
- •Содержание
- •К 50-летию АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ
- •Атомная энергетика: от первой в мире атомной электростанции до сегодняшних дней
- •К 50-летию создания первой в мире атомной электростанции
- •Повышение эффективности управления техобслуживанием и ремонтами АЭС
- •ТЕПЛОВЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ
- •Исследование влияния некоторых факторов на работу топочных экранов
- •О повышении надежности экранов солевых отсеков и оптимизации кратности концентраций между ступенями испарения котлов высокого давления
- •О ступенчатом испарении в барабанных котлах высокого давления
- •ЭНЕРГОСИСТЕМЫ И ЭЛЕКТРИЧЕСКИЕ СЕТИ
- •Использование прогнозного расчета скидки в энергосбытовой деятельности АО-энерго
- •Многоуровневый интегрированный комплекс программ РТП для расчетов и нормирования потерь электроэнергии в электрических сетях Мосэнерго
- •О внедрении регистраторов аварийных событий на энергообъектах Сибири
- •К расчету заземлителей электроустановок с эффективно-заземленной нейтралью
- •Еще раз про технику безопасности при работах на воздушных линиях электропередачи, находящихся под наведенным напряжением
- •ОБОРУДОВАНИЕ СТАНЦИЙ И ПОДСТАНЦИЙ
- •ХРОНИКА
- •ЭНЕРГОХОЗЯЙСТВО ЗА РУБЕЖОМ
- •Энергосистемы к 2020 г. Обзор перспектив

Атомная энергетика: от первой в мире атомной электростанции до сегодняшних дней
Мальцев Б. К., êàíä. òåõí. íàóê
Институт проблем безопасности развития атомной энергетики
В развитии атомной энергетики 2004 год – юбилейный. В середине этого года исполняется 50 лет со дня пуска в СССР первой в мире атомной энергетической станции, ознаменовавшего начало новой эры в развитии энергетики – использовании ядерной энергии для целей производства электроэнергии.
Уже в 1946 г. советские ученые пришли к выводу о возможности применения атомной энергии в мирных целях и представили в Правительство
СССР записку о путях ее достижения. Решение о строительстве атомной электростанции было принято в феврале 1950 г., а несколько позднее (в июле) постановлением Правительства СССР для руководства работами в области использования ядерной энергии в народном хозяйстве было создано в составе Первого главного управления ГНК
СССР отдельное структурное подразделение, а в НИИхиммаше – специальное конструкторское бюро, задачей которого была разработка реактора для первой в мире АЭС.
27 июня 1954 г. в г. Обнинске была введена в
эксплуатацию первая в мире атомная электростанция мощностью 5000 кВт с водографитовым реактором канального типа на тепловых нейтронах.
Значение этого события не только в том, что была продемонстрирована возможность создания технологического процесса безопасного преобразования ядерной энергии в электрическую, но и, главным образом, в том, что его последующие изу- чение и исследования позволили выявить принципиальные условия для безопасности этого процесса. Было установлено, что для гарантии ядерной и радиационной безопасности должны быть созданы системы:
управления ядерной реакцией, исключающие ее неконтролируемое протекание, способные в любой момент быстро ее прекратить и достаточ- ные для длительного поддержания активной зоны реактора в остановленном подкритическом состоянии;
отвода тепла от ядерного топлива, способные при любых состояниях энергоблока (нормальной эксплуатации, ее нарушениях, авариях, включая такие, при которых возможна утечка из реактора теплоносителя) обеспечить охлаждение тепловыделяющих элементов, достаточное для предотвращения их повреждения и разрушения ядерного топлива;
последовательных барьеров на пути возможного распространения радиоактивных веществ для предотвращения их неконтролируемого распространения и удержания радиоактивных материалов в ограниченном объеме при повреждении этих барьеров.
Выявленные при создании и эксплуатации первой в мире АЭС условия обеспечения безопасности персонала, населения и окружающей среды позднее, в процессе становления атомной энергетики, были определены Международным агентством по атомной энергии (МАГАТЭ) как функции безопасности, для реализации которых в обязательном порядке АЭС должны оснащаться системами безопасности. Была также сформулирована общепризнанная современная концепция обеспече- ния безопасности, сущность которой заключается в том, что безопасность АЭС должна обеспечиваться за счет последовательной реализации концепции глубоко эшелонированной защиты, основанной на применении системы физических барьеров на пути распространения ионизирующего излуче- ния и радиоактивных веществ в окружающую среду и системы технических мер по защите этих барьеров и сохранению их эффективности.
