Анализ инцидента 22 сентября 2009 г. с незакрытием импульсно-предохранительного устройства компенсатора давления на энергоблоке № 3 ОП "Ривненская АЭС"

Приведены основные результаты анализа известного инцидента на энергоблоке № 3 ОП "Ривненская АЭС" (ОП РАЭС), связанного с незакрытием (после открытия) импульсно-предохранительного устройства компенсатора давления в процессе плановых испытаний. Установлены основные причины события и показан...

Ausführliche Beschreibung

Gespeichert in:

Bibliographische Detailangaben
Datum:	2011
Hauptverfasser:	Ключников, А.А., Скалозубов, В.И., Комаров, Ю.А., Колисниченко, М.И., Ковтанюк, П.И., Павлов, Ю.А.
Format:	Artikel
Sprache:	Russian
Veröffentlicht:	Інститут проблем безпеки атомних електростанцій НАН України 2011
Schriftenreihe:	Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля
Schlagworte:	Проблеми безпеки атомних електростанцій
Online Zugang:	http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/112873
Tags:	Tag hinzufügen Keine Tags, Fügen Sie den ersten Tag hinzu!
Назва журналу:	Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
Zitieren:	Анализ инцидента 22 сентября 2009 г. с незакрытием импульсно-предохранительного устройства компенсатора давления на энергоблоке № 3 ОП "Ривненская АЭС" / А. А. Ключников, В.И. Скалозубов, Ю.А. Комаров, М.И. Колисниченко, П.И. Ковтанюк, Ю.А. Павлов // Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля: наук.-техн. зб. — 2011. — Вип. 15. — С. 51–59. — Бібліогр.: 19 назв. — рос.

Institution

Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine

id	irk-123456789-112873
record_format	dspace
spelling	irk-123456789-1128732017-01-30T03:02:30Z Анализ инцидента 22 сентября 2009 г. с незакрытием импульсно-предохранительного устройства компенсатора давления на энергоблоке № 3 ОП "Ривненская АЭС" Ключников, А.А. Скалозубов, В.И. Комаров, Ю.А. Колисниченко, М.И. Ковтанюк, П.И. Павлов, Ю.А. Проблеми безпеки атомних електростанцій Приведены основные результаты анализа известного инцидента на энергоблоке № 3 ОП "Ривненская АЭС" (ОП РАЭС), связанного с незакрытием (после открытия) импульсно-предохранительного устройства компенсатора давления в процессе плановых испытаний. Установлены основные причины события и показано, что при этом не были нарушены правила и нормы ядерной и радиационной безопасности. Наведено основні результати аналізу відомого інциденту на енергоблоці № 3 ВП РАЕС, пов'язаного з незакриттям (після відкриття) ) імпульсно-запобіжного пристрою компенсатора тиску в процесі планових випробувань. Установлено основні причини події та показано, що при цьому не було порушено правила і норми ядерної та радіаційної безпеки. The article presents the main results of the analysis of the famous incident at Unit 3 of Rivne NPP, concerned with unclosing (after opening) of the pilot operated relief valve (PORV) of pressurizer during periodic testing. It was determined the main causes of this event and showed that rules and standards for nuclear and radiation safety had not been violated in this case. 2011 Article Анализ инцидента 22 сентября 2009 г. с незакрытием импульсно-предохранительного устройства компенсатора давления на энергоблоке № 3 ОП "Ривненская АЭС" / А. А. Ключников, В.И. Скалозубов, Ю.А. Комаров, М.И. Колисниченко, П.И. Ковтанюк, Ю.А. Павлов // Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля: наук.-техн. зб. — 2011. — Вип. 15. — С. 51–59. — Бібліогр.: 19 назв. — рос. 1813-3584 http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/112873 504.064:621.039 ru Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля Інститут проблем безпеки атомних електростанцій НАН України
institution	Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
collection	DSpace DC
language	Russian
topic	Проблеми безпеки атомних електростанцій Проблеми безпеки атомних електростанцій
spellingShingle	Проблеми безпеки атомних електростанцій Проблеми безпеки атомних електростанцій Ключников, А.А. Скалозубов, В.И. Комаров, Ю.А. Колисниченко, М.И. Ковтанюк, П.И. Павлов, Ю.А. Анализ инцидента 22 сентября 2009 г. с незакрытием импульсно-предохранительного устройства компенсатора давления на энергоблоке № 3 ОП "Ривненская АЭС" Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля
description	Приведены основные результаты анализа известного инцидента на энергоблоке № 3 ОП "Ривненская АЭС" (ОП РАЭС), связанного с незакрытием (после открытия) импульсно-предохранительного устройства компенсатора давления в процессе плановых испытаний. Установлены основные причины события и показано, что при этом не были нарушены правила и нормы ядерной и радиационной безопасности.
format	Article
author	Ключников, А.А. Скалозубов, В.И. Комаров, Ю.А. Колисниченко, М.И. Ковтанюк, П.И. Павлов, Ю.А.
author_facet	Ключников, А.А. Скалозубов, В.И. Комаров, Ю.А. Колисниченко, М.И. Ковтанюк, П.И. Павлов, Ю.А.
author_sort	Ключников, А.А.
