ сборки, приборы, детали, специнструмент, обтирочный материал, покрытия, спецодежду, посуду радиохимической лаборатории, отработавшую шихту фильтров 1-го и 3-го контуров и другие твердые отходы, попадающие под классификацию ТРО.

Поэтому хранилище ОТВС и ТРО должно будет выполнять следующие функции:

1. прием, хранение и выдачу ОТВС и ТРО;

2. поддержание температуры ОТВС в приемлемых пределах с учетом фактического уровня остаточных тепловыделений;

3. локализацию радионуклидов в пределах хранилища ОТВС и ТРО;

4. поддержание показателей качества теплоносителя, контактирующего

5. с ОТВС, в пределах, обеспечивающих минимальную скорость коррозии

6. ТВЭЛ;

7. контроль технологических параметров;

8. снижение уровня излучения от радиоактивных источников, размещенных в хранилище ОТВС и ТРО до установленных пределов в помещении хранилища и в смежных с ним. Хранение жидких и твердых радиоактивных отходов должно осуществляться без привлечения специальных судов атомно-технологического обслуживания (АТО) и плавучих технологических баз перезарядки (ПТБ) в течение 12-летнего межремонтного периода. На заводе по ремонту и сервисному обслуживанию ПЭБ отработавшее за один эксплуатационный межремонтный период (10-12 лет) ядерное топливо должно перегружаться из хранилищ ПЭБ в транспортные контейнеры и отправляться на переработку.

5. Оценка эксплуатационных характеристик энергетической установки

Оценка реакторной установки. Реакторная установка ПЭБ и системы, ее обслуживающие, проектировались в 1970-х годах прошлого века с частичной модернизацией некоторых систем и отдельных механизмов (третье поколение судовых реакторных установок). Поэтому относить эти установки к новейшим инновационным разработкам сегодня невозможно. Исключение составляет только активная зона реактора, которая выполнена с учетом особенностей эксплуатации ПЭБ.

Уровень безопасности этих установок оценивается разработчиком (Росатомом) как высокий. Поскольку в силу закрытости документов и ограничения информации у независимых экспертов нет возможности выполнить в полном объеме общественную экспертизу и убедиться в том, что РУ КЛТ-40С соответствует всем нормам безопасности, то общественность вынуждена довериться специалистам Росатома и отдельным публикациям, которые появляются в Интернете и специальной литературе.

В этих публикациях утверждается, что атомная установка ПЭБ «…не имеет систем подавления водорода, нет импульсного предохранительного устройства (ИПУ) на 1-м контуре, автоматизированная система управления технологическими процессами (АСУ ТП) спроектирована на 1 отказ в каждые 6-7-е сутки. Схема выдачи мощности в сеть не имеет автоматики УРОВ (устройств резервирования отказа выключателя), АПАХ (автоматики прекращения асинхронного хода), РД (регулятора давления). Требования Правил отвода тепла от активной зоны реактора к конечному поглотителю не выполнены…» [14]. Здесь имеется в виду, что при стояночном режиме акватория вокруг ПЭБ будет достаточно нагрета. И при нарушении требований к расстоянию между водозабором и водосбросом системы техводоснабжения ответственных потребителей группы А главные конденсаторы и другие теплообменники не будут справляться с теплоотводом от потребителей.

В реакторной установке применена блочная схема компоновки, которая позволяет использовать естественную циркуляцию в 1-м контуре при мощности реактора 3-5% от номинальной. Для атомных кораблей (АПЛ, АНК и ледоколов), у которых реакторы работают на средней мощности около 30% и не очень продолжительное время (до 3-х месяцев), естественная циркуляция