Эти основополагающие условия безопасной технологии преобразования ядерной энергии в дальнейшем учитывались всеми странами, занимавшимися развитием атомной энергетики. Безопасность практически всех АЭС, сооруженных в
СССР, также основана на использовании этих принципов, хотя не всегда с должной полнотой.
В СССР до 1991 г. было построено 17 атомных электрических станций с 53 энергоблоками суммарной мощностью около 40 ГВт(э) и при техни- ческом содействии СССР в странах Европы 10 АЭС с 27 блоками и общей мощностью около 15 ГВт(э). По совершенству решения проблем безопасности эти АЭС можно разделить на две группы:
АЭС первого поколения – спроектированные на основе общепромышленных и отраслевых норм и правил;
АЭС второго поколения – спроектированные с учетом специальных норм, разработанных для проектирования ядерных энергетических объектов.
Оценивая сегодня безопасность энергоблоков первого поколения с реакторами типа В-440 и РБМК-1000, предназначавшихся для серийного строительства, следует признать, что энергоблоки
6 |
2004, ¹ 6 |

с реакторами В-440 полностью соответствовали |
оперативной и неоперативной диагностики. В |
||
изложенным требованиям безопасности, а блоки с |
80 – 90-е годы XX века методы диагностики были |
||
РБМК – не в полной мере. Имеющиеся несоответ- |
усовершенствованы на основе новейших достиже- |
||
ствия этим требованиям к конструкции реакторов, |
ний науки в области исследования механики раз- |
||
системам защиты и управления в целом, к работо- |
рушений и внедрения в практику технологии конт- |
||
способности технологических систем и оборудо- |
роля состояния металла, основанной на концепции |
||
вания зданий и сооружений при внутренних и |
“течь до разрушения”. |
||
внешних воздействиях природного и техногенного |
Однако особенности проекта АЭС первого по- |
||
характера связаны в основном с тем, что энерго- |
коления, предназначавшегося для серийного стро- |
||
блоки РБМК создавались при практически полном |
ительства, были известны только самим их созда- |
||
отсутствии нормативов, специально разработан- |
телям, а внешних признаков, символизирующих |
||
ных для АЭС, и при этом использовались, как пра- |
безопасность и уже имевшихся на первых АЭС в |
||
вило, отраслевые нормы и стандарты предприятий |
США, например, таких, как специальное сооруже- |
||
химического машиностроения. При создании АЭС |
ние – контаймент, внутри которого размещалась |
||
с реакторами ВВЭР применялись нормы энерого- |
реакторная установка, на отечественных энерго- |
||
машиностроения. Единственные |
специальные |
блоках не было, поэтому многим в нашей стране и |
|
нормы, которые действовали во время выполнения |
особенно за рубежом безопасность первых АЭС |
||
проектов энергоблоков с реактором В-440 и |
представлялась сомнительной. |
||
РБМК-1000, – нормы радиационной и санитарной |
Это было обусловлено тем, что американские и |
||
безопасности, разработка которых была начата |
советские специалисты исходили из разных “раз- |
||
еще в 1947 г. Министерством |
здравоохранения |
меров” и причин возникновения предполагаемых |
|
ÑÑÑÐ. |
|
|
аварий. В Америке считалось, что возможна пол- |
Уровень сейсмических воздействий учитывал- |
ная потеря теплоносителя из реактора вследствие |
||
ся в соответствии с требованиями к сейсмостойко- |
мгновенного разрыва самого большого по диамет- |
||
му строительству общепромышленных объектов. |
ру трубопровода системы охлаждения (Dy 500). |
||
Армянская АЭС, спроектированная и построенная |
Такие взгляды были сформированы в связи с не- |
||
с учетом сейсмических воздействий, в дальней- |
уверенностью в возможности обеспечить необхо- |
||
шем во время эксплуатации выдержала без оста- |
димое качество конструкционных материалов. Со- |
||