title	Анализ инцидента 22 сентября 2009 г. с незакрытием импульсно-предохранительного устройства компенсатора давления на энергоблоке № 3 ОП "Ривненская АЭС"
title_short	Анализ инцидента 22 сентября 2009 г. с незакрытием импульсно-предохранительного устройства компенсатора давления на энергоблоке № 3 ОП "Ривненская АЭС"
title_full	Анализ инцидента 22 сентября 2009 г. с незакрытием импульсно-предохранительного устройства компенсатора давления на энергоблоке № 3 ОП "Ривненская АЭС"
title_fullStr	Анализ инцидента 22 сентября 2009 г. с незакрытием импульсно-предохранительного устройства компенсатора давления на энергоблоке № 3 ОП "Ривненская АЭС"
title_full_unstemmed	Анализ инцидента 22 сентября 2009 г. с незакрытием импульсно-предохранительного устройства компенсатора давления на энергоблоке № 3 ОП "Ривненская АЭС"
title_sort	анализ инцидента 22 сентября 2009 г. с незакрытием импульсно-предохранительного устройства компенсатора давления на энергоблоке № 3 оп "ривненская аэс"
publisher	Інститут проблем безпеки атомних електростанцій НАН України
publishDate	2011
topic_facet	Проблеми безпеки атомних електростанцій
url	http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/112873
citation_txt	Анализ инцидента 22 сентября 2009 г. с незакрытием импульсно-предохранительного устройства компенсатора давления на энергоблоке № 3 ОП "Ривненская АЭС" / А. А. Ключников, В.И. Скалозубов, Ю.А. Комаров, М.И. Колисниченко, П.И. Ковтанюк, Ю.А. Павлов // Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля: наук.-техн. зб. — 2011. — Вип. 15. — С. 51–59. — Бібліогр.: 19 назв. — рос.
series	Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля
work_keys_str_mv	AT klûčnikovaa analizincidenta22sentâbrâ2009gsnezakrytiemimpulʹsnopredohranitelʹnogoustrojstvakompensatoradavleniânaénergobloke3oprivnenskaâaés AT skalozubovvi analizincidenta22sentâbrâ2009gsnezakrytiemimpulʹsnopredohranitelʹnogoustrojstvakompensatoradavleniânaénergobloke3oprivnenskaâaés AT komarovûa analizincidenta22sentâbrâ2009gsnezakrytiemimpulʹsnopredohranitelʹnogoustrojstvakompensatoradavleniânaénergobloke3oprivnenskaâaés AT kolisničenkomi analizincidenta22sentâbrâ2009gsnezakrytiemimpulʹsnopredohranitelʹnogoustrojstvakompensatoradavleniânaénergobloke3oprivnenskaâaés AT kovtanûkpi analizincidenta22sentâbrâ2009gsnezakrytiemimpulʹsnopredohranitelʹnogoustrojstvakompensatoradavleniânaénergobloke3oprivnenskaâaés AT pavlovûa analizincidenta22sentâbrâ2009gsnezakrytiemimpulʹsnopredohranitelʹnogoustrojstvakompensatoradavleniânaénergobloke3oprivnenskaâaés
first_indexed	2025-07-08T04:47:40Z
last_indexed	2025-07-08T04:47:40Z
_version_	1837052787043598336
fulltext	ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 15 2011 51 УДК 504.064:621.039 АНАЛИЗ ИНЦИДЕНТА 22 СЕНТЯБРЯ 2009 г. С НЕЗАКРЫТИЕМ ИМПУЛЬСНО- ПРЕДОХРАНИТЕЛЬНОГО УСТРОЙСТВА КОМПЕНСАТОРА ДАВЛЕНИЯ НА ЭНЕРГОБЛОКЕ № 3 ОП "РИВНЕНСКАЯ АЭС" © 2011 г. А. А. Ключников, В. И. Скалозубов, Ю. А. Комаров М. И. Колисниченко, П. И. Ковтанюк, Ю. А. Павлов* Институт проблем безопасности АЭС НАН Украины, Киев * ОП "Ривненская АЭС" ГП НАЭК "Энергоатом" Приведены основные результаты анализа известного инцидента на энергоблоке № 3 ОП "Ривненская АЭС" (ОП РАЭС), связанного с незакрытием (после открытия) импульсно-предохра- нительного устройства компенсатора давления в процессе плановых испытаний. Установлены основ- ные причины события и показано, что при этом не были нарушены правила и нормы ядерной и ради- ационной безопасности. Ключевые слова: импульсно-предохранительное устройство, предохранительный клапан, компенсатор давления, ядерная и радиационная безопасность. Основные сведения об инциденте Энергоблок № 3 ОП РАЭС эксплуатируется с 1986 г., тип реакторной установки – ВВЭР-1000/В-320. На энергоблоке № 3 с момента пуска в 1986 г. установлены системы предохранительных клапанов компенсатора давления (ПК КД) производства «Sempell AG» Германия, которые на данный момент успешно эксплуатируются на девяти энергоблоках АЭС Украины из 15-ти. С 28 мая 2009 г. блок находился в планово-предупредительном ремонте (ППР), 22 сентября 2009 г. шли 118-е сутки ППР, состояние реакторной установки – «горячий оста- нов». Параметры теплоносителя 1-го контура: температура 280 °С, давление 160 кгс/см2. Ак- тивная зона находилась в глубоком подкритическом состоянии, концентрация жидкого по- глотителя нейтронов (раствора борной кислоты) стояночная 16 г/кг, все стержни управления и аварийной защиты введены в активную зону. Оборудование 1-го и 2-го контура реакторной установки, система герметичного ограждения уплотнена, в дежурстве находились все три канала систем безопасности. На энергоблоке 22 сентября 2009 г. началось проведение плановых регламентных предпусковых испытаний импульсно-предохранительных устройств компенсатора давления (ИПУ КД). Во время ремонта в ППР-2009 был проведен плановый капитальный ремонт всех клапанов, после чего в соответствии с требованиями «Технологического регламента без- опасной эксплуатации энергоблока № 3 ОП РАЭС» (ТРБЭ) и конструкторской документации необходимо осуществлять проверку правильности их срабатывания и настройки реальным повышением давления с кратковременным сбросом пара в бак-барботер (ББ). Ход протекания процесса: 22 сентября 2009 г. в 20:45 согласно штатной «Программы испытаний. Система защи- ты первого контура от превышения давления. Защитная система безопасности. Проверка