ЗВIТ З ПЕРIОДИЧНОЇ ПЕРЕОЦIНКИ БЕЗПЕКИ ... · 2018. 11. 30. · В.А.Кравець Директор з ядерної та радіаційної безпеки

М i н i с т е р с т в о е н е р г е т и к и т а в у г i л ь н о ї п р о м и с л о в о с т i У к р а ї н и

Н а ц i о н а л ь н а а т о м н а е н е р г о г е н е р у ю ч а к о м п а н i я « Е н е р г о а т о м »

В П « З а п о р i з ь к а А Е С »

ПОГОДЖЕНО

ЗАТВЕРДЖУЮ

Державна iнспекцiя ядерного Перший вiце-президент - регулювання України технiчний директор

ДП «НАЕК «Енергоатом»

______________________ ________________ О.В. Шавлаков

«____» __________ 2018 р. «____» __________ 2018 р.

Строк дiї до Строк дiї продовжено до

Iнвентарний № Номер сповiщення

Дата Дата

ЗВIТ З ПЕРIОДИЧНОЇ ПЕРЕОЦIНКИ БЕЗПЕКИ ЕНЕРГОБЛОКIВ № 3,4 ВП ЗАЕС

Комплексний аналiз безпеки енергоблока №4

21.4.59.ОППБ.00

ДП НАЕК Звiт з періодичної переоцінки безпеки енергоблокiв № 3,4 ВП ЗАЕС.

Комплексний аналiз безпеки енергоблоку №4

ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 2

ЛИСТ ПОГОДЖЕННЯ

Посада Пiдпис Дата Ініціали та прізвище Генеральний інспектор - директор з безпеки ДП «НАЕК «Енергоа-том»

Д.В.Бiлєй

Виконавчий директор з ядерної та радіаційної безпеки і науково-технічної підтримки ДП «НАЕК «Енергоатом»

Н.Ю.Шумкова

Заступник генерального інспекто-ра - директор з нагляду за безпе-кою ДП «НАЕК «Енергоатом»

В.П.Новiков

Виконавчий директор з виробниц-тва ДП «НАЕК «Енергоатом» В.А.Кравець

Директор з ядерної та радіаційної безпеки ДП «НАЕК «Енергоатом» П.Л.Лашевич

Генеральний директор ВП ЗАЕС О.А.Остаповець

Головний інженер (перший засту-пник генерального директора) ВП ЗАЕС

Д.П.Сабадiн

Заступник головного інженера з модернізації та управління ресур-сом ВП ЗАЕС

В.В.Iванов

Заступник головного інженера з ядерної та радіаційної безпеки ВП ЗАЕС

О.I.Iгнатченко

Начальник служби аналізу безпеки ВП ЗАЕС О.О.Депенчук



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 3

ЗМIСТ

ВСТУП ................................................................................................................. 6

ПЕРЕЛIК ПРИЙНЯТИХ СКОРОЧЕНЬ ............................................................. 8

1 БАЗОВА ІНФОРМАЦІЯ ПРО ЦІЛІ І ЗАВДАННЯ ЗППБ .................................... 14

2 РЕЗУЛЬТАТИ ОЦIНКИ ФАКТОРIВ БЕЗПЕКИ .................................................. 18

2.1 Фактор безпеки №1 «Проект енергоблоку» ......................................... 18

2.1.1 Метод і критерії оцінки ............................................................... 18

2.1.2 Результати оцінки ........................................................................ 19

2.1.3 Узагальнюючі висновки з аналізу ФБ-1 «Проект енергоблоку» ................................................................................ 28

2.2 Фактор безпеки №2 «Поточний технічний стан систем і елементів енергоблоку»......................................................................... 39

2.2.1 Метод і критерії оцінки ............................................................... 39


2.2.3 Узагальнюючі висновки з аналізу ФБ-2 «Поточний технічний стан систем і елементів енергоблоку» ...................... 70

2.3 Фактор безпеки №3 «Кваліфікація обладнання» ................................. 72

2.3.1 Підходи і обсяг аналізу з фактора «Кваліфікація обладнання» ................................................................................. 73


2.3.3 Узагальнюючі висновки з аналізу ФБ-3 «Кваліфікація обладнання» ................................................................................. 87

2.4 Фактор безпеки №4 «Старіння споруд, систем і елементів, важливих для безпеки» .......................................................................... 88

2.4.1 Метод оцінки й критерії оцінки .................................................. 89


2.4.3 Узагальнюючі висновки з аналізу ФБ-4 «Старіння споруд, систем і елементів, важливих для безпеки» ............................... 97

2.5 Фактор безпеки №5 «Детерміністичний аналіз безпеки» .................... 99

2.5.1 Метод і критерії оцінки ............................................................. 100

2.5.2 Результати оцінки ...................................................................... 103

2.5.3 Узагальнюючі висновки з аналізу ФБ-5 «Детерміністичний аналіз безпеки» .......................................................................... 202

2.6 Фактор безпеки №6 «Імовірнісний аналіз безпеки» .......................... 204

2.6.1 Методи і критерії оцінки ........................................................... 205

2.6.2 Аналіз фактора безпеки ............................................................. 205




ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 4

2.6.4 Узагальнюючі висновки з аналізу ФБ-6 «Імовірнісний аналіз безпеки» .......................................................................... 215

2.7 Фактор безпеки №7 «Аналіз впливу на безпеку енергоблоку №4 зовнішніх і внутрішніх подій» ............................................................ 217

2.7.1 Метод та критерії оцінки ........................................................... 217


2.7.3 Узагальнюючі висновки з аналізу ФБ-7 «Аналіз впливу на безпеку енергоблоку №4 зовнішніх і внутрішніх подій» ........ 243

2.8 Фактор безпеки №8 «Експлуатаційні показники безпеки енергоблоку» ........................................................................................ 246

2.8.1 Підходи й обсяг аналізу з фактору «Експлуатаційні показники безпеки енергоблоку».............................................. 246


2.8.3 Узагальнюючі виводи з аналізу ФБ-8 «Експлуатаційні показники безпеки енергоблоку»............................................. 265

2.9 Фактор безпеки №9 «Використання досвіду експлуатації інших АЕС і результатів нових наукових досліджень» ................................ 267



2.9.3 Узагальнюючі висновки з аналізу ФБ-9 «Використання досвіду експлуатації інших АЕС і результатів нових наукових досліджень» ............................................................... 282

2.10 Фактор безпеки №10 «Організація експлуатації енергоблока і управління виробничими процесами» ................................................ 284



2.10.3 Узагальнюючі висновки з аналізу ФБ-10 «Організація експлуатації енергоблока і управління виробничими процесами»................................................................................. 292

2.11 Фактор безпеки №11 «Експлуатаційна документація» ..................... 294

2.11.1 Підходи та обсяг аналізу по фактору «Експлуатаційна документація» ............................................................................ 294


2.11.3 Узагальнюючі висновки з аналізу ФБ-11 «Експлуатаційна документація» ............................................................................ 308

2.12 Фактор безпеки №12 «Людський фактор» ......................................... 310



2.12.3 Узагальнюючі висновки з аналізу ФБ-12 «Людський фактор» ....................................................................................... 321

2.13 Фактор безпеки №13 «Аварійна готовність і планування» ............... 321



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 5



2.13.3 Узагальнюючі висновки з аналізу ФБ-13 «Аварійна готовність і планування» ........................................................... 339

2.14 Фактор безпеки №14 «Вплив експлуатації АЕС на навколишнє середовище» ......................................................................................... 341

2.14.1 Підходи і обсяг аналізу по фактору «Вплив експлуатації АЕС на навколишнє середовище» ............................................ 341


2.14.3 Узагальнюючі висновки з аналізу ФБ-14 «Вплив експлуатації АЕС на навколишнє середовище»....................... 364

3 ОЦІНКА БЕЗПЕКИ ЕКСПЛУАТАЦІЇ ЕНЕРГОБЛОКА У ПОНАДПРОЕКТНИЙ ПЕРІОД. .................................................................................................................370

3.1 Відповідність вимогам діючих НД і можливість безпечної експлуатації енергоблока за цим критерієм з урахуванням компенсуючих заходів ......................................................................... 370

3.2 Умови забезпечення безпечної експлуатації енергоблоку у понадпроектний період ....................................................................... 385

3.3 Оцінка впливу запланованих заходів на рівень безпеки енергоблоку .......................................................................................... 385

4 ПЛАН РЕАЛИЗАЦІЇ КОРИГУЮЧИХ ЗАХОДIВ ...............................................387

4.1 Заходи щодо підвищення безпеки ...................................................... 387

4.2 Додаткові заходи щодо забезпечення безпечної експлуатації енергоблоків ВП ЗАЕС після аварії на АЕС «Фукусіма-1»............... 402

4.2.1 Перелік пропозицій по реалізації заходів щодо підвищення стійкості ЗАЕС до зовнішніх екстремальних природних впливів, втрати функцій безпеки й керуванню аваріями ......... 404

РОЗДІЛ 5 «ВИСНОВКИ ЩОДО МОЖЛИВОСТI ПОДАЛЬШОЇ ЕКСПЛУАТАЦIЇ ЕНЕРГОБЛОКУ №4 ВП ЗАЕС». ............................................407

ПЕРЕЛІК ПОСИЛАНЬ .................................................................................... 410



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 6

ВСТУП Продовження експлуатації енергоблоків АЕС України передбачено державною енергетичною стратегією на період до 2030 року і є пріоритетним напрямком діяльності ДП «НАЕК «Енергоатом». У період з 2010 по 2020 рік більшість діючих енергоблоків АЕС України вичерпають проектний термін експлуатації, в зв'язку з чим ДП «НАЕК «Енергоатом» передбачає продовження терміну їх експлуатації не менше ніж на 10 років. У 2011 році термін експлуатації був продовжений для двох найбільш старих українських енергоблоків - 1-го і 2-го енергоблоків ВП «Рівненська АЕС» типу ВВЕР-440. У 2013 році продовжено термін експлуатації першого українського ВВЕР-1000 – енергоблока №1 ВП «Южно-Українська АЕС», у 2015 році енергоблока №2 ЮУАЕС. У 2016 році продовжено термін експлуатації 1-го і 2-го енергоблоків ВП «Запорізька АЕС», у 2017 – енергоблока №3 ВП «Запорізька АЕС», у 2018 році 3-го енергоблока ВП «Рівненська АЕС». Дата підключення енергоблока №4 до енергосистеми - 18.12.1987, дата введення в промислову експлуатацію - 04.04.1988. Дата початку етапу життєвого циклу «експлуатація» енергоблока №4 - 04.04.1988 (Рішення 04.ОК.00.РШ.3199 від 22.01.2014). Відповідно до ліцензії ЕО 000196 на право здійснення діяльності «експлуатація ядерної установки «Запорізька АЕС» проектний термін експлуатації енергоблока №4 ЗАЕС закінчився 4 квітня 2018 року. Ліцензія ЕО 000196 на право здійснення діяльності на етапі життєвого циклу «експлуатація ядерної установки «Запорізька АЕС» видана експлуатуючій організації - Державному підприємству «Національна атомна енергогенеруюча компанія «Енергоатом» Державним Комітетом ядерного регулювання України 10 серпня 2004 року. Майданчик Запорізької АЕС був обраний і узгоджений у 1976 році. Він розташований у Запорізькій області на лівому березі Каховського водосховища. Місто Запоріжжя знаходиться на відстані 52 км, м.Енергодар - на відстані 5 км від проммайданчика АЕС. Будівництво АЕС здійснювалося на підставі технічного проекту 1-ої черги (4000 МВт) і 2-ої черги (2000 МВт), затверджених розпорядженнями Ради Міністрів СРСР від 04.02.1980 № 200р і від 01.10.1988 № ПП-21084. На майданчику ВП ЗАЕС експлуатується шість енергоблоків з реакторною установкою ВВЕР-1000/320 і сумарною електричною потужністю 6000 МВт. Основне обладнання енергоблока №4: • водо-водяний енергетичний реактор ВВЕР-1000 (В-320); • парова турбіна К-1000-60 / 1500-2; • електричний генератор ТВВ-1000-4УЗ.



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 7

З метою виконання заходів КзПБ, а також заходів щодо усунення відхилень від НД з ЯРБ в установленому обсязі, продовження терміну експлуатації енергоблока №4 проходить по другому варіанту згідно п. 2 розділи ІІІ НП 306.2.210-2017 «Загальні вимоги до управління старінням елементів і конструкцій та довгострокової експлуатації енергоблоків атомних станцій»: «зупинка енергоблока після завершення проектного строку експлуатації, здійснення організаційно-технічних заходів для продовження експлуатації та поновлення експлуатації». В основу ЗППБ приймаються проектні дані і розроблені матеріали з обґрунтування безпеки енергоблока, представлені в ЗАБ енергоблока №4 (ТОБ, ДМАБ, АПА, ІАБ, АЗПА, ЗЗАБ) з урахуванням змін і доповнень, які були реалізовані на енергоблоці після розробок ЗАБ. Матеріали ЗППБ викладаються в стислому вигляді з посиланнями на результати попередніх досліджень та оцінок безпеки, наведених в ЗАБ. ЗАБ енергоблока №4 ВП ЗАЕС був узгоджений Держатомрегулювання: глави 1-11 - вих. №15-33 / 4-133 від 09.03.2011; глави 12-14 - вих. №15-33 / 4-7699 від 28.12.2011. Інформація, наведена в ЗППБ вцілому, відповідає вимогам НП 306.2.099-2004 в частині актуальності даних. Там, де це доцільно і необхідно, інформація наводиться на момент узгодження даного звіту. У цьому звіті проводиться розгляд «Комплексного аналізу безпеки енергоблока №4», який є зведеним документів всіх факторів безпеки.