в 1-м контуре РУ на уровне 3-5% является дополнительной возможностью обеспечить теплоотвод от активной зоны в аварийных случаях, т. е. в случае прекращения принудительной циркуляции теплоносителя [9]. При аварийной остановке реактора ПАТЭС, временно дизель-электрические, паротурбинные и атомные установки, а также хранилища отработавшего и свежего ядерного топлива и радиоактивных материалов. Конструкция и характеристики корпуса, а также внутрикорпусное оборудование, предназначенное для обеспечения живучести и непотопляемости, имеют очень большое значение для обеспечения общей безопасности плавучего энергоблока. Поскольку планируется, что ПЭБ может буксироваться и использоваться в различных регионах земного шара, то конструкция и корабельное оборудование этого плавсредства должны отвечать всем требованиям, которые предъявляются регистром к морским судам. В связи с этим остаются вопросы, которые касаются конструктивной прочности и целостности корпуса и его частей, а также мореходности судна во всех случаях его эксплуатации при различных ледовых и ветроволновых условиях, в неограниченных районах плавания. Поскольку ПЭБ несамоходное стоечное судно, то в объявленном классе регистра ПЭБ (КЕ*[2] А2) категория ледовых усилений не указана. В проекте сказано только лишь о ледостойком покрытии, но отнесен ли ПЭБ к категории арктических судов и будет ли достаточно этого покрытия для эксплуатации плавучего блока в условиях буксировки по Северному морскому пути при разреженном льду и во время длительного стояночного режима на Камчатке, а тем бо-лее за Полярным кругом в Певеке (следующий проект ПАТЭС), из имеющихся данных не понятно. Буксировка несамоходного плоскодонного судна, водоизмещением 21,5 тыс. т, длиной 140 м и общей высотой около 40 м, даже в неледовых условиях представляет сложность и опасность. Бесконечное количество случаев, когда во время буксировки обрывались буксировочные тросы с известными последствиями. Например, буксировка через Северную Атлантику старого крейсера «Мурманск», водоизмещением 18 тыс. т и длиной 200 м, закончилась тем, что крейсер во время шторма оторвало от буксира и выбросило на норвежский берег. работающего продолжительное время на номинальной мощности, остаточное энерговыделение за счет бета- и гамма-излучений накопленных осколков деления будет со- ответствовать примерно 7% номинальной мощности, поскольку уровень остаточного энерговыделения зависит от уровня мощности, на которой работал реактор, времени его работы, эффективности стержней поглощения и других факторов. Таким образом, 3-5% естественной циркуляции может оказаться недостаточно для отвода тепла от активной зоны РУ ПЭБ в случае аварии.

Сделать абсолютно корректные выводы об уровне безопасности на основании тех документов, которые есть в открытом доступе, практически невозможно. В частности, невозможно оценить развитие и последствия тех аварий, которые рассматриваются как запроектные. Например, какие последствия будут при использовании систем заполнения кессона реактора водой и затопления защитной оболочки (ЗО), которые предназначены для заполнения кессона и ЗО забортной водой при угрозе расплавления активной зоны и днища реактора. А если все-таки расплавление произойдет? На стационарных АЭС на случай такой тяжелой аварии существует специальная ловушка для улавливания расплавленной массы, которая образуется из начинки активной зоны. На ПЭБ системы для улавливания или локализации расплавленной массы нет, и в случае проплавления днища расплавленная масса из активной зоны (смесь топлива и металла) при соприкосновении с водой создаст непредсказуемую ядерную и радиационную ситуацию.

То же касается других запроектных аварий. Например, падение летательного аппарата массой большей, чем ЯК-40, и даже такого же типа, повлечет, скорее всего, затопление ПЭБ и соответствующие последствия. На самом деле вероятность наступления аварий, которые отнесены к категории запроектных, не намного ниже, чем вероятность наступления проектных аварий, поэтому готовность к их предотвращению и ликвидации должна быть такой же, как и для проектных аварий.

И, наконец, вопросы по активной зоне, которую планируют использовать в реакторах ПЭБ. Заявлено, что обогащение топлива по U235 будет 18,5%. Однако имея в наличии обогащенный до 18,5% уран, довести это обогащение до 20% и более не настолько сложно, как если бы начать обогащать природный уран, который имеет 0,7% U235.К тому же известно, что любой тепловой ядерный реактор является «конвертором», т. е. в результате его работы в активной зоне происходит накопление вторичного топлива в виде Pu239 других делящихся нуклидов. В результате работы реактора ПАТЭС в течение года на мощности 80% в активной зоне двух реакторов образуется около 60 кг плутония.