ИПУ (ИК) КД путем повышения давления до фактического срабатывания. Блок № 3» 141- 70/3-ПР-ЦНИО (программа) начались плановые испытания ИПУ КД с реальным повышени- ем давления. В 21:14:49 после повышения давления 1-го контура до 185 кгс/см2 проектно открылся импульсный ПК КД, в 21:14:50 открылся главный ПК КД и давление 1-го контура начало снижаться. Однако после снижения давления 1-го контура до 175 кгс/см2 в 21:15:00 главный ПК КД не закрылся, хотя блокировка на его закрытие сработала своевременно. Из-за длительного сброса пара из КД начали расти параметры (давление и температу- ра) в ББ и при давлении 12 кгс/см2 произошел разрыв мембраны, защищающей ББ от разру- шения. С этого момента теплоноситель стал поступать в СГО. А. А. КЛЮЧНИКОВ, В. И. СКАЛОЗУБОВ, Ю. А. КОМАРОВ И ДР. ________________________________________________________________________________________________________________________ ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 15 2011 52 В соответствии с требованиями ТРБЭ персонал прекратил выполнение Программы и приступил к ликвидации последствий нарушения, для чего поочередно ввел в работу насосы системы аварийного охлаждения зоны высокого давления (САОЗ ВД), для восполнения по- терь теплоносителя 1-го контура, истекающего через главный предохранительный клапан компенсатора давления (ГПК КД) в СГО. В 21:49:13 давление радиоактивной паровоздушной смеси в СГО достигло уставки 0,3 кгс/см2 (избыточного) и в соответствии с проектным алгоритмом по орошению герметич- ной оболочки (ГО) запустились спринклерные каналы систем безопасности, которые отрабо- тали в общей сложности 3 ч 40 мин. Защитный барьер на пути распространения источников ионизирующего излучения – ГО – сработал в проектном режиме, поэтому радиоактивный теплоноситель 1-го контура был локализован и не вышел за пределы ГО на промплощадку и окружающую природную среду. Происходила его конденсация, охлаждение и стекание в приямок ГО с последующим по- вторным впрыском в 1-й контур насосами САОЗ ВД. В 22:29 за счет впрыска в 1-й контур холодной борированной воды от насосов САОЗ ВД температура в 1-м контуре снизилась до 82 °С, а давление до 35 кгс/см2. Далее персона- лом АЭС восполнение потерь теплоносителя продолжилось насосами САОЗ низкого давле- ния (САОЗ НД). Давление в 1-м контуре снижено до атмосферного, а уровень теплоносителя снижен ниже отметки разъемов ИПУ КД, течь прекращена. Анализ результатов предварительного расследования Анализ результатов предварительного расследования Государственным Комитетом Ядерного Регулирования Украины (ГКЯРУ) инцидента, произошедшего на 3-м энергоблоке РАЭС во время ППР-2009, опубликованы на официальном сайте ГКЯРУ http://www.snrc.gov.ua от 23 октября 2009 г. Согласно результатам этого расследования было установлено: 1. Предварительно событие по влиянию на безопасность было классифицировано ка- тегорией «П07» (отказы важного для безопасности АЭС оборудования группы «Б») и при- своила уровень по «Международной шкале ядерных событий (ИНЕС)» - «0» (как отклоне- ние, не существенное для безопасности). Однако уже 24 сентября 2009 г. после проведенного инспекцией ГКЯРУ на площадке РАЭС предварительного анализа протекания процесса было установлено, что при ликвидации нарушения имели место следующие отклонения от нор- мальных условий эксплуатации и проектных режимов: нарушение предела безопасной экс- плуатации по минимальному запасу давления до вскипания теплоносителя 1-го контура; нарушение условий безопасной эксплуатации (попадание борного раствора на разделитель- ный сильфон и залив шпилек главного разъема реактора); нарушение эксплуатационных пределов безопасной эксплуатации (превышение допустимой скорости расхолаживания и скорости снижения давления теплоносителя первого контура); термошок металла корпуса реактора вследствие впрыска холодного раствора бора в 1-й контур и др. Главным государственным инспектором по ядерной и радиационной безопасности Украины, исходя из вышеизложенного, 25 сентября 2009 г. в адрес Минтопэнерго, ДП НАЭК «Энергоатом» и ОП РАЭС были выданы следующие требования: по переквалификации со- бытия как нарушения категории «П02» (нарушение пределов и/или условий безопасной экс- плуатации, не перешедшее в аварию); по уточнению уровня события по шкале ядерных со- бытий ИНЕС (нарушение целостности барьеров); по проведению всестороннего анализа пе- реходного процесса на реакторной установке и установления всех нарушений по эксплуата- ции оборудования и систем; разработки и согласования с ГКЯРУ программ и методик обсле- дования, ревизии, контроля и подтверждения работоспособности оборудования реакторной установки; по обоснованию возможности дальнейшей безопасной эксплуатации систем и элементов энергоблока, важных для безопасности, согласованное с металловедческими и проектно-конструкторскими организациями (в том числе с привлечением генерального кон- АНАЛИЗ ИНЦИДЕНТА 22 СЕНТЯБРЯ 2009 г. ________________________________________________________________________________________________________________________ ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 15 2011 53 структора реакторной установки – ОКБ «Гидропресс» и поставщика топлива – ОАО «ТВЭЛ»). 