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 8

ПЕРЕЛIК ПРИЙНЯТИХ СКОРОЧЕНЬ

АБ - акумуляторна батарея АВА - аналіз важких аварій АЕС - атомна електростанція АЖЕН - аварійний живильний електронасос АЗ - аварійний захист АЗПА - аналіз запроектних аварій АК СПЗО - армоканати системи попереднього натягу захисної обо-

лонки АКНП - апаратура контролю нейтронного потоку АПА - аналіз проектних аварій АСКРО - автоматична система контролю радіаційної обстановки АСРК - автоматична система радіаційного контролю АСУ ТП - автоматизована система управління технологічними про-

цесами АХК - автоматичний хімконтроль БВ - басейн витримки БД - база даних БНС - берегова насосна станція БЩУ - блочний щит управління ВАО АЕС - всесвітня асоціація операторів АЕС ВВЕР - водо-водяний енергетичний реактор ВВП - внутрішні вихідні події ВЗ - внутрішні затоплення ВКП - внутрішньокорпусні пристрої ВКЦ - внутрішній кризовий центр ВНДЕ - відділ надійності й досвіду експлуатації ВП - внутрішні пожежі ВП АЕС - відокремленій підрозділ атомна електрична станція ВПА - вихідна подія аварії ВПР - відкритий розподільний пристрій ВСП - вузол свіжого палива



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 9

ВТС - виробничо-технічна служба ГВ - граничний викид (припустимий викид) ГДК - гранична доза концентрації ГЕЗ - глибокоешелонований захист ГЕС - гідроелектростанція ГЄ - гідроємність ГІП - група інженерної підтримки ГО - гермооболонка ГПЗ - гранично-припустиме значення ГПК - головний паровий колектор ГС - граничне скидання (припустиме скидання) ГЦК - головний циркуляційний контур ГЦН - головний циркуляційний насос ГЦТ - головний циркуляційний трубопровід ДАБ - детерміністичний аналіз безпеки ДГ - дизель-генератор ДЕ - досвід експлуатації Держато-мрегулю-вання

- Державна інспекція атомного регулювання України

ДЖЕН - допоміжний живильний електронасос ДЖР - довгоживучі радіонукліди ДІЯРУ - Державна інспекція ядерного регулювання України ДМАБ - додаткові матеріали аналізу безпеки ДНТЦ ЯРБ

- Державний науково-технічний центр ядерної й радіацій-ної безпеки

ДП - дерево подій ДП «НАЕК «Енергоа-том»

- Державне підприємство «Національна Атомна Енергети-чна Компанія «Енергоатом»

ДУ - дистанційне управління ЕО - експлуатуюча організація ЕРП - енергоремонтний підрозділ



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 10

ЕС - експлуатаційний стан ЕЦ - електричний цех ЄК - Європейська Комісія ЖТН - живильний турбонасос ЗАБ - звіт по аналізі безпеки ЗАЕС - Запорізька атомна електростанція ЗЕВ - зовнішній екстремальний вплив ЗЗАБ - зведений звіт з аналізу безпеки ЗІЗ - засіб індивідуального захисту ЗПА - запроектна аварія ЗПБ - загальні положення забезпечення безпеки атомних стан-

цій ЗППБ - звіт з періодичної переоцінки безпеки ЗРДЕС - загальноблочна резервна дизельна електростанція ЗРК - запірний регулюючий клапан ЗРПСЗ - знижений рівень потужності й стан зупинки ЗС - зона спостереження ІАБ - імовірнісний аналіз безпеки ІАБ-1 - імовірнісний аналіз безпеки першого рівня ІАБ-2 - імовірнісний аналіз безпеки другого рівня ІЕ - інструкція з експлуатації ІЗП - імпульсний запобіжний пристрій ІЛА - інструкція з ліквідації аварії ІЛПНЕ - інструкція з ліквідації порушень нормальної експлуатації ІОС - інформаційно-обчислювальна система ІРГ - інертний радіоактивний газ ІС ОПРБ - інформаційна система оцінки поточного рівня безпеки ІСУ - інтегрована система управління ІЯД - Інститут ядерних досліджень КАРМ - керівник аварійними роботами на майданчику КВП - контрольно-вимірювальні прилади КГО - контроль герметичності оболонки КЗЗ - карта зворотного зв'язку



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 11

КзПБ - комплексна (зведена) програма підвищення рівня безпеки КО - кваліфікація обладнання КР - корпус реактора КТ - компенсатор тиску КУВА - керівництво з управління важкими аваріями КФБ - критичні функції безпеки КЦ - кризовий центр ЛЕП - лінія електропередач ЛПК - лабораторно-побутовий корпус ЛСБ - локалізаційна система безпеки МАГАТЕ - Міжнародне агентство по атомній енергії МДГ - мобільний дизель-генератор МНУ - мобільна насосна установка МПА - максимальна проектна аварія МРЗ - максимальний розрахунковий землетрус НАН - національна академія наук НД - нормативна документація НЕ - нормальна експлуатація НЗ АЕС - начальник зміни АЕС НРБУ - норми радіаційної безпеки України НРП - номінальний рівень потужності НС - надзвичайна ситуація НТД - нормативно-технічна документація НТЦ - науково-технічний центр НТЦ - навчально-тренувальний центр ОВНС - оцінка впливу на навколишнє середовище ОР - органі регулювання ОТС - оцінка технічного стану ПА - проектна аварія ПАТ - протиаварійні тренування ПГ - парогенератор ПЕД - потужність експозиційної дози ПЗ - проектний землетрус



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 12

ПММ - паливно-мастильні матеріали ПНЕ - порушення нормальної експлуатації ППБ - періодична перевірка безпеки ППР - планово-попереджувальний ремонт ПС СУЗ - поглинаючі стрижні системи управління й захисту ПСЕ - продовження строку експлуатації ПСП - пароскидальний пристрій ПУХ - повітряна ударна хвиля РАВ - радіоактивні відходи РАЕС - Рівненська атомна електростанція РБ - радіаційна безпека РВ - реакторне відділення РДЕС - резервна дизельна електростанція РТВП - резервний трансформатор власних потреб РУ - реакторна установка РЩУ - резервний щит управління САБ - служба аналізу безпеки САОЗ - система аварійного охолодження зони САОЗ ВТ - система аварійного охолодження зони високого тиску САОЗ НТ - система аварійного охолодження зони низького тиску САР - система аварійного реагування СБ - система безпеки СВБ - система важлива для безпеки СВО - спецводоочистка СВРК - система внутрішньореакторного контролю СГО - система герметичного огородження СЗЗ - санітарно-захисна зона СКМВТ - система контролю механічних величин турбіни СОАІ - симптомно-орієнтована аварійна інструкція СППБ - система представлення параметрів безпеки СРК - система радіаційного контролю ССВЯТ - сухе сховище відпрацьованого ядерного палива СТП - стандарт підприємства



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 13

СУЗ - система управління й захисту СУНРМ - служба по упралінню надійністю, ресурсом та модерніза-

цією США - Сполучені Штати Америки СЯ - система якості ТВ - турбінне відділення Твел, твел - тепловиділяючий елемент ТВЗ - тепловиділяюча збірка ТОБ - технічне обґрунтування безпеки ТОіР - технічне обслуговування і ремонт ТП - технологічні процеси ТРБЕ - технологічний регламент безпечної експлуатації ТЗН - технічні засоби навчання ТУ - технічні умови УБДН - Українська база даних надійності обладнання АЕС УКТЗ - уніфікований комплекс технічних засобів УММ - учбово-методичні матеріали УПАГР - управління з питань аварійної готовності й реагування ФБ - фактор безпеки ЦРБ - цех радіаційної безпеки ЦТП - центр технічної підтримки ЦЩУ - центральний щит управління ЧГАВ - частота граничного аварійного викиду ЧПАЗ - частота пошкодження активної зони ЧПТ - частота пошкодження палива ШЗВК - швидкодіючий запірний відсічної клапан ШРУ-А - швидкодіюча редукційна установка скидання пари в ат-

мосферу ШРУ-К - швидкодіюча редукційна установка скидання пари в кон-

денсатор турбіни ЯБ - ядерна безпека ЯПВУ - ядерна паровиробляюча установка



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 14

1 БАЗОВА ІНФОРМАЦІЯ ПРО ЦІЛІ І ЗАВДАННЯ ЗППБ

Роботи з продовження експлуатації енергоблоків АЕС у понадпроектний термін регламентуються вимогами наступних документів:

Закон України «Про використання ядерної енергії та радіаційну безпеку» №39/95ВР, зі змінами та доповненнями [1];

Закон України «Про дозвільну діяльність у сфері використання ядерної енергії» № 1370-XIV, зі змінами та доповненнями [2];

«Загальні положення безпеки атомних станцій» НП 306.2.141-2008 [3];

«Вимоги до оцінки безпеки атомних станцій» НП 306.2.162-2010 [52];

«Правила ядерної безпеки реакторних установок атомних станцій з реакторами з водою під тиском» НП 306.2.145-2008 [13 ];

«Вимоги до проведення модифікацій ядерних установок та порядку оцінки їх безпеки» НП 306.2.106-2005 [4];

«Загальні вимоги до продовження експлуатації енергоблоків АЕС у понадпроектний строк за результатами здійснення періодичної переоцінки безпеки» НП 306.2.099-2004 [5];

«Вимоги до структури і змісту звіту з періодичної переоцінки безпеки енергоблоків діючих АЕС». Узгоджено ДКЯРУ вих. №15-32/7040 від 28.12.06, СОУ-Н ЯЕК 1.004:2007 [6];

НП 306.2.210-2017 «Загальні вимоги до управління старінням елементів і конструкцій та довгострокової експлуатації енергоблоків атомних станцій» [190].

Відповідно до вимог документів НП 306.2.141-2008 [3] і СОУ-Н ЯЕК 1.004: 2007 [6], періодично, але не рідше, ніж раз в 10 років після початку експлуатації, або на вимогу Держатомрегулювання України експлуатуюча організація здійснює переоцінку безпеки енергоблока. Також, необхідність виконання експлуатуючою організацією періодичної переоцінки безпеки енергоблоків АЕС встановлена в стандартах МАГАТЕ (SF-1 [211], GSR Part 1 [212], GSR Part 4 [88], SSR-2/1 [214], SSR-2 / 2 [195], SSG-25 [7]) і референтних рівнях Асоціації західноєвропейських ядерних регулюючих органів (WENRA) [215]. Метою цієї переоцінки є визначення:

відповідності рівня безпеки енергоблока діючим нормам і правилам ядерної та радіаційної безпеки, а також проектної та експлуатаційної документації, звіту з аналізу безпеки та іншої документації, яка вказана в ліцензії на експлуатацію;



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 15

достатності існуючих умов, що забезпечують підтримку належного рівня безпеки енергоблока до наступної періодичної переоцінки, або до терміну припинення його експлуатації;

переліку і термінів впровадження заходів з підвищення безпеки енергоблока, які необхідні для усунення або послаблення недоліків, виявлених при дослідженні безпеки.

За результатами переоцінки розробляється Звіт з періодичної переоцінки безпеки енергоблока, який надається в Регулюючий орган. Аналогічний підхід рекомендується відповідними документами SSG 25, МАГАТЕ, Відень (2014 року) [7]. ЗППБ розробляється для кожного енергоблока та охоплює всі аспекти, важливі для безпеки. Енергоблок розглядається як виробничий комплекс, який включає всі установки, споруди та об'єкти, що забезпечують життєдіяльність енергоблока і позначені в ліцензії на право здійснення діяльності «експлуатація ядерної установки». У цьому звіті представлена інформація, достатня для оцінки поточного стану систем і елементів енергоблока, рівня його безпеки з урахуванням виконаних модернізацій щодо підвищення безпеки та можливості продовження роботи енергоблока №4 ВП ЗАЕС. ЗППБ розроблений відповідно до «Програми підготовки енергоблока №4 ВП ЗАЕС до експлуатації в понадпроектний термін» 04.МР.00.ПМ.22-16/Н [8] і «Планом ліцензування енергоблока №4 ЗАЕС для продовження експлуатації у понадпроектний термін» 04.ОК.ПН.06-16 [9]. ЗППБ в частині складу і змісту розробляється відповідно до вимог національних нормативних документів [3, 6] і керуючись вимогами документа МАГАТЕ [7]. ЗППБ складається з 14 факторів безпеки ФБ-1 – ФБ-14. За результатами аналізу факторів безпеки розробляється Комплексний аналіз безпеки, в якому в стислому вигляді наведені результати аналізів ФБ-1 - ФБ-14. У звіті з періодичної переоцінки безпеки аналізуються наступні фактори безпеки:

ФБ-1 «Проект енергоблока»;

ФБ-2 «Поточний технічний стан систем і елементів енергоблока»;

ФБ-3 «Кваліфікація обладнання»;

ФБ-4 «Старіння споруд, систем та елементів, важливих для безпеки»;

ФБ-5 «Детерміністичний аналіз безпеки»;

ФБ-6 «Імовірнісний аналіз безпеки»;



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 16

ФБ-7 «Аналіз впливу на безпеку енергоблока №4 зовнішніх і внутрішніх подій»;

ФБ-8 «Експлуатаційні показники безпеки енергоблока»;

ФБ-9 «Використання досвіду експлуатації інших АЕС і результатів нових наукових досліджень»;

ФБ-10 «Організація експлуатації енергоблока і управління виробничими процесами»;

ФБ-11 «Експлуатаційна документація»;

ФБ-12 «Людський фактор»;

ФБ-13 «Аварійна готовність і планування»;

ФБ-14 «Вплив експлуатації АЕС на навколишнє середовище».

Кожен фактор безпеки енергоблока №4 представлений у вигляді окремого звіту. Фактори безпеки ФБ-9 - 14 розробляються спільними для енергоблоків №3 і №4 ЗАЕС. Комплексний аналіз безпеки також оформлений окремим звітом. На основі комплексного аналізу впливу на безпеку факторів безпеки формулюється і обґрунтовується узагальнений висновок про можливість продовження експлуатації енергоблока на термін, який заявляється у комплексному аналізі. За основу при розробці ЗППБ прийняті проектні, експлуатаційні дані, звіти про перевірки безпеки незалежними організаціями (МАГАТЕ, ВАО АЕС), матеріали з обґрунтування безпеки енергоблока, представлені в ЗАБ енергоблока №4 ЗАЕС. Відповідно до вимог вищезгаданих українських НД і стандарту МАГАТЕ матеріали ЗППБ викладені в стислому вигляді з посиланнями на результати попередніх досліджень та оцінок безпеки, наведених у ЗАБ. ЗАБ енергоблока №4 ВП ЗАЕС був узгоджений Держатомрегулювання України. У ЗППБ показано, що:

експлуатація енергоблока здійснюється відповідно до його проекту з дотриманням меж і умов безпечної експлуатації, вимог ліцензійних документів і відповідає діючим нормам і правилам ядерної та радіаційної безпеки;

за звітний період були реалізовані заходи з реконструкції та модернізації систем і елементів енергоблока, спрямовані на підвищення його безпеки, з відповідними коригуваннями проектної документації та експлуатаційних процедур;



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 17

розроблена і ефективно реалізується програма управління старінням споруд, систем та елементів енергоблока, і виконано обґрунтування того, що їх реальний технічний стан забезпечує безпечну експлуатацію енергоблока у понадпроектний період;

за виявленими невідповідностями вимог чинних норм і правил ядерної та радіаційної безпеки реалізовані і заплановані заходи щодо усунення або послаблення цих невідповідностей;

реалізовані на енергоблоці і АЕС в цілому експлуатаційні процедури, схеми адміністративного управління, відомчого нагляду, система якості відповідають принципам безпеки і забезпечують ефективне виконання експлуатуючою організацією і адміністрацією АЕС функцій, передбачених законом України №39/95-ВР і відповідним нормативно-правовим актам;

фактичний вплив експлуатації енергоблока на персонал, населення і навколишнє середовище не перевищує критеріїв і кордонів радіаційної та екологічної безпеки, встановлених нормативними документами;

існуючі умови і реалізація намічених планів підвищення безпеки забезпечують необхідний рівень безпеки експлуатації енергоблока у понадпроектний період.