Эти и другие факторы следует иметь в виду, прежде чем предлагать плавучие атомные станции для широкого распространения и использования в мире.

Оценка паротурбинной установки. Главный циркуляционный насос (ГЦН) паротурбинной установки, работающей на полной мощности, выбрасывает у берега почти 6000 т/ч подогретой в главном конденсаторе воды (144 000 т/сут). При работе двух ГЦН сброс охлаждающей воды с температурой 24° достигнет 12 000 т/ч. Если еще учитывать выбросы горячего «рассола» от водоопреснительной установки ПЭБ в количестве 105 т/ч с солесодержанием около 42,5 г/кг, а также выбросы из всех охладительных контуров (3-4-й контуры, контур вспомогательных механизмов, охладители конденсатов и т. д.), то в общей сложности за борт ПЭБ будет выбрасываться около 13 000 т/ч (60 000 т/сут) подогретой воды. О том, как это может сказаться на работе ЯЭУ, было сказано выше. Как это будет влиять на состояние акватории и биотыАвачинского залива, и бухты Крашенинникова в частности, покажет практика. Но ясно, что в условиях низких температур ПАТЭС будет находиться в постоянном облаке тумана, что отрицательно скажется как на здоровье людей, обслуживающих ПАТЭС, так и на состоянии техники. системы будет оказывать влияние ледовая обстановка. Средняя продолжительность ледового периода в бухте Крашенинникова составляет 149 дней (с ноября по май), максимальная - 199 дней. Наибольшая толщина льда (у бухты Ягодная) достигает 144 см. Максимальная скорость дрейфа льда - 0,3-0,6 м/с. Размеры ледового поля на входе в бухту могут достигать 200x200 м. Подвижки ледовых полей в ряде случаев приводили к повреждению плавучих причалов причального фронта в районе микрорайона «Рыбачий» и бухты Горбушечья.

Конденсатно-питательная система может стать источником радиационного загрязнения акватории в случаях течи парогенераторов и неплотности трубной системы главного конденсатора. По крайней мере, такая вероятность и техническая возможность существуют.

Оценка резервных источников питания. Согласно проекту ПЭБ имеет вполне достаточно резервных источников питания для обеспечения энергией аварийных режимов ядерной энергетической установки, а также обеспечения собственных нужд при неработающей ЯЭУ. Остается вопрос надежности этих источников, особенно в экстремальных случаях (шторм, циклоны, землетрясения, пожары и т. д.).

Оценка системы обращения с ядерным топливом и РАО. В России (СССР) нет опыта перезарядки реакторов в тех условиях, которые предусматриваются проектом ПЭБ. Никогда не осуществлялась перезарядка одного борта при работающем втором. Для перезарядки одного реактора (с учетом расхолаживания реактора, подготовительных работ и самой операции по перезарядке) необходимо времени до трех месяцев. Обычно операцию по перезарядке корабельных реакторов выполняли на специализированном заводе с помощью плавучей технической базы и специально подготовленного персонала. Экипаж, эксплуатирующий атомные установки, подобные операции выполнять не сможет, поскольку для этого необходимы специальная подготовка и навыки. Поэтому понадобится специальная бригада перезарядчиков. Наличие системы обращения с ядерным топливом и РАО на корабле, и в первую очередь хранилищ, существенно повышает потенциальную опасность, исходящую от этого объекта.