2. Для дальнейшей оценки переходных процессов при ликвидации последствий нару- шения Департаментом оценки безопасности ядерных установок ГКЯРУ было дополнительно установлено, что данный режим нес в себе серьезную потенциальную опасность, так как в периоды времени 21:21¸ 21:47 и 22:33¸ 23:24 при попытках персонала РАЭС вручную запол- нить КД и регулировать давление в 1-м контуре с помощью трех насосов САОЗ ВД имело место превышение давления 2-го контура над давлением 1-го на 15¸30 кгс/см2. Это могло привести, в случае разгерметизации теплообменной поверхности парогенераторов, к попада- нию “пробки” дистиллята в активную зону с образованием зон локальной критичности. 3. В ходе предварительной оценки материалов установлено, что в качестве запасных деталей к ИПУ КД в 2005 г. на заводе корпорации «Киевская арматура» были заказаны и из- готовлены запасные части к клапанам без согласования Технических условий с заводом- изготовителем (нарушение п. 1.2.6 «Правил устройства и безопасной эксплуатации оборудо- вания и трубопроводов атомных энергетических установок» ПНАЭ Г-7-008-89). Относительно результатов и выводов предварительного расследования ГКЯРУ ин- цидента 22 сентября 2009 г. в ППР-2009 энергоблока № 3 РАЭС следует отметить: 1. Вывод о нарушении ОП РАЭС п. 1.2.6 ПН А Э Г-7-008-89 (Правил атомных энерге- тических установок (АЭУ)) не вполне корректен. В соответствии с п. 1.2.6. действующих в настоящее время для Украины Правил АЭУ (этот нормативный документ введен в действие еще при Советском Союзе): «…Конструкторская документация (и все изменения к ней) на оборудование и трубопроводы, поставляемые по импорту, должны быть согласованы с уста- навливаемой ГАН∗) СССР организацией, … а также и с ГАН СССР». В соответствии с техрешением еще 1990 г. по замене элементов импортного оборудования это требование бы- ло выполнено эксплуатирующей организацией. Нарушением же процедур обеспечения каче- ства при техническом обслуживании и ремонте следует признать отсутствие оформления (по сути переоформления) техрешения по замене в соответствии со ст. 89 Закона Украины «Про використання ядерної енергії та радіаційну безпеку», согласно которой предписывается пе- реоформить разрешительные документы не позднее 5 лет после вхождению в силу указанно- го закона, т.е. до февраля 2000 г. 2. Вывод о повышении категории нарушения для данного события произведен в соот- ветствии с принципом консерватизма, но недостаточно технически обоснован. В частности, выводы о нарушении пределов безопасной эксплуатации находятся в определенном проти- воречии с отчетами по анализу безопасности (ОАБ) энергоблоков АЭС Украины с ВВЭР 1000/В-320 (энергоблоки № 5 ОП Запорожской АЭС, № 2 ОП Хмельницкой и № 4 ОП "Рив- ненской АЭС"). Отказ на закрытие системы ПК КД, произошедшее в ППР-2009 при плано- вых испытаниях, является проектным исходным событием. Проектом ВВЭР 1000/В-320 предусмотрена как потенциальная возможность такого события (может быть классифициро- вана как течь 1-го контура в пределах ГО), так и обеспеченность системами безопасности и организационно-техническими мероприятиями по устранению и ликвидации последствий. В ОАБ энергоблоков с ВВЭР 1000/В-320, результаты которых согласованы с ГКЯРУ, детерминисткими и вероятностными методами углубленного анализа безопасности проана- лизированы подобные события с течами 1-го контура при работе реактора на мощности и в условиях ППР. Используемые расчетные методы и средства прошли необходимую верифи- кацию и валидацию в соответствии с требованиями «Общих положений по безопасности АЭС Украины». В результате этих отчетов (в частности для течей 1-го контура, эквивалент- ных течи ПК КД), установлено, что при проектном протекании процессов (с учетом допу- стимого принципа единичного отказа) регулируемые пределы безопасной эксплуатации не ∗) ГАН – Госатомэнергонадзор (ГКЯРУ – правопреемник в Украине как орган государствен- ного регулирования). А. А. КЛЮЧНИКОВ, В. И. СКАЛОЗУБОВ, Ю. А. КОМАРОВ И ДР. ________________________________________________________________________________________________________________________ ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 15 2011 54 нарушаются и конечное состояние является безопасным (реактор подкритичен, отсутствует повреждение ядерного топлива, радиационные нагрузки на персонал и окружающую среду меньше допустимых норм радиационной безопасности – НРБУ-97). Анализ хронологии события с отказом на закрытие ИПУ КД в ППР-2009 на энерго- блоке № 3 РАЭС, а также результатов контроля и обследований после указанного события показывает: процессы после отказа проходили в проектном режиме; реакторная установка находится в безопасном состоянии; радиационные нагрузки на персонал и окружающую сре- ду находятся в пределах установленных норм радиационной безопасности. Возможные причины определенных противоречий в результатах ОАБ ВВЭР-1000/В- 320 и расследований ГКЯРУ в отношении нарушений пределов безопасной эксплуатации могут быть следующие. 1. Предел безопасной эксплуатации по минимальному запасу давления до вскипания теплоносителя 1-го контура (использованный в данном случае ГКЯРУ) является вторичным по отношению к основному пределу безопасности по Правилам безопасности ядерных уста- новок – допустимая температура оболочек ТВЭЛ. Невыполнение критерия по запасу до ки- пения может лишь при дополнительных условиях привести к кризису теплообмена в актив- ной зоне реактора и способствовать росту температуры оболочек ТВЭЛ. Однако в данном случае ни расчетные обоснования ОАБ, ни результаты фактического послесобытийного об- следования не подтверждают нарушение основного предела безопасности. 