На основі комплексного аналізу безпеки сформований і обґрунтований узагальнений висновок про технічну можливість продовження експлуатації енергоблока протягом 20 років після завершення проектного терміну експлуатації.



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 18

2 РЕЗУЛЬТАТИ ОЦIНКИ ФАКТОРIВ БЕЗПЕКИ

2.1 Фактор безпеки №1 «Проект енергоблоку» Метою аналізу даного фактора безпеки є встановлення відмінностей проектної документації від поточного стану енергоблоку, визначення відповідності проекту й проектної документації вимогам діючих національних і міжнародних норм і правил ЯБ і РБ. Докладний аналіз фактора безпеки розглянуто в документі ЗППБ «21.4.59.ОППБ.01 Отчет по периодической переоценке безопасности энергоблоков №3,4 ОП ЗАЭС. Энергоблок №4. Фактор безопасности №1. Проект энергоблока» [11].

2.1.1 Метод і критерії оцінки

При розробці ЗППБ застосовується метод експертної оцінки на основі порівняльного аналізу за наступними критеріями:

відповідність проекту енергоблоку національним нормам і правилам з ядерної і радіаційної безпеки, а також міжнародним стандартам з безпе-ки;

наявність розроблених планів заходів експлуатуючої організації з усу-нення виявлених відхилень проекту від вимог НТД;

наявність на АЕС комплекту технічної документації, яка необхідна для забезпечення безпечної експлуатації енергоблоку; забезпечення надій-ного зберігання технічної документації й підтримки її в актуальному стані; наявність системи керування документацією; наявність планів експлуатуючої організації щодо відновлення відсутньої документації;

наявність у проекті енергоблоку реалізованих технічних і адміністрати-вних заходів щодо захисту персоналу, населення й навколишнього се-редовища від радіаційної небезпеки;

забезпечення реалізації стратегії глибокоешелонованого захисту, засно-ваної на застосуванні системи фізичних бар'єрів на шляху поширення іонізуючого випромінювання й радіоактивних речовин, і наявність за-ходів щодо захисту й підтримки ефективності цих бар'єрів;

відповідність концепції безпеки сучасним національним і міжнародним вимогам для енергоблоків що експлуатуються;

наявність плану заходів щодо усунення виявлених дефіцитів безпеки, який показує, що в період понадпроектної експлуатації стан систем, споруджень і елементів буде відповідати проектним вимогам з ураху-ванням запланованих модернізацій, реконструкцій і досліджень.



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 19

2.1.2 Результати оцінки

2.1.2.1 Нормативно-технічна база проекту енергоблоку й проектна концепція його безпеки

Нормативна база розробки проекту енергоблоку Енергоблок №4 ЗАЕС проектувався у 70-тi роки минулого сторіччя. Будівництво енергоблоку почалося в 1983 році, дата введення в промислову експлуатацію –1988 рік. У якості нормативної бази, на підставі якої розроблявся первісний проект енергоблоку, використовувалися нормативні документи, що діяли в той час у Радянському Союзі, основні з яких наведені нижче:

ОПБ-82. Общие положения обеспечения безопасности атомных электростанций при проектировании, строительстве и эксплуатации;

ПБЯ-04-74. Правила ядерной безопасности атомных электростанций. Атомиздат;

НРБ-76. Нормы радиационной безопасности. М.Энергоиздат;

СП-АЭС-79. Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных электростанций. М.Энергоиздат;

ОСП-72/80. Основные санитарные правила работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений. М.Энергоиздат;

Нормы расчета на прочность элементов реакторов, парогенераторов, сосудов и трубопроводов атомных электростанций, опытных и исследовательских ядерных реакторов и установок, 1973г.;

Нормы расчета на сейсмические воздействия. Временная методика расчета на хрупкую прочность;

РТМ 108.020.01-75. Расчет трубопроводов атомных электростанций на прочность;

ВСН-15-78. Временные нормы проектирования атомных энергетических установок для сейсмических районов.

За роки будівництва та експлуатації енергоблоку в Україні періодично вводилися в дію нові нормативні документи з більш сучасними вимогами до безпеки АЕС із урахуванням накопиченого досвіду. Перелік діючих нормативних документів з ядерної і радіаційної безпеки наведено в розділі 2.1.1 [11]. Проект енергоблоку, початково виконаний відповідно до «Загальних положень забезпечення безпеки атомних електростанцій при проектуванні, спорудженні й експлуатації» (ОПБ-82), у цей час в основному відповідає вимогам нині діючих НП 306.2.141-2008 [3]. Але є окремі відхилення проекту енергоблоку №4 від вимог діючих НД і правил. На підставі аналізу відхилень проекту від вимог НД розроблені заходи



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 20

щодо їхнього усунення, які включені в «Комплексну (зведену) програму підвищення безпеки енергоблоків АЕС України», уведену в дію спільним наказом №517/172 МЕТП України й ДКЯР України від 07.12.2010. Більш докладно відхилення проекту енергоблоку від вимог НД і рекомендовані заходи щодо компенсації або ліквідації їх, розглянуто в розділі 2.3.3 [11] і Таблиці 3.1 даного звіту. Крім діючих національних правил з безпеки, проект енергоблоку №4 оцінювався також на предмет відповідності вимогам стандарту МАГАТЕ «Періодична переоцінка безпеки АЕС», Спеціальний посібник з безпеки. Nо. SSG-25 [7] (див. розділ 2.3.4 [11]). Проектна концепція безпеки являє собою сукупність:

критеріїв, яким повинен задовольняти радіаційний вплив АС на персонал, населення, навколишнє середовище в умовах нормальної експлуатації, пiд час проектних і запроектних аварій;

принципів, за допомогою яких досягаються встановлені критерії безпеки;

технічних заходів і організаційних заходів, прийнятих для забезпечення безпеки АС на стадіях проектування, будівництва, монтажу, пуску, експлуатації й виводу з експлуатації АС.

Критеріями безпеки для діючих енергоблоків АЕС, відповідно до п. 4.1.1 [3], є:

неперевищення оцінного значення частоти важкого ушкодження активної зони, рівного 10-4 на реактор на рік;

неперевищення значення частоти граничного аварійного викиду радіоактивних речовин у навколишнє природне середовище для діючих АС установлюється на рівні не більш 10-5 на реактор на рік.

2.1.2.2 Реалізація в проекті енергоблоку заходів щодо захисту персоналу, населення й навколишнього середовища від радіаційної небезпеки

Відповідно до нині діючого нормативного документу НП 306.2.141-2008 [3]: «АЕС задовольняє вимогам безпеки, якщо в результаті прийнятих у проекті технічних і організаційних заходів досягнута базова мета безпеки – захист персоналу, населення й навколишнього природного середовища від неприпустимого радіаційного впливу при експлуатації». У проекті енергоблоку №4 реалізовані технічні й організаційні заходи щодо захисту персоналу, населення й навколишнього середовища від радіаційної небезпеки (зовнішнього й внутрішнього опромінення й радіаційного забруднення), описані в 21.4.70.ОБ.05.03 «Техническое обоснование безопасности. Блок №4. Запорожская АЭС» Книга 6 [12].



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 21

Радіаційний захист забезпечується сукупністю радіаційно-гігієнічних, проектно-конструкторських, технічних і організаційних заходів, спрямованих на забезпечення радіаційної безпеки. Пiд час проектування комплексу систем радіаційного захисту й систем забезпечення радіаційної безпеки захист персоналу й населення від впливу іонізуючих випромінювань при експлуатації забезпечується низкою таких технічних і організаційних рішень, як:

створення екранів біологічного захисту;

створення замкнених контурів з радіоактивними середовищами;

створення проміжних контурів охолоджуючої води;

створення організованого збору й очищення радіоактивних протiкань;

створення організованого збору й зберігання в спецсховищах сухих і рідких відходів;

підтримка радіаційно-кліматичних умов у виробничих приміщеннях системами вентиляції;

використання індивідуального встаткування для захисту експлуатаційного персоналу;

поділ виробничих приміщень на зони суворого й вільного режимів;

створення герметичної частини в апаратному відділенні для утримання активності, що виділилася, пiд час виникнення аварійних ситуацій;

організація санітарно-захисної зони навколо атомної станції;

системи безпеки атомної станції (надійне електропостачання, устаткування САОЗ, спринклери, герметична оболонка РВ АЕС та ін.);

організація радіаційного контролю та ін. Радіаційний захист містить у собі:

екрани біологічного захисту;

герметичні приміщення зони строгого режиму;

приточно-витяжні вентиляційні системи;

фільтри установок спецводоочистки й систем спецвентиляції;

спецсховища сухих і рідких радіоактивних відходів;

санпропускники;

систему радіаційного контролю;



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 22

системи безпеки атомної станції (надійне електроживлення, устаткування САОЗ, спринклери, герметична оболонка реакторного відділення атомної станції та ін.);

вентиляційну трубу та ін. В 21.4.70.ОБ.05.03 «Техническое обоснование безопасности. Блок №4. Запорожская АЭС» Книга 6 [12] описано проектну систему радіаційного контролю. У даний момент виконується модернізація (реконструкції) вимірювальної інформаційної системи «Кільце», з метою використання апробованої інженерно-технічної практики для вдосконалювання радіаційного контролю навколишнього середовища й радіаційного захисту населення. Передбачені проектом енергоблоку заходи щодо захисту від радіаційного впливу відповідають вимогам діючих національних правил з безпеки України.

2.1.2.3 Проектні величини граничного ушкодження тепловиділяючих елементів і межі радіологічного аварійного впливу на персонал і населення

Згідно з додатком 1 до НП 306.2.145-2008 [13] у проект АЕС закладені наступні величини граничного ушкодження твелiв: 1 Експлуатаційна межа ушкодження твелiв за рахунок утвору мікротріщин з дефектом типу газової нещільності оболонки не повинен перевищувати 0,2 % твелiв і 0,02 % твелiв при прямому контакті ядерного палива з теплоносієм. 2 Межа безпечної експлуатації з кількості й характеру дефектів твелiв становить 1 % твелiв з дефектами типу газової нещільності й 0,1 % твелiв, для яких має місце прямий контакт теплоносія і ядерного палива. 3 Максимальна проектна межа ушкодження твелiв відповідає неперевищенню кожного з наступних граничних параметрів:

температура оболонок твелiв – 1200 С;

локальна глибина окиснення оболонок твелiв – 18 % від граничної товщини оболонки;

частка цирконію що прореагував – 1 % від його маси в оболонках твелiв.

Як відзначено в ЗАБ, в аварійних ситуаціях з великою втратою теплоносія, включаючи максимальну проектну аварію, при прийнятих у проекті умовах і проектних характеристиках системи САОЗ забезпечують:

неперевищення температури палива, температури плавлення двоокису урана;

неперевищення температури оболонок твелiв у жодній точці активної зони значення 12000 С;



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 23

неперевищення величини локального окиснення оболонок твел значення 18% від первісної товщини оболонки;

неперевищення окиснення цирконію величини 1% від загальної маси його в активній зоні;

переведення активної зони в підкритичний стан і підтримка в цьому стані;

пiсляаварiйне розхолоджування активної зони. Виходячи із цього, можна сказати, що вимоги документа НП 306.2.145-2008 [13] виконуються. Максимальні температури палива й оболонки найбільше теплонапруженого твела не перевищують значень для нормальних умов експлуатації. Пароцирконiєва реакція відсутня протягом усього аварійного режиму. Криза теплообміну на поверхні твела не виникає (більш докладно див. у розділі 3.2.1.2.7 29.4.70.ОБ.05.03. «Техническое обоснование безопасности. Блок №4. Запорожская АЭС». Книга 2 [42]).

Межі радіологічного аварійного впливу на персонал і населення при розробці проекту енергоблоку прийняті наступні:

зона «суворого» режиму; санітарно-захисна зона – 2.5 км; зона спостереження – 30 км. Відповідно до вимог СП АС-88 [14] у проекті енергоблоку закладено, що значення еквівалентних індивідуальних доз пiд час максимальної проектної аварії (при найбільш несприятливих погодних умовах) на межі санітарно-захисної зони й за її межами не повинні перевищувати:

0,3 Зв/рік (30 Бер/рік) на щитовидну залозу дитини за рахунок інгаляції;

0,1 Зв/рік (10 Бер/рік) на все тіло за рахунок зовнішнього опромінення. На даний час СП АС-88 виведений з дії й використовується в якості довідкових матеріалів.

Відповідно до НРБУ-97 [15] оцінці підлягають наступні дозовi показники за перші два тижні після аварії:

ефективна доза опромінення всього тіла (зовнішнє й внутрішнє за рахунок інгаляції);

еквівалентна доза опромінення щитовидної залози;

еквівалентна доза опромінення шкіри. Результати аналізу проектних аварій на номінальному рівні потужності

З погляду радіологічних наслідків розглянутих визначальних аварій отримані наступні результати:



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 24

при прийнятих передумовах, для аварії з розривом ГЦТ, максимальна ефективна доза опромінення всього тіла не перевищує 6.51E+00 мЗв, доза опромінення щитовидної залози 1.43E+00 мГр, а доза на відкриті ділянки шкіри - 3.29E-02 мГр.

Аналіз результатів АПА показав виконання критеріїв прийнятності для відібраних аварій-представників. Найбільш несприятливими з погляду радіаційних наслідків є вихідні події аварій: «Максимальна проектна аварія» (МПА) і «Середні течі з першого контуру в другий (Ду = 100мм)».

Згідно із проведеним аналізом, максимальна доза при найбільш несприятливих проектних аваріях за рахунок зовнішнього опромінення (доза від ґрунту + доза від хмари) становить менш 70 мЗв (7 Бер), а інгаляційна доза на щитовидну залозу дитини не перевищує 240 мЗв (24 Бер), що відповідає вимогам [14].

2.1.2.4 Принцип глибоко ешелонованого захисту в проекті енергоблоку

Проект енергоблоку №4 ЗАЕС, виконаний згідно з ОПБ-82 з дотриманням принципів безпеки, у тому числі й принципу реалізації стратегії глибокоешелонованого захисту, заснованої на застосуванні системи фізичних бар'єрів на шляху поширення іонізуючого випромінювання й радіоактивних речовин у навколишнє середовище. Cистема фізичних бар'єрів енергоблоку №4 включає:

перший бар'єр - паливна матриця;

другий бар'єр - оболонки тепловиділяючих елементів;

третій бар'єр - межа першого контуру;

четвертий бар'єр - герметичне огородження локалізаційних систем безпеки (захисна оболонка);

п'ятий бар'єр – біологічний захист. Стратегія глибокоешелонованого захисту передбачає систему технічних і організаційних заходів щодо захисту фізичних бар'єрів. Згідно з вимогами п.5.3.4. НП 306.2.141-2008 [3] стратегія глибокоешелонованого захисту реалізовується на п'ятьох рівнях:

Рівень 1. Запобігання порушень нормальної експлуатації;

Рівень 2. Забезпечення безпеки при порушеннях нормальної експлуатації й запобігання аварійних ситуацій;

Рівень 3. Запобігання й ліквідація аварій;

Рівень 4. Керування запроектними аваріями;

Рівень 5. Аварійна готовність і реагування.



