Энергоблок №3 ОП "Ровенской АЭС" эксплуатируется с 1986 г., тип реакторной установки (РУ) - ВВЭР-1000/В-320.

С 28.05.2009 блок находился в планово-предупредительном ремонте (ППР), 22.09.09 шли 118 сутки ППР, состояние РУ - "горячий останов". Параметры теплоносителя первого контура: температура - 280°С, давление - 160 кгс/см². Активная зона находилась в глубоком подкритическом состоянии, концентрация жидкого поглотителя 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 РУ, система герметичного ограждения (зона локализации аварии) уплотнена, в дежурстве находились все три канала систем безопасности (КСБ).

22.09.09 на энергоблоке началось проведение плановых регламентных предпусковых испытаний импульсно-предохранительных устройств компенсатора давления (ИПУ КД).

Для справки

Импульсно-предохранительные устройства компенсатора давления, предназначены для предотвращения превышения давления в 1-м контуре в переходных процессах с резким сбросом нагрузки турбогенератора. Состоят из 3-х главных предохранительных клапанов (ГПК) и шести импульсных ПК (по два на каждый главный). Принцип действия - при повышении давления пара в КД до 185..192 кгс/см² открываются импульсные ПК, что приводит к открытию главных ПК на время - 5-10 сек. и снижению давления пара 1-го контура до уставки закрытия ИПУ КД - 176..180 кгс/см².

Пар по проекту отводится в бак-барботёр (ББ), где конденсируется и далее по замкнутой схеме закачивается обратно в 1-ый контур.

На энергоблоке №3 с момента пуска в 1986г. установлены ПК КД производства "Sempel AG" Германия, которые на данный момент успешно эксплуатируются на 9 энергоблоках АЭС Украины из 15-ти.

Во время ремонта в ППР-09 г. в соответствии с технологическим процессом был проведен очередной капитальный ремонт всех клапанов, после чего, в соответствии с требованиями "Технологического регламента безопасной эксплуатации энергоблока №3 Ривненской АЭС" (ТРБЭ) и конструкторской документации необходимо осуществлять проверку правильности их срабатывания и настройки реальным повышением давления с кратковременным сбросом пара в ББ.

Ход протекания процесса

22.09.09 в 20:45 согласно штатной "Программы испытаний. Система защиты первого контура от превышения давления. Защитная система безопасности. проверка ИПУ (ИК) КД путём повышения давления до фактического срабатывания. Блок №3" 141-70/3-ПР-ЦНИО (Программа) начались плановые испытания ИПУ КД с реальным повышением 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 первого контура начало снижаться. Однако после снижения давления первого 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 температура) в барботере и при давлении 12 кгс/см² произошёл разрыв мембраны, защищающей ББ от разрушения. С этого момента теплоноситель, из ставшего неплотным 1-го контура (сначала в виде пара, а далее, при снижении параметров и расхолаживании РУ - в виде пароводяной смеси), стал поступать под гермооболочку. Таким образом, была нарушена целостность 1-го контура РУ, т.е. третьего барьера на пути распространения радиоактивных веществ и источников ионизирующего излучения.

В соответствии с требованиями ТРБЭ персонал прекратил выполнение Программы и приступил к ликвидации последствий нарушения, для чего поочерёдно ввёл в работу насосы системы аварийного охлаждения зоны высокого давления (САОЗ ВД), для восполнения потерь теплоносителя 1-го контура, истекающего через ГПК через ББ под гермооболочку (ГО).

В 21:49:13 давление радиоактивной паровоздушной смеси под ГО достигло уставки 0,3 кгс/см² (избыточного) и в соответствии с проектным алгоритмом по орошению ГО запустились спринклерные каналы систем безопасности, которые отработали в общей сложности 3 часа 40 минут. Вследствие этого в течение 3:40 часов всё оборудование 1-го контура (реактор, крышка реактора с системой управления и защиты, главный циркуляционный трубопровод, парогенераторы, компенсатор давления) орошались холодным радиоактивным теплоносителем (раствором метабората калия).

Последний защитный барьер на пути распространения источников ионизирующего излучения - герметичная оболочка - 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 гермооболочки с последующим повторным впрыском в 1-й контур насосами САОЗ ВД.

В 22:29 за счёт 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 персоналом АЭС восполнение потерь теплоносителя продолжилось насосами САОЗ низкого давления. Давление в 1-м контуре снижено до атмосферного, а уровень ТН снижен ниже отметки разъемов ИПУ КД, течь прекращена.

Последовательность событий в ходе инцидента приведена ниже.

23.09.09 в 16:05 после снижения давления и температуры, проверки радиационной обстановки и получения разрешения от инспекции ГКЯРУ на площадке РАЭС, персонал совместно с представителями инспекции зашёл в ГО (разуплотнил СГО), где было подтверждено, что первопричиной нарушения явилось незакрытие предохранительного клапана КД YP21S01.