6. Описание корпуса судна и оценка и мореходных качества плавучего энергоблока

Конструкция корпуса ПЭБ представляет собой сложное плавучее сооружение длиной 140 м, шириной 30 м и общей высотой около 40 м. Большая парусность корпуса, а также несамоходность и плоское дно корабля потребуют больших сил при обеспечении его буксировок, особенно в открытом океане и в арктических условиях. В стояночном режиме, особенно в районах с большими рисками ураганов, цунами и сильных ветров, безопасность энергоблока должна будет обеспечиваться буксирами или другими плавсредствами, способными оказать помощь ПЭБ в случае угрозы отрыва или опрокидывания. Плавучий энергоблок имеет большое водоизмещение (21,5 тыс. т) и осадку 5,5 м, это означает, что для безопасной работы АЭУ необходимы глубины не менее 10 м. Помещения энергоблока чрезвычайно насыщены энергоемким оборудованием, которое имеет повышенную взрыво-, пожаро-, электро- и радиационную опасность. Аналогов такого большого насыщения плавсредств потенциально опасным оборудованием нет, поскольку ни один атомный корабль, включая корабли ВМФ, не содержали на борту одновременно дизель-электрические, паротурбинные и атомные установки, а также хранилища отработавшего и свежего ядерного топлива и радиоактивных материалов. Конструкция и характеристики корпуса, а также внутрикорпусное оборудование, предназначенное для обеспечения живучести и непотопляемости, имеют очень большое значение для обеспечения общей безопасности плавучего энергоблока. Поскольку планируется, что ПЭБ может буксироваться и использоваться в различных регионах земного шара, то конструкция и корабельное оборудование этого плавсредства должны отвечать всем требованиям, которые предъявляются регистром к морским судам. В связи с этим остаются вопросы, которые касаются конструктивной прочности и целостности корпуса и его частей, а также мореходности судна во всех случаях его эксплуатации при различных ледовых и ветроволновых условиях, в неограниченных районах плавания. Поскольку ПЭБ несамоходное стоечное судно, то в объявленном классе регистра ПЭБ (КЕ*[2] А2) категория ледовых усилений не указана. В проекте сказано только лишь о ледостойком покрытии, но отнесен ли ПЭБ к категории арктических судов и будет ли достаточно этого покрытия для эксплуатации плавучего блока в условиях буксировки по Северному морскому пути при разреженном льду и во время длительного стояночного режима на Камчатке, а тем более за Полярным кругом в Певеке (следующий проект ПАТЭС), из имеющихся данных не понятно. Буксировка несамоходного плоскодонного судна, водоизмещением 21,5 тыс. т, длиной 140 м и общей высотой около 40 м, даже в неледовых условиях представляет сложность и опасность. Бесконечное количество случаев, когда во время буксировки обрывались буксировочные тросы с известными последствиями. Например, буксировка через Северную Атлантику старого крейсера «Мурманск», водоизмещением 18 тыс. т и длиной 200 м, закончилась тем, что крейсер во время шторма оторвало от буксира и выбросило на норвежский берег.

7. Общие требования к эксплуатационной безопасности

Несомненно, любая ядерная энергетическая установка обладает потенциальной ядерной и радиационной опасностью. Для ПАТЭС к этим опасностям добавляются еще риски и опасности, присущие морским судам. Кроме этого, необходимо учитывать все потенциальные риски, связанные с тем, что ПЭБ будет своего рода плавучим хранилищем отработавшего ядерного топлива и радиоактивных отходов. Камчатка, где планируется использовать ПАТЭС, является самым сейсмоопасным регионом России, что увеличивает опасность проекта. Резюмируя все вышесказанное, можно сделать вывод, что Росатом, руководствуясь не совсем понятными целями, продвигает новый, потенциально опасный проект, который не имеет ни экономической, ни технологической, ни социально-экологической перспективы и значения

8. Требования, предъявляемые к гидротехническим и портовым сооружениям и оценка рисков

Береговая площадка площадью около 1,5 га определенно будет оказывать влияние на состояние окружающей природной среды. С учетом коэффициента застройки (0,3-0,5) площадь застройки составит 0,45-0,75 га, или ~ 0,002% от территории ЗАТО г. Вилючинск. Воздействие на флору и фауну окажут также гидротехнические сооружения ПАТЭС, которые в той или иной мере будут влиять на акваторию площадью ~ 8 га.Основные факторы воздействия ПАТЭС, которые будут влиять на водную флору и фауну, это:

1. изъятие среды обитания;

2. изменение температурного режима;

3. изменение течения;

4. изменение волнения и т. д.