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 25

2.1.2.5 Основні принципи безпеки, використані при формуванні проектної концепції безпеки енергоблоку

АС задовольняє вимогам безпеки, якщо її радіаційний вплив на персонал, населення й навколишнє середовище при НЕ, ПНЕ й проектних аваріях не приводить до перевищення встановлених дозових меж опромінення персоналу й населення, змісту радіоактивних продуктів у навколишньому середовищі, а також обмежується цей вплив при ЗПА.

Основні принципи забезпечення безпеки АС формуються в діючих нормативних документах з ядерної і радіаційної безпеки НП 306.2.141-2008 [3], НРБУ-97 [15], НП 306.2.145-2008 [13].

При формуванні проектної концепції безпеки енергоблоку №4 і при подальшому її розвитку, у ході проектування модифікацій устаткування й систем енергоблоку, у неї були закладені фундаментальні й загальні організаційно-технічні принципи забезпечення безпеки АЕС, відповідно до НП 306.2.141-2008 [3], які викладені в [11].

Це відповідає вимогам п.п. 4.2.1, 4.2.2, 4.2.3 нині діючих національних НП 306.2.141-2008 [3] і вимогам стандартів МАГАТЕ.

2.1.2.6 Функції безпеки, реалізовані в проекті енергоблоку №4

Проект енергоблоку №4 виконаний відповідно до «Загальних положень забезпечення безпеки атомних електростанцій при проектуванні, спорудженні й експлуатації» ОПБ-82 і до 01.07.2000 відповідав вимогам діючих на той період ОПБ-88. З 01.07.2000, замість ОПБ-88, уведений у дію новий нормативний документ «Загальні положення безпеки атомних електростанцій» НП 306.1.02/1.034-2000, у якому відкоректований виклад тексту ОПБ-88 з урахуванням сучасних підходів до питання безпеки, а так само введені додаткові вимоги. У цей час проект енергоблоку №4 відповідає вимогам діючих «Загальних положень безпеки атомних станцій» НП 306.2.141-2008 [3]. Системи безпеки, передбачені проектом і призначені для виконання функцій безпеки, спроектовані для забезпечення безпеки АС при будь-якій проектній аварії. Для виконання критеріїв безпеки всі системи безпеки ВП ЗАЕС виконані по канальному принципу.

2.1.2.7 Відхилення проекту енергоблоку від вимог національних норм і правил ЯБ і РБ та заходи щодо підвищення безпеки

Аналіз відхилення проекту від вимог діючих норм В ЗАБ (21.4.59.ОБ.01.07 ДМАБ, книга 8, частина 5) [16] енергоблоку №4 виконаний аналіз відступів від вимог діючої НТД.



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 26

У рамках ДМАБ [16] та ЗППБ [11] виконаний аналіз відступів з «ранжируванням» за критеріями, рекомендованим МАГАТЕ, і оцінкою їх впливу на функції безпеки. При неможливості виконання обґрунтування безпечної роботи системи або встаткування при наявності відступу від вимог НТД розробляються необхідні заходи, що компенсують, спрямовані на виключення або зменшення наслідків впливу відступу на безпеку й обґрунтування їх ефективності. Відповідно до вимог діючої нормативної документації, інформація, надана в матеріалах фактора безпеки ФБ-1 [11] зафіксована на дату розробки звіту по факторі безпеки й не перевищує трирічний період до кінця проектного строку експлуатації енергоблоку №4 [5]. Відповідно до вищевказаного, інформація в частині відступів від вимог норм і правил по ядерній і радіаційній безпеці відповідає стану енергоблоку на 08.12.2016. Таким чином, у рамках продовження проектного строку експлуатації енергоблоку №4 Запорізької АЕС виконана актуалізація переліку відступів від вимог НТД. Зведений перелік відступів від діючої НТД енергоблоку №4 ЗАЕС наведено в таблиці 25 [11] і таблиці 3.1 цього звіту. Для приведення стану енергоблоку №4 до вимог НТД був проведений аналіз і розроблені план-графіки реалізації заходів щодо приведення стану діючих енергоблоків ВП АЕС у відповідність до вимог НП 306.2.141-2008 [3] і НП 306.2.145-2008 [13]. Заходи щодо приведення стану енергоблоку №4 вимогам НТД, що не ввійшли в КзПБ [17] включені в «Программу подготовки энергоблока №4 ОП ЗАЭС к эксплуатации в сверхпроектный срок» 04.МР.00.ПМ.22-16/Н [8]. Рекомендації з підвищення безпеки енергоблоку

На ЗАЕС в 1996 році проходила місія експертів МАГАТЕ, метою якої було ідентифікувати основні дефіцити експлуатаційної безпеки й проектних рішень ВВЕР-1000/320 і надати консультацію з погляду повноти й адекватності заходів щодо підвищення безпеки. За результатами місії був розроблений звіт IAEA-EBP-WWER-05 «Проблеми безпеки атомних електростанцій з реакторами ВВЕР-1000/320 і їх категорії» [18]. Метою звіту було представлення зведеного переліку дефіцитів безпеки й проблем безпеки, категоризованих відповідно до їхньої значимості для безпеки станції в цілому. За минулий період після місії МАГАТЕ був виконаний великий обсяг роботи з усунення зауважень певних в [18]. Остаточне виконання всіх незавершених заходів буде реалізовано в рамках Комплексної (зведеної) програми підвищення безпеки енергоблоків АЕС України. У таблиці 27 [11] представлені проблеми безпеки за характерними областями, перераховані окремі проблеми й категорії й наведений поточний стан вирішення даних проблем.



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 27

Контроль за усуненням дефіциту безпеки діючих на Україні енергоблоків АЕС ведеться на галузевому рівні, який здійснює ВП НТЦ. В 2007 році був підготовлений «Звіт по оцінці стану проектної безпеки енергоблоків України», розроблений відповідно до п.1.5 Плану дій у сфері ядерної безпеки діючих українських АЕС Меморандуму «Про взаєморозуміння між Україною і Європейським Союзом з співробітництва в енергетичній області». В 2008 році розроблена база даних з проектної безпеки, яка заповнена інформацією з вирішення проблем безпеки станом на кінець 2007 року Розпорядженням № 1291-Р від 26.12.2008. ВП НТЦ на постійній основі двічі на рік обновлюєя базу даних з проектної безпеки на підставі інформації переданої ВП АЕС. У рамках спільного проекту Європейської комісії, МАГАТЕ й України в 2009 році була організована Місія з оцінки безпеки атомних електростанцій України. Пiд час цієї місії на Запорізькій АЕС була реалізована оцінка проектної безпеки. Експерти МАГАТЕ здійснили перевірку відповідності проектної документації й устаткування станції сучасним стандартам МАГАТЕ. За результатами перевірки був випущений звіт МАГАТЕ AIEA/EC/UA-T.1-MR05 «Отчет о результатах миссии по оценке проектной безопасности. Задание 1 – оценка проектной безопасности. Запорожская АЭС, энергоблоки №1-6, и Южно-Украинская АЭС, энергоблок №4» [20]. Експерти дійшли висновку, що проект усіх шести енергоблоків Запорізької АЕС перебуває в повній відповідності до вимог МАГАТЕ NS-R-1. Стан виконання заходів щодо усунення невідповідностей для енергоблоку №4 ЗАЕС відображено в таблиці 25 [11] і таблиці 3.1 даного звіту. Строки впроваджень заходів щодо усунення дефіцитів безпеки Заходи щодо усунення дефіцитів безпеки реалізуються відповідно до План-Графіку реалізації заходів «Комплексної (зведеної) програми підвищення рівня безпеки енергоблоків атомних електростанцій», а заходи, що не ввійшли до КзПБ реалізуються відповідно до 04.МР.00.ПМ.22-16/Н [8].

2.1.2.8 Наявність технічної документації

Безпечна експлуатація систем і елементів, важливих для безпеки для всіх режимів експлуатації енергоблоку №4 ВП ЗАЕС, а також діяльність, пов'язана із проведенням ремонту (відновлення ресурсу, реконструкція й модернізація), технічного обслуговування, періодичних випробувань здійснюється на підставі документів сформованих у наступні основні групи:

проектно-конструкторські документи;

виробничо-технічні документи;



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 28

нормативні документи зовнішніх організацій;

організаційно-розпорядча документація. Наявність технічної документації Згідно з виконаним аналізом в наявності повний об’єм експлуатаційної документації, достатньої для забезпечення керування енергоблоком №4 у всіх експлуатаційних режимах. Дане питання докладно розглянуте у звіті з періодичної переоцінки безпеки енергоблоку №4 Фактор безпеки №11 «Эксплуатационная документация энергоблоков №3,4» 21.34.59.ЗППБ.11 [142]. Проведений аналіз показав, що є повний комплект проектно-конструкторської документації для забезпечення безпечної експлуатації, ремонтів і модернізації енергоблоку №4 ЗАЕС. На етапі підготовки енергоблоку №4 до продовження строку експлуатації був виявлений ряд ремонтної документації, яка потребує перегляду або розробки. Питання про розробку відсутньої ремонтної документації для систем, важливих для безпеки, зважується на галузевому рівні. ДП «НАЕК «Енергоатом» укладений договір на розробку й перегляд комплектів документів на ремонт устаткування АЕС України.

Рiшення даного питання розглядається в рамках ФБ-11, де він віднесений до проблемних. Проведений аналіз показав, що є повний комплект проектно-конструкторської документації для забезпечення безпечної експлуатації, ремонтів і модернізації енергоблоку №4 ВП ЗАЕС.

Зберігання технічної документації Документи й звіти зберігаються в архіві підприємства та архівах підрозділів станції. У всіх архівах є протипожежна сигналізація, що передає сигнали на ЦЩУ, де оперативний персонал готовий реагувати на будь-яку проблему. Розміщення стаціонарних стелажів і шаф в архівах виконане з урахуванням ДСТУ ДЕРЖСТАНДАРТ 7.50:2006. Проектно-конструкторська документація ВП ЗАЕС зберігається як в архіві підприємства ЗАЕС, так і в архівах підрозділів. Будинок архіву підприємства, власником якого є ПТС, має загальну площу приміщень зберігання 467 м2.

2.1.3 Узагальнюючі висновки з аналізу ФБ-1 «Проект енергоблоку»

Багаторічний досвід експлуатації енергоблоку №4 ВП ЗАЕС показує, що визначені на підставі проекту, технічної документації розробників обладнання, результатів звіту з аналізу безпеки енергоблоку, режими експлуатації реакторної установки забезпечують безпечну експлуатацію енергоблоку. Безпечна експлуатація забезпечується проектним обґрунтуванням величин уставок захистів, блокувань, аварійної й попереджувальної сигналізації.



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 29

За результатом аналізу фактора безпеки «Проект енергоблоку» були визначені наступні заходи, які реалізуються з метою підвищення безпеки енергоблоку №4.

1. Заходи, що виконуються в рамках Комплексної (зведеної) програми підвищення безпеки енергоблоків АЕС України (далі - КзПБ).

КзПБ розроблена для реалізації робіт з підвищення безпеки в рамках виконання довгострокової державної стратегії підвищення безпеки енергоблоків АЕС ДП «НАЕК «Енергоатом».

Метою розробки КзПБ є:

вирiшення завдань з усунення невідповідностей проектів діючих енергоблоків АЕС сучасним національним нормам з безпеки й/або зменшенню впливу цих невідповідностей на безпеку шляхом впровадження компенсуючих заходів і виконанню рекомендацій МАГАТЕ та інших міжнародних організацій по підвищенню безпеки українських АЕС;

виконання зобов'язань перед міжнародними організаціями (ЄББР, Євратом) з реалізації заходів, що входять у так званий «Пакет підвищення безпеки» («upgrade package»);

вирівнювання рівня безпеки всіх енергоблоків до рівня, відповідного до міжнародних вимог по безпеці;

формування обсягів робіт з підвищення безпеки для організації виконання довгострокової державної стратегії підвищення безпеки енергоблоків АЕС (відповідно до вимоги спільного наказу Мiнтопенерго й Держатомрегулювання від 12.02.2009 №87/27), розробки довгострокових інвестиційних програм/план-графіків підвищення безпеки для кожного енергоблоку.

За результатами реалізації КзПБ будуть виконані заходи щодо посилення глибокоешелонованого захисту, визначені за результатами розроблених Звітів з аналізу безпеки, а також реалізовані рекомендації експертів МАГАТЕ з оцінки проектної безпеки енергоблоку №4 ВП ЗАЕС і експертів МАГАТЕ та РИСКАУДИТ з усунення проблем безпеки. Реалізація КзПБ забезпечить рівень безпеки енергоблоку, що відповідає міжнародним стандартам.

За результатами виконаної оцінки ефективності заходів КзПБ проведена приоритезацiя кожного заходу КзПБ (або групи заходів) з погляду впливу на безпеку. Оцінка ефективності заходів КзПБ, проведена з використанням імовірнісних методів, визначила:

кількісний вплив кожного заходу на безпеку - по впливу кожного заходу на частоту пошкодження активної зони (ЧПАЗ), частоту граничного аварійного викиду (ЧГАВ) або



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 30

якісний вплив кожного заходу на безпеку - методом визначення коефіцієнта для прийняття рішень, обумовленого з урахуванням сукупності факторів (частоти виникнення вихідних подій аварії, можливих наслідків, функцій безпеки, що зачіпаються при реалізації заходу).

Пiд час оцінки впливу на безпеку були визначені заходи, для яких не потрібне виконання ні якісної ні кількісної оцінки впливу на безпеку енергоблоку. До таких заходів ставляться вже виконані заходи КзПБ і заходи, що ставляться до аналітичних досліджень, спрямованих на підвищення безпеки (термогiдравлiчнi аналізи, імовірнісні оцінки, радіологічні дослідження, мiцнiстнi розрахунки й ін.).

Розділ 4.1 даного звіту містить перелік з найменування заходу, і напрямок безпеки, який запропонованої захід охоплює.

2. Додаткові заходи щодо забезпечення безпечної експлуатації енергоблоків ВП ЗАЕС після аварії на АЕС «Фукусіма-1»

Аварія на АЕС «Фукусіма-1» продемонструвала потенційну уразливість АЕС до зовнішніх екстремальних природних впливів і їх комбінацій, характеристики яких перевищують проектні значення.

Додаткова цільова переоцінка безпеки розглядається як перша короткострокова фаза реагування на події на АЕС Фукусіма-1 з метою визначення й реалізації найбільш пріоритетних превентивних компенсуючих заходів.

