При анализе безопасности считалось, что паровой коэффициент реактивности положительный при рабочих параметрах.

При дальнейшем снижении плотности воды расчетный паровой коэффициент уменьшался по величине и становился отрицательным. В итоге полный эффект обезвоживания считался нулевым и даже отрицательным.

После аварии на ЧАЭС этот вывод был подвергнут критике и расчетам с использованием более совершенных методик (метод Монте-Карло и др.). Было показано, что плотностной коэффициент реактивности топливной ячейки остается отрицательным во всем диапазоне изменения плотности воды, а суммарный эффект реактивности при обезвоживании активной зоны без ДП при рабочих параметрах в критическом состоянии положительный и примерно равен паровому эффекту реактивности.

Этот вывод был экспериментально подтвержден при экспериментах по обезвоживанию КМПЦ на реакторах 1, 2 блоков ЧАЭС и 1 блоке САЭС.

Радиационная безопасность атомных станций

Исходя из принципов обеспечения радиационной безопасности, принятых мировым сообществом, одной из основных задач АЭС концерна в 2003 году было дальнейшее уменьшение степени воздействия ионизирующего излучения на человека посредством создания условий для поддержания на возможно низком и достижимом уровне с учетом экономических и социальных факторов индивидуальных доз облучения и числа облучаемых лиц.

Основные дозовые пределы облучений персонала соблюдаются на всех АЭС концерна. Кроме того, уже в течение многих лет продолжается процесс снижения облучаемости персонала.

В результате выполненных в 2003 году организационных и технических мероприятий коллективные дозы облучения персонала и командированных на АЭС лиц снизились по сравнению с 2002 годом примерно на 20 %, а с начала переходного периода на новые, более жесткие дозовые пределы (1996 год) - в 1,9 раза.

На АЭС с реакторами ВВЭР и БН достигнуты предельно низкие уровни доз облучения, сравнимые с показателями лучших АЭС мира.

Результатом реализации принятой концерном в 2002 году Программы работ по снижению дозозатрат персонала на АЭС с РБМК-1000 в соответствии с требованиями НРБ-99 стало уменьшение в 2003 году коллективной дозы облучения персонала АЭС с реакторами РБМК примерно на 24 % (в 1,3 раза). Однако задача по снижению облучаемости персонала на АЭС с реакторами РБМК будет актуальна и в будущем.

Средние индивидуальные дозы облучения персонала и командированных на АЭС лиц близки к дозе облучения населения от природных источников излучения (1,5 - 15 мЗв, в отдельных регионах - до 50 мЗв в год).

Следует отметить, что благодаря целенаправленной работе эксплуатирующей организации и АЭС в 2003 году на атомных станциях концерна отсутствует персонал, получивший дозу облучения более 20 мЗв,

Дальнейшее снижение облучаемости персонала АЭС будет определяться совершенствованием управления ремонтными работами посредством применения методологии ALARA, внедрения и широкого использования быстросъемных защитных экранов, электронных прямопоказывающих дозиметров, а также за счет оптимизации длительности ремонтов и т. д.

Многолетние данные радиационного контроля в районах расположения АЭС свидетельствуют о том, что в режиме нормальной эксплуатации атомные станции не оказывают обнаруживаемого влияния на население и окружающую среду.

В 2003 году газоаэрозольные выбросы и жидкие сбросы всех АЭС были значительно меньше установленных допустимых значений и создали дополнительную к фоновому облучению населения от природных источников излучения дозу не более:

·                    0,1 мкЗв на АЭС с ВВЭР-1000;

·                    0,5мкЗв на АЭС с ВВЭР-440;

·                    2,0 мкЗв на АЭС с РБМН-1000.

Таким образом, уровень радиационного воздействия АЭС на население и окружающую среду в 2003 году составил 0,003 - 0,06 % от дозы, создаваемой природными источниками излучения, и не может быть измерен на фоне естественной радиации. Радиационный риск воздействия АЭС на население составляет менее 10-6 в год и согласно Нормам радиационной безопасности (НРБ-99) является безусловно приемлемым.

Белоярская АЭС

 Белоярская атомная станция - единственная АЭС с энергоблоками разных типов на которых отрабатывались принципиальные технические решения для большой ядерной энергетики.

 На станции сооружены три энергоблока: два с реакторами на тепловых нейтронах и один с реактором на быстрых нейтронах.

 Энергоблок 1 с водографитовым канальным реактором АМБ-100 мощностью 100 МВт остановлен в 1981 г., энергоблок 2 с реактором АМБ-200 мощностью 200 МВт остановлен в 1989 г.

 В настоящее время эксплуатируется третий энергоблок с реактором БН-600 электрической мощностью 600 МВт, пущенный в эксплуатацию в апреле 1980 г., - первый в мире энергоблок промышленного масштаба с реактором на быстрых нейтронах. Он также является крупнейшим в мире энергоблоком с реактором на быстрых нейтронах.

Опыт создания и освоения энергоблока 3, проводимые на его оборудовании научно-исследовательские работы, опыт совершенствования его систем широко используются для дальнейшего развития энергетики с реакторами на быстрых нейтронах. Блок 3 является прототипом более мощных энергоблоков будущего с реакторами БН-800.

 В 1999 году после многих лет разработки и изготовления на станцию поставлен учебный тренажер блочного щита управления энергоблока БН-600. Это новое средство подготовки и поддержания квалификации персонала существенным образом дополнило действующую систему подготовки и должно увеличить надежность и безопасность энергоблока.

 Тренажер полностью соответствует существующему блочному щиту управления третьего энергоблока БАЭС.

 Для строителей и энергетиков

Белоярской АС построен благоустроенный город, расположенный недалеко от водохранилища и окруженный живописным сосновым бором. В городе имеется энергетический техникум для подготовки специалистов в области ядерной энергетики.