23.09.09 администрация ОП РАЭС, в соответствие с установленной процедурой, направила в ГКЯРУ предварительное сообщение о нарушении на энергоблоке №3.

Предварительно РАЭС классифицировала событие категорией "П07" (отказы важного для безопасности АЭС оборудования группы "Б") и присвоила уровень по "Международной шкале ядерных событий (ИНЕС)" - "0" (как отклонение, не существенное для безопасности ).

Однако, уже 24.09.09 после проведенного инспекцией ГКЯРУ на площадке РАЭС предварительного анализа протекания процесса было установлено, что при ликвидации нарушения имели место следующие отклонения от нормальных условий эксплуатации и проектных режимов:

• нарушение предела безопасной эксплуатации по минимальному запасу давления до вскипания теплоносителя 1-го контура;
• нарушение условий безопасной эксплуатации (попадание борного раствора на разделительный сильфон и залив шпилек главного разъёма 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.

Исходя из этого Главным государственным инспектором по ядерной и радиационной безопасности Украины 25.09.09 в адрес Минтопэнерго, ДП НАЭК "Энергоатом" и ОП РАЭС были выданы требования:

• по переквалификации события как нарушения категории "П02" (нарушение пределов и/или условий безопасной эксплуатации, не перешедшее в аварию);
• уточнения уровня события по шкале ядерных событий ИНЕС (нарушение целостности барьеров);
• проведения всестороннего анализа переходного процесса на РУ и установления всех нарушений по эксплуатации оборудования и систем;
• разработки и согласования с ГКЯРУ программ и методик обследования, ревизии, контроля и подтверждения работоспособности оборудования РУ;
• обоснования возможности дальнейшей безопасной эксплуатации систем и элементов энергоблока, важных для безопасности, согласованное с металловедческими и проектно-конструкторскими организациями (в т.ч. с привлечением Генерального конструктора РУ - ОКБ "Гидропресс" и поставщика топлива - ОАО "ТВЭЛ").

Далее, в рамках оценки переходных процессов при ликвидации последствий нарушения, Департаментом оценки безопасности ядерных установок ГКЯРУ было дополнительно установлено:

1) Данный режим нёс в себе серьёзную потенциальную опасность, т.к. в периоды времени 21:21 - 21:47 и 22:33 - 23:24 при попытках персонала РАЭС вручную заполнить КД и регулировать давление в 1-м контуре с помощью 3-х 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 (что весьма вероятно при таких жёстких условиях аварийного расхолаживания), к попаданию "пробки" дистиллята (а не борированной воды) в активную зону с образованием зон локальной критичности.

С целью устранения этого известного дефицита безопасности РУ проекта ВВЭР-1000/В-320 разработано и согласовано с ГКЯРУ отраслевое мероприятие "Модернизация САОЗ ВД для обеспечения возможности управления давлением на напоре при работе насоса системы на 1-й контур" (рамках "Концепции повышения безопасности действующих энергоблоков атомных электростанций" (КПБ). Однако его своевременная реализация уже сорвана в 2009 г. на "пилотном" энергоблоке ЗАЭС-5 и под большим сомнением массовое внедрение в 2010 г. на всех остальных энергоблоках ВВЭР-1000/В-320 АЭС Украины. О таком положении дел ГКЯРУ неоднократно информировал эксплуатирующую организацию и Минтопэнерго.

2) Смягчающим обстоятельством, резко упрощающим как саму ликвидацию последствия нарушения, так и последующие объемы ремонтно-восстановительных работ, явилось то, что в рамках "Концепции повышения безопасности действующих энергоблоков атомных электростанций" (КПБ) как раз в 2009 г. на всём оборудовании 1-го контура по требованию ГКЯРУ была закончена замена теплоизоляции оборудования РУ, находящегося в гермозоне. Т.е. отсутствие старой, разрушающейся под действием повышенной температуры и влажности теплоизоляции (которая могла попасть в 1-й контур РУ и каналы САОЗ) на новую, позволило сохранить в работе все три канала СБ и не допустить засорения оборудования и топлива. Именно этот фактор стал решающим при проведении дальнейшей ревизии и очистки оборудования РУ (заявка на внеплановый ремонт была подана всего на 57 суток, хотя для аналогичного случая на энергоблоке №1 ЗАЭС в 1995 г. внеплановый ремонт составил 78 суток).

Ход ликвидации последствий нарушения

По требованию ГКЯРУ на блоке №3 РАЭС был проведен масштабный объем ремонтно-восстановительных работ и ревизии оборудования, систем и элементов важных для безопасности РУ. В том числе произведена: полная выгрузка активной зоны и контроль состояния топлива; контроль состояния металла корпуса, крышки и внутрикорпусных устройст реактора; ревизия и контроль металла главного циркуляционного трубопровода, парогенераторов, компенсатора давления, главных циркуляционных насосов, системы управления и защиты реактора; ревизия и очистка оборудования 3-х каналов СБ.