Відповідно до погодженого Держатомрегулювання «Плану дій з виконання цільової позачергової перевірки й подальшого підвищення безпеки АЕС України з урахуванням подій на Фукусіма-1» і «Рекомендованою структурою й змістом звіту по цільовій переоцінці безпеки ядерних установок, розміщених на майданчику АЕС, з урахуванням уроків аварії на АЕС «Фукусіма-1», у рамках даної роботи для ядерних установок, розміщених на майданчику ВП ЗАЕС, виконана додаткова цільова переоцінка безпеки («стрес-тести») стосовно зовнішніх екстремальних природних впливів, які можуть привести до деградації функцій безпеки й розвитку важких аварій, а також розроблені пропозиції по відповідних до заходів.

Перелік розглянутих зовнішніх екстремальних природних впливів складений на підставі «Рекомендованої структури й змісту звіту по цільовій переоцінці безпеки ядерних установок, розміщених на майданчику АЕС, з урахуванням уроків аварії на АЕС «Фукусіма-1» з урахуванням специфічних особливостей майданчика ВП ЗАЕС і охоплює всі реально можливі значимі природні впливи:

землетруси;



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 31

смерчі;

зовнішні затоплення (екстремальні зливи, екстремальний паводок, можливий підйом ґрунтових вод, аварії на гідротехнічних спорудженнях);

зовнішні пожежі;

екстремально високі/низькі температури;

екстремальний вітер;

екстремальний сніг;

комбінація зовнішніх екстремальних природних впливів.

Згідно з рекомендаціями Держатомрегулювання переоцінка безпеки майданчика ВП ЗАЕС виконана стосовно розташування ядерного палива:

в активних зонах РВ;

у басейнах витримки й перевантаження палива (БВ);

у вузлах свіжого палива (ВСП);

у сухому сховищі ядерного палива, що відпрацювало (ССВЯП). Пiд час виконання цільової переоцінки безпеки було використано детерміністичний підхід, при якому постулюються послідовні відмови рівнів глибокоешелонованого захисту, а також не враховується частота виникнення впливів і ймовірність небажаних наслідків.

Пiд час оцінки можливості втрати функцій безпеки й керування важкими аваріями виконані додаткові якісні й розрахункові оцінки наступних аварійних сценаріїв:

втрата зовнішнього електропостачання, включаючи повне знеструмлення АЕС;

втрата тепловідводу до кінцевого поглинача;

комбінація повного знеструмлення й втрати тепловідводу до кінцевого поглинача.

Додатково детально проаналізовані наступні феномени важких аварій:

воднева небезпека;

переопресування ГО. Перелік пропозицій з реалізації заходів щодо підвищення стійкості ВП ЗАЕС до зовнішніх екстремальних природних впливів, втрати функцій безпеки й керуванню аваріями.



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 32

Підвищення стійкості ВП ЗАЕС до зовнішніх екстремальних природних впливів

Виконати заходи, передбачені «Планом заходів щодо оцінки сейсмічної небезпеки й перевірці сейсмостійкості діючих АЕС», (Затверджений першим віце-президентом – технічним директором ДП «НАЕК «Енергоатом» 28.09.2009 і погоджений Держатомрегулювання 11.11.2009р.).

Виконати роботи із сейсмічної кваліфікації встаткування (№10101 КзПБ).

Виконати роботи із забезпечення сейсмостійкості систем і будівельних конструкцій (№18101 КзПБ).

Виконати впровадження систем сейсмологічного моніторингу майданчиків АЕС (№18102 КзПБ).

Виконати детальний аналіз втрати води ставка-охолоджувача ВП ЗАЕС внаслідок руйнування греблі Каховської ГЕС після проходження максимального проектного землетрусу, розробити додаткові заходи щодо можливості забезпечення підживлення бризгальних басейнів тех. води групи «А».

Передбачається забезпечення подачі охолодної води за допомогою МНУ безпосередньо на споживачів тех.води групи «А», заповнення бризкальних басейнів (вент. градирень) робити шляхом зливу тех.води від споживачів.

Виконати комплекс заходів, спрямованих на відновлення працездатності дизель-генератора каналу СБ у випадку відмови насосів технічного водопостачання відповідальних споживачів групи «А» і, відповідно, втрати охолодження зовнішнього контуру дизель-генератора, насосів СБ і інших споживачів СВБ:

забезпечити подачу води в зовнішній контур охолодження дизель-генератора одного з каналів СБ;

забезпечити подачу води для охолодження насосів САОЗ, АПЕН каналу СБ, у якому відновлюється працездатність дизель-генератора;

забезпечити подачу води охолодження на компресорну установку каналу СБ, який живиться від працездатного ДГ.

Забезпечення можливості тепловідводу залишкових тепловиділень пiд час повного знеструмлення

З урахуванням уроків, отриманих з аварії на АЕС «Фукусіма», у програму КзПБ внесено низку заходів, які передбачають застосування мобільних насосних і генераторних установок:

«Забезпечення підживлення ПГ в умовах тривалого повного знеструмлення АЕС» (№13307 КзПБ);



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 33

«Забезпечення підживлення й охолодження басейну витримки в умовах тривалого повного знеструмлення АЕС» (№11305 КзПБ);

«Забезпечення аварійного електропостачання в умовах тривалого повного знеструмлення АЕС» (№15103 КзПБ);

«Забезпечення працездатності споживачів системи технічної води групи «А» при зневоднюванні бризкальних басейнів» (№13511 КзПБ).

У всіх перерахованих заходах передбачене застосування мобільних насосних і/або дизель-генераторних установок для рiшення локальних завдань керування аварією з повним знеструмленням АЕС і втратою технічної води відповідальних споживачів. Стратегію використання мобільних установок на всіх етапах ліквідації аварії визначає Концептуальне технічне рiшення «О стратегии и технических средствах преодоления последствий запроектной аварии "Длительное полное обесточивание энергоблоков на площадке АЭС с потерей конечного поглотителей тепла" для энергоблоков с РУ В-320» КТР-М.1234.03-211.13. Метою даної стратегії є запобігання ушкодження ядерного палива в реакторі та басейні витримки. При розробці стратегії використані вихідні умови, припущення й критерії успіху на підставі «Стрес-тестів», звітів по додаткову цільову перецiнку безпеки енергоблоків ВП АЕС із урахуванням уроків, отриманих з аварії на АЕС «Фукусіма-1» і Звіту ВАО АЕС про значний досвід експлуатації SOER 2011-4. З метою збереження цілісності першого й другого контурів, при повному знеструмленнi всіх енергоблоків на майданчику, з додатковою втратою кінцевого поглинача теплоти, пропонується:

1. Для забезпечення контролю критичних функцій безпеки, дистанційного керування арматурами й запобіжними клапанами, збереження аварійного висвітлення, а також, для підзарядки акумуляторної батареї протягом однієї години з початку аварії подати напругу на секції 0.4 кВ споживачів групи II системи аварійного електропостачання, а від неї на АБП. Бажане також подати живлення на загальноблоковий АБП і систему вентиляції. Завдання вирішується застосуванням мобільного електрогенератора з дизельним приводом напругою 0.4 кВ.

2. Протягом 2-х годин провести декомпресію одного з ПГ шляхом скидання пари в атмосферу через будь-який доступний ПСП, після чого подати в нього воду з будь-якого доступного джерела витратою не менш 50 т/г. Даний захід забезпечить відвід залишкового тепловиділення від активної зони (за умови збереження теплоносія в першому контурі й наявності циркуляції через активну зону). Завдання вирішується використанням мобільного насоса продуктивністю не менш 50 т/г, напором не менш 6 кгс/см2.



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 34

При цьому керування тиском у першому контурі передбачається здійснювати шляхом розхолоджування через другий контур, при цьому можливо використання IЗП КТ (який живиться на початковому етапі від АБ, надалі – від МДГ).

Керування реактивністю (виключення повторної критичності при розхолоджуванні першого контуру) передбачається здійснювати включенням на перший контур насосів упорскування бору високого тиску TQ14-34D01. Попередньо завдання також вирішується спрацьовуванням ГЄ САОЗ на перший контур, при забезпеченні відповідних параметрів у ньому (не сягаючих умов виникнення повторної критичності) за рахунок організації розхолоджування через другий контур (шляхом декомпресії ПГ відкриттям ПЗП й застосуванням підживлення ПГ від деаератора машзала і/або МНУ).

3. Протягом 2-х годин забезпечити підживлення БВ ВЯП для компенсації википаючої води витратою не менш 25 т/г (для блоків з ущільненими стелажами може бути використана будь-яка очищена вода, для блоків з неущільненими стелажами – тільки борована). Завдання вирішується використанням мобільного насоса з механічним приводом (наприклад, мобільна насосна установка з дизельним приводом) продуктивністю не менш 25 т/г, напором не менш 6 кгс/см2.

4. Забезпечити відновлення охолодження відпрацьованого палива в БВ, для чого відновити штатну схему розхолоджування, тобто подачу охолоджувальної води до одного з теплообмінників системи розхолоджування БВ (TG) і включення в роботу одного насоса розхолоджування БВ. Завдання вирішується пiдживленням проектного електронасоса розхолоджування БВ потужністю 120 кВт від секції 0.4 кВ II категорії, яка, у свою чергу, живиться від мобільного дизель-генератора. Подача холодної води в теплообмінник реалізується мобільною насосною установкою по замкненій або розімкнутій схемі, залежно від наявності технічної води в системі техводопостачання відповідальних споживачів.

5. При відмові бризкальних басейнів (ББ) організувати відновлення рівня в ББ, як мінімум, достатнього для розвороту насоса системи техводи відповідальних споживачів гр.«А» в одному каналі. Завдання вирішується примененим МНУ ББ. Заповнення ББ здійснюється по лінії зливу від споживачів техводи гр.«А». Подача виконується в напірний колектор системи техводи відповідальних споживачів гр.«А».

6. Після відновлення необхідного для включення насоса QF рівня в чаші ББ одного з каналів:

включається штатний ДГ РДЕС, з охолодженням на короткий час (до розвороту проектних насосів техводи) від МНУ ББ;



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 35

включається в роботу насос техводи QF, що забезпечує функціонування каналу СБ (з подачею води на РДЕС, ТОАР, ТО БВ, насоси СБ);

здійснюється запуск насосів САОЗ за проектною схемою розхолоджування активної зони. При цьому перший контур буде розхолоджено до температури ≈100оС через другий контур декомпресією й підживленням ПГ.

Комплексне використання МНУ, дизель-генераторів малої потужності, при рiшеннi зазначених завдань дозволить одержати час не менш 72-х годин для відновлення працездатності проектних систем електропостачання (одного найменш ушкодженого каналу безпеки). Дані технічні заходи є достатніми для забезпечення запобігання ушкодження ядерного палива.

За результатами вивчення уроків аварії на АЕС Фукусіма додатково був включений у КзПБ захід №13308 «Проведення детального аналізу можливості підживлення першого контуру при аварії із втратою електропостачання та/або кінцевого поглинача тепла», при виконанні якого повинні бути вирішені питання про шляхи подолання аварії з повним знеструмленням АЕС і втратою відводу тепла до кінцевого поглинача з накладенням течі першого контуру, а також питання про необхідність застосування додаткових технічних і організаційних засобів для подолання таких аварій (підживлення першого контуру альтернативними засобами, пiдживлення штатних насосів САОЗ від МДГ 6 кВ і т.д.).

Керування важкими аваріями

Завершення розробки й обґрунтування КУВА (№19204 КзПБ); Розробка й впровадження комплексу заходів, необхідних для реалізації стратегій керування ВА:

впровадження системи контролю концентрації водню в ГО для запроектних аварій (№16201 КзПБ);

впровадження системи примусового скидання тиску зі СГО (№16205 КзПБ);

впровадження заходів щодо зниження концентрації водню в ГО при запроектних аваріях (№16203 КзПБ);

розглянути можливість забезпечення цілісності корпуса реактора (можливість затоки водою бетонної шахти реактора);

забезпечення цілісності ГО при взаємодії з коріумом (розплавом активної зони) на некорпуснiй стадії важкої аварії (№16101 КзПБ);

розробка й впровадження комплексу заходів, спрямованих на забезпечення функціонування встаткування, необхідного для реалізації стратегій КУВА.



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 36

Розробка й впровадження комплексу заходів спрямованих на реалізацію діагностики в умовах важких аварій (засоби ПАМС) (№14101 КзПБ). У рамках періодичної переоцінки безпеки розроблено Фактор безпеки №5. 21.4.59.ЗППБ.05, який містить оновлену (актуальну на момент розробки звіту з ФБ-5) докладну інформацію про аналіз проектних і запроектних аварій.

Проект енергоблоку №4 задовольняє критеріям безпеки, наведеним у документі SSR-2/1 «Безпека атомних електростанцій: проектування», який є основним міжнародним нормативним документом, що визначають загальні вимоги до проектування конструкцій, систем і елементів важливих для безпеки з метою забезпечення безпечної експлуатації АЕС і запобіганню або зм'якшенню подій, які можуть являти загрозу безпеки.

Додатково необхідно відзначити, що за час проведення переоцінки безпеки енергоблоку №4 був уведений у дію нормативний документ НП 306.2.202-2015 «Вимоги з ядерної та радіаційної безпеки до інформаційних та керуючих систем, важливих для безпеки атомних станцій» [236].

У зв'язку із цим був розроблений «Перелік заходів щодо впровадження в ДП «НАЕК «Енергоатом» нормативно-правового акту НП 306.2.202-2015 (погоджений листом ДIЯРУ №15-28/1046 від 18.02.16р), у якому представлений план-графік по виконанню наступних заходів:

1. Розробити класифікатор категорій функцій і елементів IКС атомних станцій України відповідно до вимог НП 306.2.202-2015.

2. Виконати роботу з виявлення, аналізу й документуванню невідповідностей устаткування IКС, експлуатованого у ВП АЕС Компанії вимогам НП 306.2.202-2015.

3. Розробити коригувальні заходи щодо усунення невідповідностей, виявлених за п.2, і графік їх реалізації. Погодити з ДIЯРУ.

Держатомрегулювання вих.№15-33/1-3626 від 16.06.2017 ініціювало процес внесення змін у НП 306.2.202-2015 і призупинила державну експертизу документа «Класифікатор інформаційних та/або керуючих систем АЕС, важливих для безпеки, згідно з вимогами нормативно-правового акту НП 306.2.202-2015 «Вимоги з ядерної та радіаційної безпеки до інформаційних та керуючих систем, важливих для безпеки атомних станцій». У зв'язку з цим ДП «НАЕК «Енергоатом» підготовлене й надане до Держатомрегулювання сповiщення про зміну №2 в «Перелік заходів щодо впровадження в ДП «НАЕК «Енергоатом» нормативно-правового акту НП 306.2.202-2015.