Согласно проекту в месте установки ПЭБ естественная акватория должна иметь достаточные размеры и глубины для его установки и свободного маневрирования вспомогательных судов. Схема компоновки пункта базирования ПАТЭС изображена на рисунке 4. Гидротехнические сооружения (ГТС) ПАТЭС необходимы для обеспечения раскрепления, нормальной эксплуатации и транспортно-технологической связи ПЭБ с берегом и включают [2]:

1. волнозащитные сооружения (молы);

2. причальные сооружения для установки ПЭБ;

3. операционную акваторию;

4. дноуглубление, берегоукрепление;

5. знаки навигационной обстановки.

На обширной операционной акватории должны размещаться технологические суда обслуживания и одновременно два ПЭБ в период их переподключения к береговым сетям.

Рис. 4. Гидротехнические сооружения, рекомендуемые проектом

На берегу необходимо соорудить устройства для распределения и передачи электроэнергии потребителям, инженерные сети и транспортные коммуникации, а также помещения административно-хозяйственных служб. Кроме этого, необходимо будет построить инженерные сети, выходящие за границы площадки ПАТЭС. Для передачи теплоты от промежуточного контура ПЭБ в береговую теплофикационную сеть необходимо построить тепловой пункт, предназначенный для размещения насосов промежуточного контура ПЭБ, циркуляционных насосов сетевой воды и водо-водяных подогревателей сетевой воды. Береговая инфраструктура должна также предусматривать очистные сооружения для хозяйственно-бытовых и ливневых стоков от береговых объектов ПАТЭС и самого ПЭБ (в случае передачи вод на очистку при выводе из действия очистительной установки ПЭБ). Для транспортного обеспечения ПАТЭС должна быть предусмотрена подъездная автомобильная дорога к пункту базирования ПЭБ от существующей сети автодорог.

Рис. 5. Схема размещения ПЭБ в бухте Крашенинникова

9. Составляющие интегрированной системы безопасности плавучей атомной теплоэлектростанции

аварийный реакторный плавучий энергоблок

ПАТЭС - это сложное комбинированное инженерное сооружение, которое состоит из плавучего атомного энергоблока, гидротехнических и береговых сооружений, поэтому следует оценивать уровень безопасности ПАТЭС как отдельно морского судна и атомной станции, так и в комплексе при всех условиях, режимах, стадиях и этапах ее строительства и эксплуатации.

Обеспечение безопасности и живучести плавучей атомной теплоэлектростанции как морского судна.

ПЭБ является специализированным плоскодонным несамоходным судном стоечного типа, и проект по его использованию предусматривает практически неограниченную его эксплуатацию во всех морях и океанах земного шара, включая арктические моря, поэтому необходимо рассматривать его уровень безопасности в совокупности со всеми требованиями, предъявляемыми морским регистром к судам.

Для безопасности судов, в том числе и для ПЭБ, большое значение имеют мореходные качества и конструктивные свойства, которые обеспечивают живучесть и непотопляемость плавучего объекта. Конструкция ПЭБ проекта 20870 изначально (по замыслу) не соответствовала высоким мореходным стандартам. Плоскодонность, большая парусность, нулевая управляемость из-за отсутствия собственных рулевых устройств и двигателей автоматически относит плавучий энергоблок к потенциально опасному (высокий уровень опасности) морскому объекту, который, как правило, должен всегда сопровождаться (или страховаться) специальными буксировочными силами и средствами, даже если он находится на стоянке. Плавучий энергоблок планируется использовать как в арктических, так и в субтропических морях, поэтому мореходные качества и конструктивные свойства, обеспечивающие непотопляемость и живучесть, должны учитывать эти особенности, что, как показывает практика, сделать достаточно сложно.

Например, в арктических морях необходимо предпринимать меры для обеспечения защиты корпуса при низких температурах и в ледовых условиях, а в южных морях - корпус в основном подвергается воздействию водорослей и агрессивной теплой соленой морской воды, сильно увеличивающей и активизирующей коррозию арматуры и самого корпуса судна. Согласно паспорту ПЭБ должен оставаться на плаву в случае затопления двух смежных отсеков [1]. Это не максимально возможные меры, которые можно было бы предусмотреть в конструкции для обеспечения плавучести этого атомного судна. Например, конструктивные меры, применяемые для больших военных надводных кораблей, позволяют выдерживать затопление четырех и более водонепроницаемых отсеков [8]. Плавучий энергоблок имеет только семь отсеков, разделенных водонепроницаемыми переборками, и большое количество внутренних палуб, накрывающих отсеки, а также множество сальниковых и других переходов (большая насыщенность корабля системами и механизмами). В случае поступления воды это будет способствовать несимметричному затоплению отсеков, что в конечном итоге отрицательно повлияет на живучесть судна.