06.11.09 ГКЯРУ получил отчёт представителя фирмы поставщика ИПУ КД "Sempel AG" Германия, а также первую версию отчёта по нарушению в работе энергоблока №3 РАЭС, где эксплуатирующая организация, по настоянию ГКЯРУ, переквалифицировала событие уровнем "1" по шкале ИНЕС (аномалия, отклонение от разрешенного режима эксплуатации) и "П02" - нарушение пределов и/или условий безопасной эксплуатации, не перешедшее в аварию.

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 изготовлены запасные части к клапанам без согласования Технических условий с заводом-изготовителем (нарушение п.1.2.6 "Правил устройства и безопасной эксплуатации оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок" ПНАЭ Г-7-008-89). Согласно отчёта представителя завода-фирмы "Sempel AG" геометрический размер и химический состав материала детали не соответствует требованиям фирмы-изготовителя. Из-за установки в ИПУ КД золотника, имевшего вышеуказанные несоответствия произошло уменьшение необходимого функционального зазора между золотником и направляющей втулкой, что привело, в конечном итоге, к заклиниванию импульсного клапана в открытом положении при проведении испытаний.

Дополнительно было установлено, что при установке деталей в период ППР-09г. на РАЭС была нарушена процедура техобслуживания (не было оформлено в установленном порядке соответствующее техническое решение по замене).

Поэтому 11.11.09 г. ГКЯРУ, требованием Главного государственного инспектора по ядерной и радиационной безопасности, отправил отчёт о нарушении №3РОВ-П02-002-09-09 на дорасследование, указав отсутствие установления истинных коренных и непосредственных причин, а также отсутствие мероприятий по распространению корректирующих мероприятий на все энергоблоки АЭС Украины.

После получения 08.11.09 г. дополнительных материалов от эксплуатирующей организации, 19.11.09г. ГКЯРУ, на основании анализа Государственного научно-технического центра по ядерной и радиационной безопасности (ГНТЦ ЯРБ), выставил дополнительные требования по обоснованию целостности ПГ (в частности сварных швов №111), указал на низкий уровень культуры безопасности (нарушение п. 5.3.4 "Общих положений безопасности атомных станций") и потребовал:

• разработать и предоставить в ГКЯРУ соответствующие отраслевые мероприятия по недопущению использования "ненадлежащей" продукции при техобслуживании и ремонте СВБ;
• привлечь к административной и/или дисциплинарной ответственности лиц высшего административно-технического руководства обособленных подразделений ГП НАЭК "Энергоатом" и ОП РАЭС, действия или бездействие которых привели к возникновению отказа ИПУ на РАЭС-3 22.09.2009 и к нарушениям действующих НТД по ЯРБ (ОПБУ-2008 и ПНАЭ-Г-008-89);
• выполнения в период очередных ППР энергоблоков разовой ревизии:
  1. систем защиты от превышения давления в первом контуре (ИПУ КД, аварийного газоудаления, от переопрессовки в холодном состоянии);
  2. систем защиты от превышения давления во втором контуре (ИПУ ПГ, БРУ-А);
• выполнения при выходе из очередного ППР энергоблоков однократной прямой и полной функциональной проверки указанных устройств (согласно п.6.2.27 ПНАЭ Г-7-008-89, п.10.4.3 НП 306.2.141-2008).

В настоящее энергоблок №3 РАЭС находится в состоянии "холодный останов".

Параметры теплоносителя первого контура РУ составляют: температура - 50°С, давление - 10 кгс/см². Активная зона в подкритическом состоянии, концентрация жидкого поглотителя нейтронов (раствора борной кислоты) стояночная - 16 г/кг.

На блоке, по согласованию с инспекцией ГКЯРУ на площадке РАЭС, по отдельным методикам и Программам, начаты послеремонтные и послеревизионные испытания систем и элементов РУ, основная цель которых - подтвердить проектные характеристики оборудования важного для безопасности.

На рассмотрении в ГКЯРУ (на экспертизе в ГНТЦ ЯРБ) находится первый пакет полученной от эксплуатирующей организации документации, обосновывающей возможность дальнейшей безопасной эксплуатации систем и оборудования блока №3.

Отдельное разрешение на пуск блока №3 РАЭС, в том числе разогрев РУ и вывод на минимально контролируемый уровень мощности, будет даваться инспекцией на специальном открытом "пусковом" совещании только после полного выполнения всех вышеизложенных требований ГКЯРУ в соответствии с действующими в Украине нормативно-правовыми документами по ЯРБ.

Последовательность событий в ходе инцидента

ИСТОЧНИК: ГКЯРУ

ДАТА: 24.11.2009

Темы: АЭС, Восточная Европа, Украина, Безопасность