2. Анализ расследуемого события (по сути – течь 1-го контура) с возможностью попа- дания «пробки» дистиллята в активную зону реактора (зоны локальной критичности актив- ной зоны реактора) и/или превышение допустимой скорости расхолаживания реактора (могут вызвать термошок корпуса реактора) в соответствии с современными положениями ОПБУ-2008 следует определять как запроектные аварийные ситуации (к которым, например, также могут быть отнесены возможные отказы каналов систем безопасности, необходимых для выполнения критических функций безопасности). Однако в данном случае хронология развития события, расчетные обоснования ОАБ и результаты послесобытийного обследова- ния подтверждают проектный характер происходивших процессов и безопасное конечное состояние реакторной установки. В отношении отдельных предлагаемых рекомендаций ГКЯРУ по повышению надеж- ности и безопасности эксплуатации ВВЭР-1000/В-320 также следует отметить несколько комментариев. 1. Организация непредусмотренного проектом эффективного регулирования подачи борного раствора насосами САОЗ ВД является, несомненно, полезным мероприятием для усовершенствования управления авариями с течами 1-го контура и межконтурными течами. Однако в настоящее время отсутствуют регуляторы САОЗ ВД, позволяющие эффективно и надежно управлять процессами (в том числе регуляторы "Львов ОРГРЭС" для энергоблока № 1 Южно-Украинской АЭС) по следующим основным причинам: а) регулирование осуществляется по текущим оценкам значений давления и темпера- тур теплоносителя, а также положению штока регуляторов. При этом исключена возмож- ность регулирования по скорости перемещения скорости штока регулятора и скоростей фак- тического изменения давления и/или температуры теплоносителя. В таких условиях регули- рования возможно возникновение автоколебательных режимов∗), а установка регуляторов САОЗ ВД является не только неэффективной, но и вредной: возникают дополнительные циклические термические и динамические нагрузки (в том числе на корпус и внутрикорпус- ные устройства реактора), а скорости изменения температуры теплоносителя превышают не- сколько сотен градусов в час (значительно больше допустимых скоростей расхолаживания); ∗) В частности, возникновение автоколебательных режимов с регуляторами САОЗ ВД в процессе аварий с течами 1-го контура и межконтурными течами подтвердили технические обоснования ОП ЗАЭС для ВВЭР-1000/В-320, полученные на расчетных моделях и средствах, использованных в ОАБ. АНАЛИЗ ИНЦИДЕНТА 22 СЕНТЯБРЯ 2009 г. ________________________________________________________________________________________________________________________ ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 15 2011 55 б) работа регуляторов САОЗ ВД неэффективна в отношении наиболее опасных усло- вий возникновения термошока корпуса реактора: начальные моменты подачи от САОЗ ВД, характеризующиеся относительно большими значениями давления теплоносителя, подавае- мой массы охлаждаемого раствора и скоростями расхолаживания. Проектные алгоритмы действия регуляторов предполагают значительно позднее их подключение действиями опе- раторов на байпасе основной арматуры напорных магистралей САОЗ ВД; в) подключение регуляторов осуществляется действиями операторов (идентификация событий, выбор и контроль режима регулирования, отключение проектной арматуры и др.), что определяет возможность существенного повышения вероятности дополнительных (по отношению к проекту) ошибочных действий персонала (в том числе и критических для без- опасности). Одно из основных преимуществ установки регуляторов САОЗ ВД для малосерийных ВВЭР-1000 (проекты энергоблоков №1 и 2 Южно-Украинской АЭС), связанных с сокраще- нием промежутков времени подключения САОЗ НД после опорожнения баков САОЗ ВД, не является критичным для проектов ВВЭР-1000/В-320, в которых предусмотрено автоматиче- ское переключение на приямок ГО. 2. Более частое проведение испытаний и увеличение объемов контроля, ревизий и т.п. оборудования систем безопасности (в том числе ПК КД) может быть не только неэффектив- ным, но и снижать надежность выполнения функций безопасности: повышенный износ и де- градация элементов оборудования, избыточные циклические термические и динамические нагрузки (близкие в испытаниях к аварийным условиям), повышенная вероятность возник- новения ошибочных действий персонала при техническом обслуживании/испытаниях и дру- гие. Поэтому необходима оптимизация периодичности испытаний систем важных для без- опасности с учетом допустимых циклов нагружения направленная на сокращение количества плановых испытаний при неснижении уровня контроля надежности и работоспособности. В частности, возможность такого подхода определена Типовым регламентом прове- рок/испытаний СВБ и ТРБЭ энергоблока № 5 Запорожской АЭС на основе соответствующих технических обоснований, учитывающих опыт эксплуатации и согласованных с ГКЯРУ. Результаты анализа инцидента На основе анализа представленных документов [1 - 18], а также результатов незави- симого расследования установлено следующее. 