История создания Белоярской АЭС

 Белоярская АС им. И.В. Курчатова -

первенец большой ядерной энергетики СССР. Станция расположена на Урале, в 3-х километровой зоне от станции построен город энергетиков - Заречный.

 Строительство первой очереди было начато в 1958 г., а в апреле 1964 г.

вступил в строй энергоблок с водографитовым канальным реактором мощностью 100

МВт. Второй энергоблок мощностью 200 МВт был введен в эксплуатацию в 1967 г.

 В настоящее время эти энергоблоки выведены из промышленной эксплуатации как выработавшие свой ресурс. Топливо из реакторов выгружено и находится на длительном хранении в специальных бассейнах выдержки, расположенных в одном здании с реакторами. Все технологические системы, работа которых не требуется по условиям безопасности, остановлены. В работе находятся только вентиляционные системы для поддержания температурного режима в помещениях и система радиационного контроля, работа которых обеспечивается круглосуточно квалифицированным персоналом.

 В 1980 г. пущен третий энергоблок мощностью 600 МВт с реактором на быстрых нейтронах. Белоярская АС с уникальной реакторной установкой БН-600 наряду с выработкой электроэнергии выполняет функцию воспроизводства ядерного топлива. Это крупнейший в миреэнергоблок с реактором на быстрых нейтронах, который успешно эксплуатируется до настоящего времени. Опыт эксплуатации реактора БН-600 позволил развить новое направление в реакторостроении - создание реакторов-воспроизводителей с жидкометаллическими теплоносителями.

Планируется запуск энергоблока №4 с реактором БН-800 в 2009 году.

Билибинская атомная станция

Билибинская атомная теплоэлектроцентраль - это первенец атомной энергетики в Заполярье, уникальное сооружение в центре Чукотки, обеспечивающее жизнедеятельность горнорудных и золотодобывающих предприятий Чукотки (800 км к югу от Певека, 2000 км к северу от Магадана и 12000 км от Москвы).

 Зима длится более 10 месяцев в году, зимняя температура иногда достигает - 55 ОС и зимой круглые сутки темно. Город, окруженный сотнями километров огромных озер, болот, куда добраться можно только по воздуху, или долгая дорога в 2000 км от Магадана. И то это возможно только зимой, когда земля сильно промерзает, на санях, запряженных оленями. Сельская местность, где в изобилии водятся дикие животные: огромные полярные волки, медведи, северные олени, лоси и росомахи.

 Билибинская атомная теплоэлектроцентраль сооружена в 1974 - 1976 гг. и является комбинированным источником электрической и тепловой энергии. Она обеспечивает энергоснабжение промышленных объектов и поселков в автономном режиме.

 При разработке и проектировании реакторной установки учитывались наличие вечной мерзлоты и необходимость работы ATЭЦ в изолированной энергосистеме. Станция состоит из четырех однотипных энергоблоков суммарной электрической мощностью 48 МВт с реакторами ЭГП-6 (водно-графитовый гетерогенный реактор канального типа). Прототипами данного типа реактора послужили - реактор первой в мире АЭС в Обнинске и два реактора на Белоярской АЭС.

 Реакторы для станции спроектировали в Обнинском ФЭИ. Проект станции разработал Урал ТЭП.

 Удачным решением надо считать блокировку технических сооружений в одном здании - главном корпусе станции; а также применение несущего каркаса здания металлоконструкций, что позволило произвести их изготовление на заводах "материка", а на месте в Билибино осуществить монтаж главного корпуса станции на все четыре блока. Все это в условиях Крайнего Севера дало возможность организовать 3-х сменную непрерывную работу станции (включая работу в выходные дни) в помещениях с положительной температурой.

 АТЭЦ работает в изолированном Чаун-Билибинском энергоузле и связана с этой системой линией электропередачи длиной 1000 км. В состав энергоузла помимо БиАТЭЦ входит плавучая дизельная электростанция, с поэтическим названием "Северное сияние" (24 МВт) и Чаунская ТЭЦ (30,5 МВт). Общая установленная мощность системы 80 МВт. Но существующие экономические трудности края сократили потребности в электричестве. Поэтому, несмотря на проектную мощность Билибинской АЭС в 48 МВт последние пять лет, её средняя нагрузка составляла 15-25 МВт. Станция способна работать при весьма неравномерном суточном графике нагрузок энергосистемы.

 БиАТЭЦ также снабжает теплом прилегающий промышленный комплекс и жилой массив, будучи единственным источником тепловой энергии в районе. Основная доля потребляемой тепловой энергии приходится на коммунально-бытовое потребление многонационального населения края, занятого в основном золотодобычей.

 В поселке Билибино с населением около 10 тысяч человек проживают работники АС, геологи, строители, золотодобытчики. При этом персонал БиАТЭЦ составляет 670 человек.

 Здесь имеются спортивно-оздоровительный комплекс, горнолыжная трасса, школы, детские сады и другие учреждения.

История создания Билибинской АЭС

В тридцатые годы русский ученый Билибин из Москвы, был убежден, что на крайнем севере России есть золото. Через два десятилетия в этом районе действительно было найдено золото. В семидесятые годы этот край был уже заселен, и город золота получил название Билибино в честь ученого.

 Атомная энергия в этом отдаленном уголке земли оказалась самым эффективным средством снабжения золотодобывающей промышленности и поэтому построили Билибинскую АТЭЦ. В годы расцвета в городе насчитывалось 15000 жителей, большинство которых жило в домах, построенных на шестах, защищающих их от вечной мерзлоты. Каждый год добывалось приблизительно 5 тонн золота. Сейчас эта отрасль переживает спад.

Страницы: 1, 2, 3, 4, 5, 6, 7