Також, за час проведення переоцінки безпеки енергоблоку №4 були введені в дію наступні нормативні документи:

НП 306.2.204-2016 [196];



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 37

НП 306.2.205-2016 [197];

НП 306.2.208-2016 [55];

НП 306.2.210-2017 [190];

НП 306.2.218-2018 [218],

а також внесені зміни в НП 306.2.162-2010 «Вимоги до оцінки безпеки атомних станцій» згідно з наказом Держатомрегулювання №15 від 11.02.2016р.

Нижче представлена інформація з виконуваних робіт ВП ЗАЕС з впровадження вимог НП 306.2.204-2016, НП 306.2.205-2016, НП 306.2.208-2016, НП 306.2.210-2017, НП 306.2.218-2018.

У зв'язку із введенням у дію НП 306.2.204-2016 (Наказ Держатомрегулювання №233 від 24.12.2015) ДП «НАЕК «Енергоатом» випущене розпорядження № 258-р від 16.03.2016 «Про впровадження НП 306.2.204-2016» (зi змiнами відповідно до розпорядження № 506-р від 30.05.2016). На підставі цього розпорядження ВП ЗАЕС випущений Наказ №ЮК-508 від 13.04.2016 (зi змiнами відповідно до Наказу №ЮК-803 від 10.06.2016) «Про дію вимог». На підставі наказу був виконаний аналіз відповідності умовам і межам безпечного виконання дозволених видів діяльності вимогам НП 306.2.204-2016 і розроблений «План-Графік виконання організаційно-технічних заходів щодо усунення невідповідностей меж і умов безпечного виконання видів діяльності по використанню ядерної енергії вимогам НП 306.2.204-2016». Усунення виявлених невідповідностей виконується в рамках заходів КзПБ №11305, 13307, 13511, строк виконання - 31.12.2018. У зв'язку із уведенням у дію НП 306.2.205-2016 [197], ДП «НАЕК «Енергоатом» випущене розпорядження № 259-р від 16.03.2016 «Про впровадження НП 306.2.205-2016». На виконання даного розпорядження ВП ЗАЕС випущений Наказ №ДС-452 від 01.04.2016 (зi зм. відповідно до Наказу №ЮК-803 від 10.06.2016) «Про дію вимог». На підставі даного наказу виконаний аналіз відповідності умовам і межам безпечного виконання дозволених видів діяльності вимогам НП 306.2.205-2016. і розроблений «Перелік заходів із впровадження в ДП «НАЕК «Енергоатом» нормативно-правового акту НП 306.2.205-2016 «Вимоги до систем електропостачання, важливих для безпеки атомних станцій» (погоджено Держатомрегулювання вих.№15-15/1-3205 від 17.05.18).

У зв'язку із запровадженням у дію «Вимог до сейсмостійкого проектування та оцінки сейсмічної безпеки енергоблоків атомних станцій» НП 306.2.208-2016 ДП «НАЕК «Енергоатом» заплановані роботи із приведення обладнання й трубопроводів у відповідність вимогам НП 306.2.208-2016. Із цією метою відповідно до вимог п.1.6 НП 306.2.141-2008 і п. 4 розділу I НП 306.2.208-



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 38

2016 розроблені й погоджені з Держатомрегулювання (вих.№15-33/1216 від 20.02.2018) «Організаційно-технічні заходи щодо впровадження НП 306.2.208-2016 «Вимоги до сейсмостійкого проектування та оцінки сейсмічної безпеки енергоблоків атомних станцій».

Відповідно до Наказу Держатомрегулювання №136 від 13.04.2017 «Про вдосконалення нормативно-правових актів з питань управління старінням атомних станцій» ДП «НАЕК «Енергоатом» випущене розпорядження №488-р від 12.06.2017 «Про впровадження НП 306.2.210-2017». На виконання даного розпорядження на ВП ЗАЕС випущений Наказ №ОД-804 від 11.07.2017. Відповідно до даного Наказу до 18.12.2017 буде виконаний аналіз відповідності ВП ЗАЕС вимогам НП 306.2.210-2017. За результатами даного аналізу, у випадку виявлених невідповідностей, будуть розроблені організаційно-технічні заходи.

У зв'язку із запровадженням у дію НП 306.2.218-2018 «Правила улаштування та безпечної експлуатації локалізуючих систем безпеки» згідно Наказу Держатомрегулювання №140 від 27.04.2018, ДП «НАЕК «Енергоатом» випущене розпорядження № 720-р від 11.07.2018 «Про впроваждження НП 306.2.218-2018». На виконання даного розпорядження на ВП ЗАЕС випущена Вказівка №ОД-971 від 26.07.2018. Відповідно до даної Вказівки виконаний аналіз відповідності ВП ЗАЕС вимогам НП 306.2.218-2018. За результатами аналізу, будуть розроблені організаційно-технічні заходи.

Проект енергоблоку №4 задовольняє критеріям безпеки, наведеним у п.4.1 документа НП 306.2.141-2008 [3]: значення частоти важкого ушкодження активної зони й частоти граничного аварійного викиду радіоактивних речовин у навколишнє середовище, не перевищують установлених у п.4.1.1 [3] (результати представлені в матеріалах ЗППБ Фактор безпеки №6 «Вероятностный анализ безопасности энергоблока №4. 21.4.59.ОППБ.06»).

При цьому, необхідно відзначити, що в цей час ВП «Запорізька АЕС» виконано аналіз повного спектра вихідних подій аварій у рамках реалізації заходу КзПБ №19103 для енергоблоку №4 з метою повного виконання вимог п.4.20 НП 306.2.162-2010. Також, у даний момент, ВП ЗАЕС планується виконання розробки сейсмічного IАБ відповідно до заходу КзПБ №19106, яка спрямована на виконання вимог п.4.21 НП 306.2.162-2010.

Виходячи з вищесказаного, можна зробити висновок про те, що фактор безпеки відповідає вимогам діючих НД з безпеки, при цьому стан фактора покращується у зв'язку з реалізацією додаткових заходів щодо підвищення безпеки, з урахуванням виконання вимог нововведених нормативних документів, які спрямовані на уточнення вимог з безпеки й енергоблок №4 може безпечно експлуатуватися у понадпроектний термiн до 04.04.2038 року.



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 39

2.2 Фактор безпеки №2 «Поточний технічний стан систем і елементів енергоблоку»

Завданням аналізу фактора безпеки «Поточний стан систем, споруд і елементів енергоблоку» є:

проведення дослідження з визначення відповідності поточного стану систем, споруд і елементів енергоблоку № 4 ВП ЗАЕС, важливих для безпеки, проектним вимогам;

визначення поточного стану споруд, систем і елементів, важливих для безпеки енергоблоку № 4 ВП ЗАЕС;

підтвердження того, що стан споруд, систем і елементів, важливих для безпеки енергоблоку № 4 ВП ЗАЕС, відповідає своєму проектному призначенню в частині виконання покладених на них функціональних завдань, у тому числі функції безпеки;

підтвердження ефективного здійснення на АЕС заходів щодо технічного обслуговування й ремонту споруд, систем і елементів, важливих для безпеки, періодичним функціональним випробуванням, діагностиці й контролю стану, у тому числі контролю металу й метрологічного забезпечення;

підтвердження існування ефективної системи документування стану споруджень, систем і елементів, важливих для безпеки.

Докладний аналіз фактора безпеки розглянутий у документі ЗППБ Фактор безпеки №2 «Отчет по периодической переоценке безопасности энергоблоков № 3, 4 ОП ЗАЭС. Фактор безопасности № 2. Текущее техническое состояние систем и элементов энергоблока. Том 1 - 4» 21.4.59.ОППБ.02» [21].


При розробці ЗППБ застосовується метод експертної оцінки на основі порівняльного аналізу з якісних і кількісних критеріїв. У звіті [21]виконаний аналіз поточного стану систем, споруд і елементів енергоблоку відповідно до вимог нормативної документації.

Таким чином, з урахуванням експертної оцінки були виконані обробка матеріалів і аналіз результатів, а саме:

проаналізована система технічного обслуговування й ремонту систем і елементів, важливих для безпеки;

проаналізована система метрологічного забезпечення, у тому числі система діагностики й контролю стану систем і елементів, важливих для безпеки;



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 40

визначений перелік і проведена оцінка поточного стану елементів, які не підлягають заміні;

проведена оцінка поточного стану елементів, які підлягають заміні;

зроблені узагальнюючі висновки, які підтверджують, що стан систем і елементів, важливих для безпеки, забезпечує виконання покладених на них функціональних завдань.

Критерії позитивної оцінки даного фактора безпеки наступні:

технічний стан споруд, систем і елементів, важливих для безпеки, відповідає, і буде відповідати в період понадпроектної експлуатації, своєму проектному призначенню в частині виконання покладених на них функціональних завдань, у тому числі функції безпеки;

на ЗАЕС розроблені й ефективно виконуються заходи з технічного обслуговування та ремонту споруд, систем і елементів, важливих для безпеки, їх періодичного функціонального випробування, діагностики й контролю стану, у тому числі контролю металу й метрологічного забезпечення;

на ЗАЕС існує ефективна система документування стану споруд, систем і елементів, важливих для безпеки.

Більш докладно критерії оцінки даного фактора безпеки перераховані нижче.

Контроль стану систем і елементів, важливих для безпеки

На енергоблоці №4 існує й ефективно реалізується система діагностики й контролю стану облпднання та елементів, важливих для безпеки, у тому числі:

діагностика основних параметрів систем і елементів, важливих для безпеки;

випробування й перевірка систем і елементів, важливих для безпеки, з метою підтвердження їх функціональної працездатності;

контроль цілісності посудин і трубопроводів;

документування й надійне зберігання результатів діагностики та контролю стану систем і елементів, важливих для безпеки, а також бази даних про їхній вихідний стан і характеристики використаних матеріалів.

Технічне обслуговування й ремонт систем і елементів, важливих для безпеки



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 41

На енергоблоці №4 існує ефективна система технічного обслуговування та ремонту системі елементів, важливих для безпеки, завданням якої є своєчасне відновлення й підтримка елементів у стані, що забезпечує виконання ними проектних функціональних завдань, у тому числі функцій безпеки.

Адміністрацією АЕС розроблена система технічного обслуговування й ремонту, у яку входять:

Нормативна документація (регламенти й інструкції) з технічного обслуговування та ремонту;

Графіки проведення ремонтів різних категорій;

Програми, методики проведення післяремонтних випробувань і перевірок;

Наявність необхідного ремонтного оснащення й технічних пристроїв;

Наявність необхідних запасних частин, змінного обладнання й елементів;

Надійне документування обсягів і результатів технічного обслуговування та ремонту систем і елементів;

Наявність ремонтного персоналу з необхідною кваліфікацією.

Метрологічне забезпечення

На енергоблоці №4 існує система метрологічного забезпечення, у тому числі, система діагностики й контролю стану систем і елементів, важливих для безпеки.

Технічний стан систем і елементів важливих для безпеки

Стан систем і елементів енергоблоку №4, важливих для безпеки, забезпечує виконання покладених на них функціональних завдань.


2.2.2.1 Аналіз існуючих на АЕС переліків систем, споруд і елементів, важливих для безпеки, із зазначенням їх класифікації

Перелік усіх систем, елементів і конструкцій енергоблоку № 4 ВП ЗАЕС із зазначенням їх класифікації згідно НП 306.2.141-2008 [3] наведено в частинах 1-4 книги 8 документа «Запорожская АЭС. Энергоблок №4. Отчет по анализу безопасности. Дополнительные материалы по анализу безопасности».



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 42

Місця зберігання (ДП «НАЭК «Энергоатом», САБ ВП ЗАЕС в електронному вигляді у форматі pdf, тех. архів ВП ЗАЕС) і процедури внесення змін у класифікатори виконуються відповідно до [22]. Документ [22] визначає порядок супроводу підрозділами Компанії ЗАБ енергоблоків ВП АЕС, а саме:

порядок коректування й внесення змін до ЗАБ підрозділами Компанії з урахуванням нормативних вимог до оновлення матеріалів ЗАБ;

порядок направлення матеріалів ЗАБ у державні органі регулювання й нагляду;

розподіл відповідальності між підрозділами й посадовими особами в процесі супроводу ЗАБ і його коректування (розробка, узгодження та затвердження змін в ЗАБ).

[22] визначає перелік документів і вимог, які необхідно розробити й виконати на певних етапах розробки змін до ЗАБ, а також вимоги до змісту цих документів.

[22] визначає періодичність оновлення й перевидання матеріалів ЗАБ.

[22] перебуває у фонді виробничої документації Дирекції Компанії (оригінал), а також у підрозділах Дирекції Компанії та ВП АЕС, відповідальних за розробку й узгодження документів відповідно до [22].

2.2.2.2 Опис існуючої системи випробувань, діагностики, контролю стану, контролю обладнання та елементів, важливих для безпеки

Системи, важливі для безпеки, а також окремі їхні елементи підлягають перевіркам працездатності протягом усього строку експлуатації. Перевірки СВБ проводяться згідно з розробленими підрозділами-власниками обладнання програмами у строки, які встановлені графіками перевірок СВБ. Випробування діляться по своєму призначенню на передремонтні, приймально-здавальні (післяремонтні) і регламентні, установлені проектом. Передремонтні випробування виконуються перед виводом обладнання в ремонт та призначені для уточнення дефектации виведеного в ремонт обладнання. У якості передремонтних випробувань можуть бути використані останні перед виводом енергоблоку в ППР експлуатаційні випробування. Післяремонтні випробування проводяться для підтвердження характеристик системи (обладнання) вимогам проекту після ремонту. Результати проведення післяремонтних випробувань, поряд з іншими наданими документами, є підставою для приймання СВБ в експлуатацію після ППР енергоблоку комісією з комплексного приймання з капітального та середнього ремонту СВБ.



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 43

До регламентних належать випробування, проведені:

Під час пуску енергоблоку після ППР;

після зупинки для виконання поточного ремонту;

після короткочасної зупинки енергоблоку з розхолоджуванням РУ;

після короткочасної зупинки енергоблоку без розхолоджування РУ;

після тривалої зупинки, пов'язаноїз диспетчерськими обмеженнями;

випробування, проведені для підтвердження працездатності обладнання каналів СБ періодично, по затвердженому ГІС графіку або за необхідності виводу каналу СБ у ремонт для усунення відмови. Крім зазначених випробувань, на вимогу Держатомрегулювання України можуть проводитися позачергові випробування СВБ.

Ціль і критерії успішності регламентних випробувань встановлюються у проекті, обґрунтовуються в ЗАБ і наведені в Типовому ТРБЕ. Випробування та перевірки СВБ і їх окремих елементів проводяться відповідно до встановленого порядку. Організація проведення:

на підставі дозволеної ГІС заявки, яка надана начальником (заступником начальника по експлуатації) цеху, відповідального за безпечну експлуатацію відповідного обладнання;

з дозволу НЗ АЕС;

під загальним керівництвом НСБ;

під безпосереднім керівництвом НЗ цеху, в оперативному обслуговуванні якого перебуває обладнання;

при технічному супроводі представника підрозділу АЕС, відповідального за технічне керівництво й документування результатів.