1. Непосредственной причиной явилось заклинивание в открытом положении пере- пускного клапана (станционное обозначение YP21S04) ИПУ фирмы Sempell. При проведе- нии испытаний ИПУ реальным повышением давления произошел разогрев деталей ИПУ до температуры близкой к температуре теплоносителя − не менее 274 °С (отчет "Гидропресс" [5]) и заклинивание управляющего золотника в посадочном седле-стакане перепускного кла- пана ИК YP21S04 по следующим причинам ([1, 4, 7, 8, 10): а) материал установленного золотника отличается от материала соответствующего золотника фирмы Sempell; материал установленного золотника имеет коэффициент темпера- турного расширения выше (в 1,5 раза при температуре 350 °С), чем материал золотника фирмы Sempell; поэтому при нагревании зазор между золотником и посадочным седлом- стаканом установленного золотника будет меньшим, чем для золотника фирмы Sempell; б) геометрические размеры установленного золотника отличаются от геометриче- ских размеров соответствующего золотника фирмы Sempell; наружный диаметр установлен- ного золотника 31,98 мм, диаметр золотника фирмы Sempell – не более 31,90 мм; при этом произошло уменьшение необходимого зазора между золотником и посадочным седлом- стаканом с требуемого 0,05 - 0,06 мм до 0,02 мм. Таким образом, из-за использования других материалов и геометрических размеров золотника (по сравнению с требуемыми) при нагревании до температуры проведения испы- А. А. КЛЮЧНИКОВ, В. И. СКАЛОЗУБОВ, Ю. А. КОМАРОВ И ДР. ________________________________________________________________________________________________________________________ ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 15 2011 56 таний произошло уменьшение зазора между золотником и посадочным седлом-стаканом до нуля – золотник заклинил, зафиксировав перепускной клапан в открытом положении. 2. Можно выделить следующие сопутствующие причины: 1) несовершенство действующей в ядерной энергетике Украины системы Правил и норм по безопасности. Так, Правилами АЭУ (п. 1.2.6 ПНАЭ Г-7-008-89) допускается замена элементов импортного оборудования по согласованию с регулирующим органом и без согла- сования с заводом-производителем. Такое согласование было выполнено согласно техреше- нию от 1990 г. [7]. В то же время ст. 85 Закона Украины "Про використання ядерної енергії та радіаційну безпеку" предписывает переоформить разрешительные документы не позднее 5 лет после вхождению в силу указанного закона, т.е. до февраля 2000 г. Относится ли техре- шение от 1990 г. [7] к разрешительным документам и, следовательно, необходимо ли было его пересогласовывать его с регулирующим органом Украины в указанном Законе Украины и/или в нормативно-правовых актах по ядерной и радиационной безопасности не определе- но. Следует отметить, что большинство нормативных документов, действующих в настоящее время в ядерной энергетике Украины, было введено в действие во времена существования СССР и не пересматривались (не изменялись) регулирующим органом после выхода Закона Украины "Про використання ядерної енергії та радіаційну безпеку"; 2) недостаточное обеспечение системы качества по техобслуживанию и ремонту РАЭС, допустившее в противоречие документации завода изготовителя фирмы Sempell, за- мену оригинального золотника на золотник производства "Киевская арматура" без известных на тот момент данных по марке металла золотника и точных (с учетом допусков и посадок) геометрических характеристик; 3) недостаток конструкции ПК КД фирмы Sempell, предусматривающее дублирование на открытие ГПК КД без дублирования на закрытие. Таким образом, надежность закрытия ГПК значительно ниже надежности его открытия. 3. Испытания проводились в соответствие с утвержденной программой испытаний "Система защиты первого контура от превышения давления. Защитная система безопасно- сти. Проверка ИПУ (ИК) КД путем повышения давления до фактического срабатывания. Блок № 3" 141-70/3 ПР-СНИО [16]. При установлении незакрытия ГПК КД оперативный персонал действовал в соответствии с требованиями приложения «Е» программы испытаний № 141-70/3-ПР-СНИО [16] действия персонала в случае открытия и незакрытия ИПУ КД при испытании повышенным давлением до фактического срабатывания и инструкции по ликви- дации аварий на энергоблоке 3-ИЛА-РАЭС [18]. Действия персонала, направленные на сни- жение давления в 1-м контуре и ликвидацию воздействия холодного борного раствора, пода- ваемого насосами САОЗ, на корпус реактора, следует признать оптимальными (отчет "Гид- ропресс" [5]). 4. Нарушению в работе ОП РАЭС в конечном итоге присвоена категория П07, так как произошел отказ важного для безопасности оборудования 2-го класса безопасности ИПУ КД 3YР21 без нарушения пределов и условий безопасной эксплуатации (отчет о расследова- нии нарушения [1]). Установление данной категории подтверждается также последующим письмом ГКЯРУ [14]. Из вышеизложенного следует, что во время проверки срабатывания ИПУ КД не было нарушений действующих норм, правил и стандартов по ядерной и радиационной безопасно- сти. Нарушения пределов безопасной эксплуатации по степени разгерметизации оболочек ТВЭЛ (по результатам анализа радионуклидного состава теплоносителя 1-го контура) не бы- ло (отчет о расследовании нарушения [1], техническое заключение [13]). Выхода радиоак- тивных продуктов за установленные границы не было (отчет о расследовании нарушения [1], годовой отчет [12]). Мощность дозы гамма-излучения на промплощадке за период с 21 по 24 сентября 2009 г. была на уровне естественного фона (отчет о расследовании нарушения [1], справка [11]). Дополнительного облучения персонала, населения - не было (отчет о рассле- АНАЛИЗ ИНЦИДЕНТА 22 СЕНТЯБРЯ 2009 