|
На настоящее время на различных стадиях жизненного цикла находится
18 промышленных реакторов, размещенных на трех предприятиях ЯТЦ
Минатома (13 реакторов в стадии снятия с эксплуатации и пять реакторов
эксплуатируется). Среди них следующие:
• на СХК г. Северска реакторы И-1, ЭИ-2, АДЭ-3 в стадии
снятия с эксплуатации. Реакторы – АДЭ-4 (1964 г.) и АДЭ-5 (1965
г.) в эксплуатации (производство электроэнергии и тепла);
• на ГХК г. Железногорска реакторы АД и АДЭ-1 в стадии
снятия с эксплуатации. Реактор АДЭ-2 в эксплуатации (1964 г.)
(производство электроэнергии и тепла);
• на ПО «Маяк» г. Озерска реакторы А, АВ-1, АВ-2, АВ-3,
АИ, ОК-180, ОК-190 и ОК-190М в стадии снятия с эксплуатации. Реакторы
Р-1 (1979 г.) и ЛФ-2 (1988 г.) в эксплуатации. Вся история существования промышленных
реакторов всегда носила засекреченный характер, т.к. основное
их назначение заключалось в наработке главным образом плутония,
направляемого в дальнейшем на радиохимические заводы для извлечения
последнего. Количество ядерных и радиационных
аварий, происходивших на них, а также количество эксплуатационного
персонала, переоблученного при их эксплуатации, измеряется тысячами
человек. Так, например, в 1949 г. были часты
случаи облучения персонала дозами от 200 до 500 сЗв в год. Вот только некоторые факты из прошлого
и настоящего промышленных реакторов:
• первая авария произошла в первый же день работы реактора
А. Случилась она 19 июня 1948 г. В одном из каналов реактора прекратился
приток охлаждающей воды и произошло частичное расплавление активной
зоны («козел»). Реактор был остановлен, до 30 июня проводились
работы по очистке каналов от сплавленных частей графита, урана
и алюминиевых оболочек;
• следующая авария произошла 25 июля 1948 г. и опять с
расплавлением активной зоны реактора. Для ремонта требовалось
остановить наработку плутония. Однако руководители работ приняли
другое решение: о проведении работ в активной зоне реактора без
его остановки. Это привело к сильнейшему загрязнению помещений
и переоблучению персонала;
• 16 июля 1996 г. произошло несанкционированное срабатывание
системы СУЗ реактора ЛФ-2;
• в 1997 г. на реакторе ЛФ-2 из-за технических неисправностей
в СУЗ произошло ложное срабатывание АЗ;
• 23 сентября 1998 г. при подъеме мощности реактора ЛФ-2
после срабатывания A3 допустимый уровень мощности был превышен
на 10%. В результате в нескольких технологических каналах был
превышен допустимый уровень подогрева воды и в трех каналах произошла
разгерметизация части ТВЭЛов, что привело к загрязнению оборудования
и трубопроводов I контура. Содержание ксенона-133 в выбросе из
реактора в течение 10 дней превысило годовой допустимый уровень.
Реактор остановлен на планово-предупредительный ремонт;
• 14 июня 1999 г. в 14 час. 10 мин. в центральном зале
двухцелевого промышленного урано-графитового реактора АДЭ-4 реакторного
завода СХК при проведении регламентных работ по загрузке блоков
типа ДАВ-90 в технологический канал (ТК) реактора в результате
ошибки оператора был открыт загруженный блоками ДАВ-90 работающий
канал, вследствие чего облученные блоки ДАВ-90 из-за пропуска
обратного клапана ТК вышли на плитный настил. При этом два человека
получили дозу облучения в 1,5 и 3 годовые ПДД. Анализируя инциденты, происходящие
на промышленных реакторах, можно прийти к выводу, что их причинами,
как правило, являются нарушения регламентов и требований нормативной
документации, невыполнение требований к подготовке работников
и допуску к работе, к организации работ и осуществлению ведомственного
контроля. Кроме этого, хотелось бы отметить
следующие недостатки эксплуатируемых промышленных реакторов:
• не проведена оценка герметичности помещений первого контура
и систем локализации для реакторов Р и ЛФ-2;
• отсутствуют в полном объеме (на реакторах Р и ЛФ-2) резервные
щиты управления;
• на реакторе ЛФ-2 не предусмотрены система или устройства,
защищающие оборудование I контура от превышения давления или температуры;
• проектом реактора ЛФ-2 не предусмотрена установка образцов
свидетелей для контроля за состоянием металла I контура;
• не обеспечивается резерв существующей совместной системы
надежного электроснабжения реакторов Р и ЛФ-2;
• для реактора АДЭ-2 не были предусмотрены или вообще отсутствуют:
система охлаждения активной зоны при аварии с разрывом I контура
реактора на мощности; плотная оболочка вокруг реактора; перечень
исходных аварийных событий, оформленных в установленном порядке
и утвержденных Госатомнадзором России. Проектная система отвода
пароводяной смеси из реакторного пространства позволяет справиться
с одновременным разрывом не более семи технологических каналов
(одновременный разрыв большего числа каналов должен привести к
разрушению верхней защитной конструкции реактора и свободному
выходу продуктов деления в окружающую среду, как это было при
Чернобыльской аварии).
|