Буксировка. Согласно проекту ПЭБ будет в основном использоваться в стояночном режиме (у причала). Однако к месту постоянной дислокации плавучий блок будет буксироваться по морям и даже по океанам, если осуществятся планы продажи ПЭБ в страны Африки, Азии и Южной Америки.

Морская буксировка - это особый случай морской практики, связанный со сложным маневрированием и специальным техническим, навигационным и организационным обеспечением. Морская буксировка несамоходного атомного судна, которым является ПЭБ, исключительный случай, которого в мировой морской практике еще не было. Есть опыт буксировки плавучих кранов, барж и других плавсредств, но мировая практика не знает случая больших морских буксировок атомного стоечного судна. Проблему этой операции усугубляет тот факт, что заход атомных судов в порты, и даже в территориальные воды государств, требует специального разрешения и долгого согласования. Например, атомный лихтеровоз «Севморпуть» не смогли эффективно эксплуатировать по причине того, что он не мог свободно заходить во многие иностранные порты. Если при буксировке атомного ПЭБ, на борту которого в хранилищах и в реакторе находятся ядерные материалы, возникнет аварийная ситуация, требующая захода в территориальные воды в поисках места-убежища или в иностранные порты, то с этим могут появиться серьезные проблемы. Плавучий атомный блок требует постоянной охраны не только во время буксировки, но и во время стоянки. Охранять необходимо не только плавучий объект и наземную территорию, но и водную акваторию, включая ее подводную часть. Согласно Международному кодексу по управлению безопасной эксплуатацией судов и предотвращением загрязнения (МКУБ) компания-судовладелец должна разработать, задействовать и поддерживать для этих судов систему управления безопасностью (СУБ). Скорее всего, эти функции будут возложены на структурное подразделение Росатома «Атомфлот». Однако непонятно, как эти функции будут выполняться на плавучих ПЭБ, которые в будущем планируется использовать в других странах и континентах, но ясно, что все это потребует немалых дополнительных затрат, сил и средств [3].

Буксировка несамоходного плоскодонного судна в штормовых и ледовых условиях требует особой подготовки и решений. Такое судно в сложных условиях практически невозможно буксировать, используя только обычную буксирную линию. По всей вероятности, для буксировки ПЭБ необходимо будет задействовать как минимум 3-4 буксира или спасательных судна, два из которых при буксировке необходимо будет пришвартовать к судну лагом (побортно). Если первый корпус ПАТЭС будут буксировать на Камчатку по Северному морскому пути, то для осуществления этой операции потребуются ледоколы. Буксировка ПЭБ ледоколом является сложной и дорогостоящей операцией, которая требует специальных буксирных устройств и подготовки экипажей [3].

Согласно проекту безопасность ПЭБ обеспечивается при ветровой нагрузке при скорости ветра до 25 м/с, 7-8-балльном землетрясении, падении легкого летательного аппарата типа ЯК-40, ударе молнии, взрыве внешнего источника на берегу или на при-\швартованном к борту ПАТЭС судне и т. д. [1]. В проекте записано, что конструкция ПЭБ гарантирует работоспособность оборудования, механизмов и систем при ударной нагрузке не менее 3g, действующей в любом направлении, в условиях наклонов и качки. Насколько это будет соответствовать реальности, покажет практика, но первый корпус ПЭБ, как плавучий объект, имеет мореходные недостатки и риски, связанные с его конструкцией и эксплуатацией.

Основные из них:

1. слабые мореходные качества, заложенные в конструкции ПЭБ (плоскодонность, несамоходность, плохая управляемость, большая парусность);

2. повышенная взрыво- и пожароопасность судна как результат чрезмернойэнергонасыщенности;

3. риски, связанные с:

- потерей плавучест...