г. ________________________________________________________________________________________________________________________ ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 15 2011 57 довании нарушения [1], годовой отчет [12]). Загрязнения радиоактивными веществами си- стем, помещений и площадки АС, территории за пределами площадки АЭС – не было (отчет о расследовании нарушения [1], справка [11], годовой отчет [12]). Значения мощности дозы гамма-излучения, величин объемной активности инертных радиоактивных газов в ГО энергоблока № 3 не превысили регламентных границ. Макси- мальное значение объемной активности радионуклидов в выбросе из вентиляционной трубы находилось в регламентных пределах. Газоаэрозольный выброс радиоактивных веществ ни по одному из нормируемых показателей не превысил контрольные и допустимые уровни (отчет о расследовании нарушения [1], анализ состояния радиационных параметров [11]). 5. Объективную оценку экономическим затратам, которые возникли вследствие собы- тия, дать затруднительно. Но следует отметить следующее: 1) дополнительные материальные затраты (потери), возникшие вследствие инцидента имеют следующие основные составляющие: дополнительный объем работ по внеочередному контролю, внеплановым ревизиям, ремонту, техническому обслуживанию и испытаниям оборудования реакторного отделения энергоблока; внеплановый простой энергоблока и свя- занная с этим недовыработка электроэнергии; 2) послеаварийные мероприятия (в том числе внеплановый ремонт, ревизия и кон- троль оборудования и систем энергоблока № 3 ОП РАЭС), повлекшие за собой экономиче- ские затраты, выполнены в соответствие с фундаментальными принципами безопасности, определяемыми в ОПБУ-2008 (п. 5 НП 306.2.141-2008 "Загальні положення безпеки атомних станцій"), в котором, в частности, указано: "Дотримання принципів культури безпеки досяга- ється шляхом: установлення пріоритету безпеки над економічними і виробничими ціля- ми…"; 3) внеплановый простой энергоблока № 3 РАЭС не привел к срыву плана по выработ- ке электроэнергии. ОП РАЭС в 2009 г. выполнила план по производству электроэнергии (установленный Минтопэнерго Украины) на 100,1 %. 6. В силу того, что имевшее место нарушение работы РАЭС, связанное с непосадкой ИПУ КД, является проектным режимом (отчет "Гидропресс" [5]), то риски, связанные с угрозой жизни и здоровью людей и т.д., не превышают риски, заложенные в проект АЭС. АЭС, являясь объектом повышенной опасности, всегда несет в себе определенные риски. В случае если проектом для данного режима проектом предусмотрены соответствующие тех- нические средства и организационные меры/инструкции, то режим является проектным (до- пустимым). Данные технические средства и организационные меры/инструкции призваны обеспечить непревышение проектного риска (см. разд. 4 НП 306.2.141-2008 "Загальні поло- ження безпеки атомних станцій"). При возникновении аварийной ситуации, для которой про- ектом не предусмотрены соответствующие технические средства и организационные ме- ры/инструкции, возникает дополнительный риск − сверхпроектный риск. В данном событии (с незакрытием ИПУ КД) все системы безопасности сработали в проектном режиме, что обеспечило непревышение проектного риска. Отказ на закрытие системы ПК КД, произо- шедший при плановых испытаниях, является проектным исходным событием. 7. Анализ хронологии события с отказом на закрытие ИПУ КД в ППР-2009 на энерго- блоке № 3 ОП РАЭС, а также результатов контроля и обследований после указанного собы- тия показывает: процессы после отказа проходили в проектном режиме; реакторная установ- ка находится в безопасном состоянии; радиационные нагрузки на персонал и окружающую среду находятся в пределах установленных норм радиационной безопасности. Вместе с тем не в полной мене соблюден фундаментальный принцип безопасности – культура безопасности (п. 5.1.1 НП 306.2.141-2008 "Загальні положення безпеки атомних станцій") в части соблюдения требований производственных инструкций. Процедура подго- товки к ремонту, технологические операции по ремонту, сборка и проверка холостого хода стержня выполнены в полном объеме без нарушений правил, норм и стандартов по ядерной безопасности ([1], [6]). Однако на этапе документирования результатов работ была представ- А. А. КЛЮЧНИКОВ, В. И. СКАЛОЗУБОВ, Ю. А. КОМАРОВ И ДР. ________________________________________________________________________________________________________________________ ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 15 2011 58 лена недостоверная информация в акте выполненных работ (№ 86к/897-РЦ2/ВР [2]) и акте дефектации (№ 86к/897-РЦ2/Д [3]). В данных документах не отражен факт замены зо- лотника. Основные выводы 1. Основной причиной события является установка золотника, не соответствующего требованиям деталировочных чертежей завода-изготовителя ИПУ КД фирмы Sempell. 2. Сопутствующими причинами отказа на закрытие ИПУ КД энергоблока ОП РАЭС в ППР-2009 являются: несовершенство действующих нормативных документов в части заме- ны оригинальных запчастей оборудования систем, важных для безопасности; недостаточное обеспечение системы качества ремонта и культуры безопасности на ОП РАЭС; недостаток конструкции ПК фирмы Sempell в отношении дублирования на закрытие. 