Проведенню перевірок передують підготовчі операції та заходи з безпеки, які наведені у відповідних програмах і інструкціях з експлуатації. Перевірки вважаються успішними, якщо в результаті підтверджена працездатність усього обладнання СВБ, що перевіряється, і результати відповідають критеріям успішності проведення робіт. Виявлені відмови обладнання, що приводять до порушення функціональної працездатності СВБ, реєструються. Причини відмов повинні аналізуватися й усуватися з реєстрацією способів усунення. Після усунення причин відмов обладнання, випробування повторюються. Персонал, що виконує роботи, атестований в обсязі посадових інструкцій і ознайомлений з документацією, що визначає порядок виконання перевірок.



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 44

Критерії успішності проведення випробувань і перевірок зазначені в ТРБЕ, інструкціях з експлуатації, картах уставок, програмах виконання робіт, ТУ. Перевірки та випробування СВБ, згідно з нормативними вимогами виконуються по робочих програмах, затверджених ГІС і розроблених на основі технологічного регламенту безпечної експлуатації енергоблоку з урахуванням вимог робочого регламенту випробувань. Виконання розрахунків на міцність У межах робіт з підтвердження функціональних і надійнисних характеристик обладнання та трубопроводів енергоблоку №4, у т.ч. протягом періоду понадпроектної експлуатації, для кожного елемента енергоблоку, на який поширюється ПНАЭ Г-7-008-89 23 і який, відповідно до НП 306.2.141-2008 3, виконує функції аварійного зупину реактора, переводу його в підкритичний стан і підтримки в цьому стані, аварійного відводу тепла, утримання радіоактивних речовин у встановлених межах, був проведений аналіз на предмет:

наявності розрахунків на міцність;

відповідності даних розрахунків вимогам ПНАЭ Г-7-002-86 23. Для елементів за необхідності виконані розрахунки які були відсутні або уточнюючі розрахунки на міцність згідно ПНАЭ Г-7-002-86. Інформація про результати уточнюючих розрахунків на міцність для елементів, які не підлягають заміні представлено в п.2.3.5 21.Основна інформація про проектні основи наведена у звіті з фактору безпеки ФБ-01 21.4.59.ОППБ.01 11. Розрахунки на міцність (відповідно до вимог листа Держатомрегулювання №15-31/147 від 11.01.2008) проводилися в рамках робіт із продовження строку експлуатації обладнання й трубопроводів енергоблоку №4. ПСЕ обладнання та трубопроводів енергоблоків №4 проводилося по наступних групах: 1. Реактор. У рамках робіт із продовження строку експлуатації виконані розрахунки на міцність, які ввійшли в наступні звіти:

Технічний звіт «Расчетное обоснование безопасной эксплуатации ВКУ реактора энергоблока №4 ОП ЗАЭС»;

Технічний звіт «Расчетное обоснование безопасной эксплуатации опорных элементов реактора энергоблока №4 ОП ЗАЭС»;

Технічний звіт. «Расчетное обоснование безопасной эксплуатации корпуса реактора, верхнего блока и главного разъема реактора энергоблока № 4 ОП ЗАЭС».

У цей час Решение №04.МР.00.РШ.601-18 «О продлении срока эксплуатации. Детали главного разъема реактора энергоблока № 4 ОП ЗАЭС» [238].



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 45

2. Обладнання 1 контуру (ПГ, КТ, ББ, ГЄ САОЗ, ГЦТ, трубопроводи КТ і САОЗ). Розрахунки на міцність увійшли в наступні звіти: Технічний звіт «Расчетное обоснование безопасной эксплуатации глав-

ных циркуляционных насосов энергоблока №4 ОП ЗАЭС»

Технічний звіт «Расчетное обоснование безопасной эксплуатации паро-генераторов энергоблока №4 ОП ЗАЭС»;

Технічний звіт «Расчетное обоснование безопасной эксплуатации ком-пенсатора давления энергоблока №4 ОП ЗАЭС»;

Технічний звіт «Расчетное обоснование безопасной эксплуатации гид-роемкостей САОЗ энергоблока №4 ОП ЗАЭС»

Технічний звіт «Расчетное обоснование безопасной эксплуатации бар-ботажного бака энергоблока №4 ОП ЗАЭС»

Технічний звіт «Расчетное обоснование безопасной эксплуатации тру-бопроводов систем КД и САОЗ, ГЦТ энергоблока №4 ОП ЗАЭС».

3. Трубопроводи РО. В наявності проектні розрахунки на міцність.

Перелік трубопроводів РО представлений у Додатку Б технічного звіту «Анализ документации. Предварительная оценка технического состояния трубопроводов СВБ РО, РДЭС энергоблока №4 ОП ЗАЭС» ЗАЕС-17 і становить 314 од. Погоджене ІЯБ на ЗАЕС «Решение о продлении срока эксплуатации трубопроводов РО» 04.МР.00.РШ.4627 [231].

4.Посудини й теплообмінники РО. В наявності проектні розрахунки на міцність. Перелік посудин і теплообмінників представлений в таблиці 2.1 технічного «Сбор исходной информации. Анализ технической документации. Предварительная оценка технического состояния сосудов, теплообменного оборудования СВБ РО энергоблока № 4 ОП ЗАЭС» ДС-16/17-01 і становить 52 од. Погоджене ІЯБ на ЗАЕС «Решение о продлении срока эксплуатации сосудов и теплообменников РО» 04.МР.00.РШ.4629 [229].

5.Теплообмінники аварійного й планового розхолоджування, теплообмінники розхолоджування басейну витримки. Розрахунки на міцність увійшли в технічні звіти «Расчетное обоснование безопасной эксплуатации теплообменников аварийного расхолаживания, оперативное обозначение 4TQ10W01, 4TQ20W01, 4TQ30W01 энергоблока № 4 ОП ЗАЭС» ДС-16/17-05 та «Расчетное обоснование безопасной эксплуатации теплообменников расхолаживания бассейна выдержки, оперативное обозначение 4TG11W01, 4TG12W01, 4TG13W01 энергоблока № 4 ОП ЗАЭС» ДС-16/17-06.



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 46

Перелік теплообмінників представлено в таблиці 1.2 технічного звіту «Сбор исходной информации. Анализ технической документации. Предварительная оценка технического состояния сосудов, теплообменного оборудования СВБ РО энергоблока № 4 ОП ЗАЭС» ДС-16/17-02 і становить 6 од. Погоджене ІЯБ на ЗАЕС «Решение о продлении срока эксплуатации теплообменников аварийного расхолаживания и теплообменников расхолаживания бассейна выдержки» 04.МР.TQ/TG.РШ.4620 [226].

6.Насоси РО. Розрахунки на міцність увійшли в технічний звіт «Отчет по оценке технического состоянии и возможности продления срока эксплуатации насосов СВБ РО энергоблока №4 ОП ЗАЭС» №82-КОРО-17.

Перелік насосів представлено в таблиці 2.1 звіту (№ КОРО-17) і становить 53 од. Погоджене ІЯБ на ЗАЕС «Решение о продлении срока эксплуатации насосов РО» 04.МР.00.РШ.4628 [233].

7.Арматура РО. В наявності проектні розрахунки на міцність.

Перелік арматур РО представлений у Додатку А «Технической справки к отчету по анализу технической документации и оценке технического состояния корпусов арматуры СВБ РО, РДЭС энергоблока №4 ОП ЗАЭС» №КОРО-17 і становить 1540 од. Погоджене ІЯБ на ЗАЕС «Решение о продлении срока эксплуатации арматуры» РО 04.МР.00.РШ.4622 [232].

8.Балони пускового повітря РДЕС (обладнання АСД-5600). В наявності проектні розрахунки на міцність.

Перелік балонів пускового повітря РДЕС представлений у Додатку Б «Итогового отчета о техническом состоянии и возможности продления срока эксплуатации баллонов пускового воздуха РДЭС энергоблока №4 ОП ЗАЭС» 75/130-17.ИК АЭП.РДЭС. От.01 і становить 33 од. Погоджене ІЯБ на ЗАЕС «Решение о продлении срока эксплуатации баллонов пускового воздуха РДЭС энергоблока №4» 04.МР.QG.РШ.54-18 [234].

Розроблено Технічне рішення 00.ЗС.00.ТР.11363 від 21.05.2015 року «О вводе в действие сейсмических характеристик площадки Запорожской АЭС в качестве исходных данных для оценки сейсмостойкости оборудования, трубопроводов, зданий и сооружений энергоблоков №№1÷6 и ОСО», яке погоджене Держатомрегулювання листом від 30.07.15 №18-29/4-4832.

Згідно ТР 00.ЗС.00.ТР.11363 для оцінки сейсмостійкості будівель і споруд, обладнання , трубопроводів, розміщених на поверхні майданчика енергоблоку №4 ВП ЗАЕС, з метою максимального обліку всіх можливих сейсмічних впливів на майданчику ЗАЕС, у якості вихідних даних використовувалася, огинаюча спектральних прискорень (узагальнений спектр), отриманих для МРЗ ( 1-й категорії сейсмостійкості), ПЗ ( 2-й



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 47

категорії сейсмостійкості) на вільній поверхні ґрунту, за результатами детерміністичного й імовірнісного підходів (PGA (МРЗ)= 0,17g, (PGA (ПЗ)= 0,085g).

Згідно з «Планом заходів щодо оцінки сейсмічної небезпеки й перевірці сейсмостійкості діючих АЕС» розроблений «Перелік обладнання , трубопроводів, будинків і споруджень енергоблоку №4 ОП «Запорізька АЕС», для яких необхідно виконати обґрунтування стійкості до сейсмічних впливів» 04.МР.00.ПР.11-18 (з изм. №1), погоджений Госинспекцией на ЗАЭС 15.01.2015 року. У Перелік включені елементи, розрахунки сейсмостійкості яких виконуються як по заходу Кспб №10101 (кваліфікація обладнання), так і по заходу Кспб №18101.

Відповідно до заходу Кспб №18101 «Забезпечення сейсмостійкості систем і будівельних конструкцій» для систем, конструкцій і елементів, будинків і споруджень Запорізької АЕС виконані розрахунки запасу сейсмостійкості в рамках робіт із продовження строку экуплуатации. Перелік виконаних розрахунків представлений нижче. У цей час звіти погоджені з Держатомрегулювання.

Перелік технічних звітів, розроблених у рамках виконання заходу КзПБ №18101 на енергоблоці №4 ВП ЗАЕС:

«Оценка сейсмостойкости трубопроводов, расположенных в РДЭС и негерметичной части РО энергоблока № 4 ОП ЗАЭС.» ДС-11/16-01;

«Оценка сейсмостойкости трубопроводов, расположенных в герметичной части РО энергоблока № 4 ОП ЗАЭС.» ДС-11/16-02;

«Оценка сейсмостойкости оборудования реакторного отделения энергоблока № 4 ОП ЗАЭС.» ДС-11/16-03;

«Итоговый отчет. Анализ полученных результатов оценки сейсмостойкости оборудования и трубопроводов РО и РДЭС энергоблока №4 ОП ЗАЭС.» ДС-11/16-05;

«Отчет. Результаты расчетов на прочность и сейсмостойкость подземных трубопроводов системы технического водоснабжения ответственных потребителей энергоблока № 4 ОП ЗАЭС»;

«Технический отчет. Обеспечение сейсмостойкости элементов, систем и сооружений, важных для безопасности. Расчеты и оценка сейсмостойкости зданий и сооружений энергоблоков №№3,4, содержащих оборудование СВБ. Книги 1÷7 Результаты анализа сейсмостойкости»;



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 48

«Итоговый отчет. Обеспечение сейсмостойкости элементов, систем и сооружений, важных для безопасности. Книга 2. Здания и сооружения энергоблока № 4, общестанционные здания и сооружения.»75.107-00.05.02-12-15-ПР;

«Отчет о проведении квалификации оборудования информационных и управляющих систем энергоблока №4 ОП ЗАЭС на сейсмические воздействия»;

«Отчет по квалификации на сейсмические воздействия эксплуатируемого электротехнического оборудования энергоблока №4 ОП ЗАЭС»;

Звіт (підсумковий) «Виконання повірочних розрахунків на сейсмостійкість повітроводів та елементів вентиляційних систем важливих для безпеки енергоблоку №4 ВП ЗАЕС».

Інформаційна підтримка поточної експлуатації В ВП ЗАЕС впроваджена Українська база даних з надійності (УБДН), що містить всю інформацію про надійність експлуатації конструкцій, систем і елементів усіх українських АЕС. Ця база даних використовується для планування технічного обслуговування й заміни нового обладнання, а також для розміщення на нього замовлень. Також підтримується управління старінням. На ЗАЕС ведеться постійний супровід експлуатації й підтримка зазначеної бази даних в актуальному стані. У документі «Отчет по периодической переоценке безопасности энергоблоков №3, 4 ОП ЗАЭС. Фактор безопасности № 2. Текущее состояние систем, сооружений и элементов энергоблока №4. Том 1» наведені результати випробувань та перевірок систем безпеки й СВБ (розділ. 2.3.3.5 21).

Керуючі системи безпеки й системи контролю, керування й підсистеми діагностики На енергоблоці №4 Запорізької АЕС контроль, керування й діагностику всіх технологічних систем, включаючи системи й елементи важливі для безпеки, забезпечує АСУ ТП енергоблоку. Системи й елементи АСУ ТП виконують наступні функції:

своєчасне виявлення та оцінку аварійної ситуації;

діагностику стану технологічного обладнання;

виключення помилок оператора за рахунок функціонування автоматичного керування, блокувань і захистів.



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 49

До складу обладнання системи АСУ ТП входить:

периферійне обладнання, що містить у собі первинні прилади й ПВП, імпульсні трубки та арматура, гермопроходки, з'єднувальні кабелі та коробки затискачів, виконавчі механізми, складання засувок;

центральне обладнання, що містить у собі індивідуальні засоби контролю й керування (вторинні прилади, ключі керування, табло попереджувальної й аварійної сигналізації), щитові пристрої, засоби обчислювальної техніки, що здійснюють збір, обробку й зберігання даних, видачу інформації оперативному персоналу, діагностику й реєстрацію стану технологічного обладнання, систем, і технічних засобів АСУ ТП.