новки реактора и каких-либо последствий для ра- |
ветские специалисты, проектировавшие энерго- |
||
ботоспособности всего оборудования, зданий и со- |
блоки В-440, исходя из опыта традиционной энер- |
||
оружений обоих энергоблоков сейсмические толч- |
гетики, атомной и химической промышленности, |
||
ки интенсивностью в 6 – 7 баллов по шкале MSK. |
считали, что можно исключить возможность раз- |
||
Для обеспечения безопасности энергоблоков с |
рыва трубопровода большого диаметра путем при- |
||
реакторными установками В-440 (с проектами под |
менения специальных высокопластичных сталей и |
||
номерами В-179, В-230 и В-270) на них была реа- |
соответствующего входного и эксплуатационного |
||
лизована глубоко эшелонированная защита, состо- |
контроля состояния металла. Поэтому при проек- |
||
явшая из четырех физических барьеров, препятст- |
тировании систем безопасности допускалась воз- |
||
вующих выходу радиоактивных продуктов. Для |
можность разрыва трубопровода диаметром не бо- |
||
защиты барьеров и сохранения их эффективности |
лее 100 мм, при котором с учетом применения мер |
||
были предусмотрены две системы для остановки и |
по ограничению размера течи можно компенсиро- |
||
удержания в таком состоянии процесса деления |
вать утечку теплоносителя, не допустить опорож- |
||
ядерного топлива, четыре системы для отвода теп- |
нения реактора, сохранить возможность отвода |
||
ла и система локализации, препятствующая вы- |
тепла от ядерного топлива к конечному поглотите- |
||
бросу радиоактивности в окружающую среду. |
лю с помощью систем второго контура и предот- |
||
Особо следует отметить, что одна из систем отво- |
вратить благодаря этому какое-либо повреждение |
||
да оказалась способной длительно (до 5 ч) охлаж- |
топлива. При таком подходе вместо высоконапор- |
||
дать активную зону даже при полной потере всех |
ной системы аварийного охлаждения, которой |
||
источников энергоснабжения. Подобным свойст- |
оснащались энергоблоки, строившиеся в этот пе- |
||
вом обладают только отечественные реакторные |
риод времени в США, можно было ограничиться |
||
установки, разработанные ОКБ “Гидропресс”. |
системой аварийной подпитки водой реактора, а |
||
Важным аспектом обеспечения безопасности |
вместо контаймента – герметичным помещением. |
||
было то, что впервые для АЭС проектом были пре- |
АЭС первого поколения с реакторами РБМК |
||
дусмотрены организационные |
è |
технические |
(энергоблоки ¹ 1 и 2 Курской и Ленинградской |
меры для эксплуатационного контроля состояния |
АЭС) имели более существенные недостатки в |
||
металла и оборудования. |
|
|
обеспечении безопасности и множество несоот- |
При дальнейшем развитии атомной энергетики |
ветствий требованиям нормативных документов |
||
этот вид деятельности превратился в стратегию |
по безопасности. Однако не эти недостатки были |
||
предотвращения разрушения трубопроводов сис- |
причиной известной аварии на блоке ¹ 4 Черно- |
||
темы охлаждения реактора путем непрерывной |
быльской АЭС, который относится к АЭС второго |
||
|
|
|
|
2004, ¹ 6 |
|
|
7 |

Ò à á ë è ö à 1
ÀÝÑ |
Тип реактора |
Мощность, МВт (э) |
|
|
|
|
|
Волгодонская |
ÂÂÝÐ-1000 |
1 áëîê – 1000 |
|
Балаковская |
ÂÂÝÐ-1000 |
4 блока по 1000 |
|
Смоленская |
ÐÁÌÊ-1000 |
3 блока по 1000 |
|
Калининская |
ÂÂÝÐ-1000 |
2 блока по 1000 |
|
Курская |
ÐÁÌÊ-1000 |
4 блока по 1000 |
|
Кольская |
ÂÂÝÐ-440 |
4 блока по 440 |
|
Ленинградская |
ÐÁÌÊ-1000 |
4 блока по 1000 |
|
Нововоронежская |
ÂÂÝÐ-440, -1000 |
2 блока по 417 и |
|
1 áëîê – 1000 |
|||
|
|
||
Белоярская |
ÁÍ-600 |
1 áëîê – 600 |
|
Билибинская |
ÝÃÏ-6 |
4 блока по 12 |
|
|
|
|
поколения, строившимся в полном соответствии с принципиальными основными требованиями норм и правил по безопасности АЭС.