3. Отклонение от нормальной эксплуатации АЭС (событие, связанное с заклиниваем золотника ИПУ КД и приведшее к его незакрытию и истечению теплоносителя 1-го контура в герметичные помещения реакторного отделения энергоблока № 3 РАЭС, произошедшее 22 сентября 2009 г.) не было причиной и не сопровождалось нарушением правил ядерной и ра- диационной безопасности. 4. Объективную оценку экономическим затратам, которые возникли вследствие собы- тия, дать затруднительно, однако несмотря на внеплановый простой энергоблока № 3 ОП РАЭС, связанный с устранением последствий указанного события, ОП РАЭС в 2009 г. план по производству электроэнергии выполнила. 5. Первоочередными мероприятиями по устранению в дальнейшем подобных событий должны быть приведение правил и норм по безопасности в соответствие с законодательной базой и оптимизация планирования испытаний систем, важных для безопасности. СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ 1. Отчет о расследовании нарушения в работе ОП РАЭС. № 3РОВ-П07-002-09-09дд. Неза- крытие главного предохранительного клапана ИПУ КД YP21S01 во время плановой проверки рабо- тоспособности реальным повышением давления в первом контуре перед пуском энергоблока № 3 по- сле ППР из-за подклинивания в седле золотника импульсного клапана YP21S04 после его открытия. Дата выпуска 31.03.2010. 2. Акт выполненных работ № 86к/897-РЦ2/ВР от 06.07.2009. 3. Акт дефекации № 86к/897-РЦ2/Д от 27.06.2009. 4. Заключение завода-изготовителя Sempell AG по отказу главного предохранительного кла- пана 3YP21S01 ОП РАЭС 5. Повышение надежности реакторной установки В-320. Анализ проектного режима "непосад- ка предохранительного клапана компенсатора давления" на блоке № 3 ОП РАЭС. 320-Пр-976. ОКБ "Гидропресс" 6. Акт служебного расследования причин установки в импульсно-предохранительном устройстве компенсатора давления производства фирмы "Sempell" на энергоблоке № 3 ОП РАЭС де- талей, изготовленных в Украине. 15.10.2009. 7. Техническое решение по ремонту импульсного и главного клапанов ИПУ КД фирмы "Sempell". Утверждено ГУ МАЭП СССР и НПО "Энергия" в 1990 г. 8. Паспорт. Золотник. Н.674.00.04.00. Предприятие-изготовитель: Корпорация "Киевская ар- матура", 2005 г. 9. Заключение Лаборатории металловедения Службы контроля металла. ОП РАЭС № 266/09 от 13.10.2009. 10. Аналитическая записка. Лаборатория металловедения. Службы контроля металла. ОП РАЭС. За подписью начальника СКМ. 11. Справка о радиационной обстановке на РАЭС и окружающей территории (СЗЗ и ЗН) в пе- риод 21.09 - 05.10.09 за подписью зам. начальника цеха радиационной безопасности ОП РАЭС. АНАЛИЗ ИНЦИДЕНТА 22 СЕНТЯБРЯ 2009 г. ________________________________________________________________________________________________________________________ ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 15 2011 59 12. Годовой отчет по оценке радиационного воздействия ОП РАЭС на окружающую природ- ную среду в 2009 году. 13. Техническое заключение о состоянии топлива в активной зоне реактора энергоблока № 3 после переходного режима с незакрытием ИПУ КД 22.09.09. За подписью начальника отдела ядерной безопасности ОП РАЭС, начальника ядерно-физической лаборатории ОП РАЭС. 14. Письмо ГКЯРУ № 15-22/2-2338 от 15.04.2010. Про смену категории нарушения в работе АЭС. 15. Письмо НАЭК "Энергоатом" № 2067/07 от 25.02.2010. 16. Программа испытаний. Система защиты первого контура от превышения давления. За- щитная система безопасности. Проверка ИПУ (ИК) КД путем повышения давления до фактического срабатывания. Блок № 3. 141-70/3-ПР-СНИО. 17. Технологический регламент безопасной эксплуатации энергоблока № 3 ОП РАЭС 3-Р- РАЭС. 18. Инструкция по ликвидации аварий на реакторной установке энергоблока № 3 ОП РАЭС с реактором ВВЭР-1000-3-ИЛА-РАЭС. 19. Анализ состояния радиационных параметров на ОП РАЭС в окружающей среде после со- бытий, связанных с незакрытием ИПУ КД на энергоблоке № 3 в период 22 - 23.09.2009. За подписью начальника цеха радиационной безопасности ОП РАЭС. АНАЛІЗ ІНЦИДЕНТУ 22 ВЕРЕСНЯ 2009 р. З НЕЗАКРИТТЯМ ІМПУЛЬСНО-ЗАПОБІЖНОГО ПРИСТРОЮ КОМПЕНСАТОРА ТИСКУ НА ЕНЕРГОБЛОЦІ № 3 ВП "РІВНЕНСЬКА АЕС" О. О. Ключников, В. І. Скалозубов, Ю. О. Комаров, М. І. Колисниченко, П. І. Ковтанюк, Ю. О. Павлов Наведено основні результати аналізу відомого інциденту на енергоблоці № 3 ВП РАЕС, пов'я- заного з незакриттям (після відкриття) ) імпульсно-запобіжного пристрою компенсатора тиску в про- цесі планових випробувань. Установлено основні причини події та показано, що при цьому не було порушено правила і норми ядерної та радіаційної безпеки. Ключові слова: імпульсно-запобіжний пристрій компенсатора тиску, запобіжний клапан, яде- рна та радіаційна безпека. ANALYSIS OF PORV FAILURE TO CLOSE AT RIVNE-3 ON 22. 09.2009 О. О. Klyuchnykov, V. I. Skalozubov, Yu. О. Komarov, М. I. Kolisnichenko, P. І. Коvtаnyuк, Yu. О. Pavlov The article presents the main results of the analysis of the famous incident at Unit 3 of Rivne NPP, concerned with unclosing (after opening) of the pilot operated relief valve (PORV) of pressurizer during pe- riodic testing. It was determined the main causes of this event and showed that rules and standards for nucle- ar and radiation safety had not been violated in this case. Keywords: pulse preventing device, safety valve, pressurizer, nuclear and radiation safety. Поступила в редакцию 02.08.10

Анализ инцидента 22 сентября 2009 г. с незакрытием импульсно-предохранительного устройства компенсатора давления на энергоблоке № 3 ОП "Ривненская АЭС"

Institution

Ähnliche Einträge