26 апреля в 1 ч 23 мин на блоке ¹ 4 Чернобыльской АЭС при работе реактора на мощности 200 МВт (тепловой) произошла крупнейшая в истории атомной промышленности техническая катастрофа с полным разрушением реакторной установки и выбросом в окружающую среду ядерного топлива и колоссального количества радиоактивных веществ. Международное сообщество в лице МАГАТЭ указало на низкую культуру безопасности как основную причину аварии, проявившуюся в невыполнении предписанных инструкций и правил.
Последствия этого события оказали существенное негативное влияние на развитие атомной энергетики в мире: во многих странах было полностью прекращено строительство АЭС, в некоторых заявлено о снятии их с эксплуатации. В Советском Союзе была резко сокращена программа строительства новых АЭС.
Российский период развития атомной энергетики характеризуется, прежде всего, тем, что было
Ò à á ë è ö à 2
завершено законодательное установление правовых и нормативных основ регулирования ядерной и радиационной безопасности при использовании атомной энергии. Основными федеральными законами “Об использовании атомной энергии” и “О радиационной безопасности населения” введено государственное регулирование безопасности, определено понятие радиационной безопасности населения как состояние его защищенности, установлено государственное нормирование состояния защищенности; определено, что всю ответственность за безопасность несет эксплуатирующая организация.
ÂРоссийской Федерации функции эксплуатирующей организации выполняет государственное предприятие – концерн “Росэнергоатом”, объединяющий все атомные электростанции России.
Âнастоящее время в России эксплуатируется 30 энергоблоков: 6 с реакторами ВВЭР-440, 8 – с реакторами ВВЭР-1000, 11 – с реакторами РБМК, 4 – с реакторами ЭГП-6 и 1 – с реактором БН-600, из которых введены в эксплуатацию блок ¹ 3 Смоленской АЭС в 1991 г., блок ¹ 4 Балаковской АЭС в 1994 г., блок ¹ 1 Волгодонской АЭС – в 2001 г. Перечень действующих энергоблоков приведен в òàáë. 1, а их основные технические показатели – в òàáë. 2.
Â2003 г. АЭС выработали около 150 млрд. кВт·ч электроэнергии, что составляет 16,5% ее суммарного производства в России.
Ежегодно концерн “Росэнергоатом” представляет в Госатомнадзор России отчет о текущем состоянии эксплуатационной безопасности каждого энергоблока АЭС с оценкой влияния на безопасность нарушений в работе АЭС.
Нарушения включают в себя внеплановые остановы, отключения энергоблоков от сети, снижения их нагрузки, отказы оборудования и систем, события, приведшие к облучению персонала, радиационному загрязнению оборудования, помещений и др. Все нарушения в работе АЭС классифи-
! " #
|
|
|
Тип реактора |
|
|
|
Показатель |
|
|
|
|
|
|
ÂÂÝÐ-440 |
ÂÂÝÐ-1000 |
ÐÁÌÊ-1000 |
ÁÍ-600 |
ÝÃÏ-6 |
||
|
||||||
|
|
|
|
|
|
|
Тепловая мощность, МВт |
1375 |
3000 |
3200 |
1470 |
62 |
|
Электрическая мощность, МВт |
440 |
1000 |
1000 |
600 |
12 |
|
Давление теплоносителя, МПа |
12,3 |
15,7 |
6,9 |
– |
6,2 |
|
Расход теплоносителя, т ч |
40 800 |
84 800 |
37 500 |
25 000 |
600 |
|
Температура теплоносителя, °С |
268 |
289 |
284 |
550 |
265 |
|
Паропроизводительность, т ч |
2700 |
5880 |
5800 |
660 |
96 |
|
Давление пара перед турбиной, МПа |
4,3 |
5,9 |
6,6 |
13,2 |
6,0 |
|
Обогащение топлива, % |
3,6 |
4,3 |
2,0 – 2,4 |
17 – 33 |
3,0 – 3,6 |
|
Число ТВС в активной зоне |
349 |
163 |
1550 – 1580 |
369 |
273 |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
8 2004, ¹ 6

цируются по семиуровневой Международной шкале ядерных событий INES (7-й уровень – максимальный).
Имевшие место повреждения и отказы элементов систем, важных для обеспечения безопасности, не приводили к нарушениям пределов и/или условий безопасной эксплуатации энергоблоков АЭС. Во всех случаях остановов и разгрузок реакторов сохранялась полная работоспособность системы управления и защиты, которая обеспечивала безопасный перевод реакторов в подкритическое состояние или на требуемый уровень мощности.
В 2003 г. на атомных станциях было зафиксировано 48 нарушений. Из них по шкале INES лишь одно событие попало в классификацию и было оценено уровнем “1” – “Аномалия”. Радиационных действий ни на персонал, ни на окружающую среду данный инцидент (а именно так называются события по шкале INES ниже третьего уровня включительно) не имел. Остальные нарушения характеризовались уровнем “0” (не влияет на безопасность) или уровнем “вне шкалы” (не имеет отношения к безопасности) и относились к отклонениям. В то же время систематически уменьшается число остановов реакторов АЭС действием автоматической защиты. По этому важнейшему показателю безопасности Россия входит в тройку самых безопасных ядерных энергетических корпораций мира (наряду с Японией и Германией). В российской атомной энергетике продолжается устойчивое уменьшение числа таких случаев, что отражает повышение безопасности при эксплуатации ядерных энергоблоков.
Программа развития атомной энергетики Российской Федерации на 1998 – 2005 гг. и на период до 2010 г., утвержденная постановлением Правительства Российской Федерации, наряду со строительством новых энергоблоков атомных станций предусматривает сохранение действующих генерирующих мощностей после окончания 30-летне- го проектного срока службы. В целях продления сроков эксплуатации концерн “Росэнергоатом” осуществляет комплекс работ по модернизации оборудования и систем энергоблоков для повышения уровня их безопасности и продления срока эксплуатации десяти энергоблоков АЭС первого поколения, суммарная установленная мощность которых составляет 4345 МВт.
К настоящему времени завершены работы но обоснованию продления назначенного проектом срока службы блоков ¹ 3 и 4 Нововоронежской и ¹ 1 Кольской АЭС еще на 15 лет.
На Курской АЭС завершены работы по программе второго этапа модернизации энергоблока ¹ 1, реализованы мероприятия по повышению уровня его безопасности. В результате проведенных работ впервые на энергоблоке первого поколения с реактором РБМК-1000 введены в эксплуатацию новые системы безопасности, а также выполнен большой объем работ по модернизации существующего оборудования и систем.
Готовится к пуску блок ¹ 3 Калининской АЭС; ведутся работы по достройке ранее частично сооруженных блоков ¹ 5 Курской, ¹ 2 Волгодонской и ¹ 5 и 6 Балаковской АЭС; планируется строительство новых АЭС с использованием усовершенствованного реактора ВВЭР-1000 на площадках Нововоронежской, Курской и Башкирской атомных электростанций.
Разработан проект АЭС нового поколения с применением реакторной установки ВВЭР-1000, отличающийся принципиально более высоким уровнем безопасности по сравнению с существующими. Это достигнуто благодаря тому, что разработчик проекта – институт Атомэнергопроект предложил дополнить международно-признанную концепцию обеспечения безопасности условием для предотвращения запроектных аварий. Смысл этого дополнения заключается в том, что АЭС для повышения эффективности и надежности защиты барьеров безопасности должна оснащаться для выполнения всех функций безопасности не менее чем двумя комплектами систем, действующих на разных физических принципах, в том числе и при полной потере энергоснабжения. Были найдены проектные и технические решения и разработан проект АЭС, которая:
обеспечивает защищенность персонала, населения и окружающей среды более высокую, чем требуется законодательно;
сохраняет безопасность не менее 24 ч при полной потере энергоснабжения без вмешательства персонала;
остается безопасной при воздействиях: внутренних (температуры, давления в помещениях, воды, пара, ударных волн, летящих предметов и пожаров, а также разрывах трубопроводов), внешних природных (землетрясений, смерчей и других явлений природы) и внешних техногенных (падений самолета, воздушных ударных волн, пожаров, затопления водой).
В настоящее время разрабатывается проект АЭС с энергоблоками единичной мощностью 1500 МВт на базе реактора типа ВВЭР.
2004, ¹ 6 |
9 |