Функціональна достатність АСУ ТП забезпечується технічними характеристиками встановленого обладнання та структурою побудови схеми АСУ ТП у цілому. АСУ ТП є єдиною системою керування й інформації із усього енергоблоку, включаючи реакторну установку й турбогенераторну установку з допоміжним обладнанням реакторного та турбінного відділень. АСУ ТП є багаторівневою АСУ безперервно-дискретним технологічним процесом на АЕС, що выдноситься до «автоматичного» типу з більшою (більш 2500) кількістю контрольованих технологічних мінливих і високим рівнем функціональної надійності. АСУ ТП енергоблоку №4 ВП ЗАЕС задовольняє вимогам НП 306.2.141-2008 3, СОУ НАЕК 100:2016 «Інженерна, наукова і технічна підтримка. Інформаційні та керуючі системи, важливі для безпеки атомних станцій. Загальні технічні вимоги» [235], НП 306.2.145-2008 13,«Вимоги до сейсмостійкого проектування та оцінки сейсмічної безпеки енергоблоків атомних станцій» НП 306.2.208-2016 55,а також вимогам НП 306.2.202-2015 «Вимоги з ядерної та радіаційної безпеки до інформаційних і керуючих систем, важливих для безпеки атомних станцій» [236].

2.2.2.3 Аналіз витраченої кількості циклів навантаження

Контроль зменшення проектного ресурсу обладнання енергоблоків АЕС є необхідною умовою забезпечення безпечної й надійної експлуатації ядерної енергетичної установки. Відповідно до розрахункового проектного обґрунтування, одним з основних факторів, що визначають ресурс реакторної установки із ВВЕР, є циклічне навантаження.

Експлуатація реакторної установки енергоблоку №4 ВП ЗАЕС здійснюється відповідно до ТРБЕ [107], який регламентує умови експлуатації для всіх проектних режимів, включаючи допустиму кількість режимів (циклів) за термін служби.



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 50

Кількість фактично наявних режимів у процесі експлуатації реакторної установки реєструється відповідно до «Положение о порядке учета циклов и режимов нагружения оборудования реакторной установки» [198].

Проведена оцінка зменшення призначеного ресурсу проектних режимів експлуатації основного обладнання енергоблоків № 1-6 ВП ЗАЕС на предмет досягнення гранично-припустимого кількості циклів навантаження.

Номенклатура проектних режимів експлуатації основного обладнання енергоблоку, що підлягають обліку, і гранично-припустима кількість циклів для кожного режиму наведено в наступних документах:

«Технологический регламент безопасной эксплуатации энергоблока № 4 Запорожской АЭС» 04.ГТ.00.РГ.01-14 [107];

Положение о порядке расследования и учета событий в работе ОП Запорожской АЭС. 00.ОН.ПЛ.04-16 [186];

«Установка реакторная В-320. Технические условия» 320.00.00.000 ТУ, ГКАЭ ОКБ «Гидропресс», 1979;

«Установка реакторная В-320. Пояснительная записка. Описание проектных режимов» 320.00.00.000 ПЗ1 ГКАЭ ОКБ «Гидропресс», 1979.

Основними джерелами інформації про цикли й експлуатаційні режими енергоблоків ВП ЗАЕС є:

оперативні журнали;

журнали дефектів обладнання ;

графіки зупинки (пуску) енергоблоків ВП ЗАЕС;

графіки випробувань, перевірок захисту і обладнання систем безпеки;

графіки проведення технічного обслуговування, переходів і випробу-вання обладнання;

акти результатів випробувань обладнання ;

звіти про відхилення та порушення у роботі ВП ЗАЕС.

У таблиці наведені відомості щодо використаних циклів навантаження для всього обладнання та трубопроводів РУ блоку № 4 відповідно до [107,186].

НОМЕНКЛАТУРА Й КІЛЬКІСТЬ ЗАФІКСОВАНИХ РЕЖИМІВ ПРИ ЕКСПЛУАТАЦІЇ ОСНОВНОГО ОБЛАДНАННЯ ЕНЕРГОБЛОКУ № 4 ВП

ЗАЕС за період з початку експлуатації (04.04.1988) до 31.12.2017.



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 51

Примітка: виробіток ресурсу часу енергоблоку - 99%

№ ре-жи-ма

Найменування режиму Проект. кількість.

циклів

Фактич. кількість

циклів

У т.ч. за останній

рік

Залишок на кі-нець

періоду

змен-шення

ресурсу, %

1 Нормальні умови експлуатації 1.1.1 Заповнення робочим середовищем, ущіль-

нення реактора 100 34 1 66 34

1.1.2 Заповнення робочим середовищем, ущіль-нення ГЦК і КТ

60 27 3 33 45

1.2.1.1 Роздільне гідровипробування по першому й другому контурах. Роздільне гідравлічне ви-пробування по першому контуру на щільність.

100 59 4 41 59

1.2.1.2

Роздільне гідровипробування по першому й другому контурах. Роздільне гідравлічне ви-пробування по першому контуру на міцність.

30 10 0 20 33

1.2.2.1 Роздільне гідровипробування по першому й другому контурах. Роздільне гідравлічне ви-пробування по другому контуру на щільність.

100 38 4 62 38

1.2.2.2 Роздільне гідровипробування по першому й другому контурах. Роздільне гідравлічне ви-пробування по другому контуру на міцність.

30 9 0 21 30

1.3 Плановий розігрів РУ з "холодного" стану зі швидкістю не більш 20'C/годину

130 67 4 63 52

1.6 Хибне спрацьовування аварійного захисту реактора

150 14 0 136 9

1.7.1 Планове відключення ГЦН1 200 5 0 195 3




1.8.1 Включення ГЦН1 230 17 0 213 7

1.8.2 Включення ГЦН2 230 18 0 212 8

1.8.3 Включення ГЦН3 230 12 0 218 5

1.8.4 Включення ГЦН4 230 16 0 214 7

1.9 Відключення ПВТ і наступне їхнє включення 300 65 2 235 22



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 52

1.10 Випробування запобіжних клапанів КТ За регла-ментом випробу-вань ИПУ КД

43 1 - -

1.11 Випробування запобіжних клапанів ПГ За регла-ментом випробу-вань ИПУ ПГ

194 1 - -

1.12 Випробування пасивного вузла САОЗ 50 14 1 36 28

1.13 Планове розхолоджування до холодного ста-ну при значенні швидкості розхолоджування не більш 30 Град/год

90 64 3 26 71

1.14.1 Спорожнювання й розущільнення реактора 100 32 0 68 32

1.14.2 Спорожнювання й розущільнення ГЦК і КТ 60 25 2 35 42

2 Порушення нормальної експлуатації 2.1 Знеструмлення ГЦН 30 (на

один на-сос)

0 0 30 0

2.1.1 Знеструмлення ГЦН-1 30 (на один на-сос)

9 0 21 30


6 0 24 20


12 0 18 40


8 0 22 27

2.2 Закриття стопорних клапанів турбіни 150 21 0 129 14

2.3 Повне знеструмлення АЕС 10 0 0 10 0

2.4 Припинення подачі живильної води в ПГ 30 0 0 30 0

2.5 Некероване витягання групи ОР СУЗ із актив-ної зони

30 0 0 30 0

2.6 Зниження концентрації борної кислоти в теп-лоносії внаслідок порушень у системі борного регулювання

30 0 0 30 0

2.7 Режим течі ПГ: розрив трубки теплообміну 30 0 0 30 0



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 53

2.8 Хибне упорскування в КТ від штатного вузла підживлення з температурою води, що впорс-кується, у діапазоні значень від 60 градс до 70 градс

10 0 0 10 0

2.9 Раптовий перехід на підживлення першого контуру з температурою підживлювальної води в діапазоні значень від 60 градС до 70 градС

30 0 0 30 0

2.10.1 Режим аварійного відхилення частоти в ме-режі: у діапазоні значень (50,5 - 51) Гц - до 10 з, але не більш 60 з у рік

10 0 0 10 0

2.10.2 Режим аварійного відхилення частоти в ме-режі: у діапазоні значень (49 - 48) Гц - до 5 хв, але не більш 25 хв у рік

20 0 0 20 0

2.10.3 Режим аварійного відхилення частоти в ме-режі: у діапазоні значень (48 - 47) Гц - до 1 хв, але не більш 6 хв у рік

15 0 0 15 0

2.10.4 Режим аварійного відхилення частоти в ме-режі: у діапазоні значень (47 - 46) Гц - до 10 з, не більш одного разу в 3 року

10 0 0 10 0

2.11 Режими роботи при порушенні тепловідводу з ГО (зони локалізації аварій)

30 0 0 30 0

2.12 Прискорене розхолоджування РУ при значен-ні швидкості розхолоджування 60 градС/год при температурі першого контуру в межах від номінального значення до 220 градС

10 0 0 10 0

2.13 Спрацьовування системи ППЗ 150 36 0 114 24

2.14 Сумарне число режимів з порушеннями нор-мальних умов експлуатації.

300 92 0 208 31

3 Аварійні режими 3.1 Режим малої течі: розрив трубопроводів пер-

шого контуру діаметром Ду менш 100 мм 15 0 0 15 0

3.2 Режим великої течі: розрив трубопроводів першого контуру діаметром Ду більш 100 мм, включаючи Ду 850

1 0 0 1 0

3.3 Незакриття запобіжного клапана КТ (3 для РУ в цілому) по одному на кожний клапан

0 0 3 0

3.4 Незакриття запобіжного клапана ПГ (8 для РУ в цілому) по одному на кожний ПК

0 0 8 0



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 54

3.5 Незакриття клапанів пристрою скидання пари з парогенераторів

(8) по од-ному на кожний пристрій ( БРУ-А, БРУ- ДО)

0 0 8 0

3.6 Викид ОР СУЗ при розриві чохла привода 5 0 0 5 0

3.7 Миттєве заклинювання ГЦН (4) по од-ному на ГЦН

0 0 4 0

3.7.1 Миттєве заклинювання ГЦН1 1 0 0 1 0




3.8 Розрив паропроводу ПГ (4) по од-ному на ПГ

0 0 4 0

3.9 Розрив трубопроводу живильної води ПГ (4) по од-ному на ПГ

0 0 4 0

3.10 Розрив колектора паропроводів гострої пари 1 0 0 1 0

У результаті порівняння фактично витраченої кількості циклів навантаження обладнання РУ і її елементів за весь строк експлуатації енергоблоку № 4 ВП ЗАЕС із регламентованою кількістю в [107] встановлено, що перевищень кількості циклів навантаження обладнання РУ енергоблоку № 4 ВП ЗАЕС – немає.

Виконані розрахунки циклічної міцності КР, ВБ і ГРР показують, що при повному використанні всіх циклів навантаження (спочатку призначених на проектний строк експлуатації й додатково перепризначених на, що продовжується період експлуатації до 2048) і з урахуванням подальшого впливу на КР, ВБ і ГРР малоциклової втоми як домінуючого механізму старіння металу, значення максимального накопиченого втомного пошкодження КР, ВБ і ГРР до 2048 року складе ар = 0,745< [а] = 1,0 [201,202].

Максимальне накопичене втомного пошкодження КР для різних періодів експлуатації згідно [93, 94] складе:

30 років – ар = 0,377;

60 років – ар = 0,745



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 55

Положення «План-графика выполнения работ по переназначению циклов нагружения оборудования РУ энергоблоков ВВЭР-1000 с целью предотвращения их исчерпания в проектный и сверхпроектный сроки эксплуатации» [199] погодженого Держатомрегулювання 03.04.2014 вих.№18-13/2182 базуються на прогнозних оцінках вичерпання циклів. Відповідно до План-Графіком [199]цикли навантаження для РУ енергоблоку № 4 повинні бути перепризначені. Термін надання до Держатомрегулювання рішення по перепризначення циклів навантаження обладнання енергоблоку №4 - 2023 рік.

2.2.2.4 Виконання на АЕС обстежень, неруйнуючого та лабораторного контролю матеріалів та обробка отриманих результатів.

Роботи з контролю металу виконуються на підставі типових програм контролю, які поширюються на всі атомні електростанції України. На підставі типової програми на АЕС розробляється робоча програма контролю, яка містить у собі всю необхідну для роботи інформацію. Зміст типової програми відповідає вимогам п. 7.4 ПНАЭ Г-7-008-89 [23], робочої програми – п. 7.5 ПНАЭ Г-7-008-89 [23]. Звітна документація з контролю металу відповідає п. 7.8 ПНАЭ Г-7-008-89 [23]. «Типовая программа периодического контроля состояния основного металла, сварных соединений, и наплавок оборудования и трубопроводов атомных электростанций с реакторами ВВЭР-1000 (ТППК-13)» ПМ-Т.0.03.061-13 [24] встановлює періодичність, методи й обсяги неруйнуючого контролю основного металу, зварених з'єднань і наплавлень обладнання та трубопроводів першого, другого контурів і допоміжних систем АЕУ з реакторною установкою ВВЕР-1000, визначає методику, організаційні й технічні вимоги при проведенні контролю, вимоги до засобів контролю, містить норми оцінки результатів контролю. В окремих випадках, коли контроль металу відповідно до даної програми виконати технічно неможливо, допускається відступ від типової програми по окремому технічному рішенню, погодженому у встановленому порядку. Перегляд типової програми проводиться з періодичністю один раз у три роки. Періодичність, методи, обсяги й методику контролю внутрішнкорпусних пристроїв реактора (шахти, вигородки, блоку захисних труб), на які ПМ-Т.0.03.061-13 [24] не поширюється, установлює заводська «Инструкция по эксплуатации реактора» 320.06.00.00.000ТО [25] Табл. 14.1, п. 5,6,7. Передбачається виконання візуального контролю (ВК) елементів внутрішнкорпусних пристроїв дистанційними засобами за допомогою телекамери із зазначеної в програмі періодичністю. На підставі типової програми ПМ-Т.0.03.061-13 [24] на ЗАЕС щорічно, на кожний ППР розробляються робочі програми контролю для кожного



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 56

енергоблоку. Зміст робочих програм відповідає вимогам п. 7.5 ПНАЭ Г-7-008-89 [23]. Згідно п. 8.2.9 ПНАЭ Г-7-008-89 [23] експлуатаційний (періодичний) контроль металу обладнання й трубопроводів передує проведенню технічного опосвідчення. Результати контролю аналізуються перед проведенням технічного опосвідчення. За результатами аналізу, за результатами технічного опосвідчення, а також за результатами аналізу режимів експлуатації обладнання й трубопроводів комісією з технічного опосвідчення встановлюється (при необхідності) додатковий обсяг неруйнуючого контролю. У місцях, де контроль не може бути здійснений звичайними пристроями за умовами радіаційної обстановки або розміщення обладнання, передбачені відповідні дистанційні засоби для обстеження обладнання в цих зонах. На ЗАЕС до таких методів контролю можна віднести:

ультразвуковий контроль (дистанційними засобами);

телевізійний візуальний контроль;

вихрострумовий контроль. Такий контроль проводиться у відповідності зі спеціально розробленими на ЗАЕС методичними документами та інструкціями, які вказуються в робочих програмах контролю. За результатами контролю металу оформляється звітна документація. У підрозділ-власник передається акт про виконання періодичного контролю металу обладнання й трубопроводів реакторного й турбінного відділень енергоблоку в період ППР. Відповідно до ТР-Н.1234.03.095-06 вихрострумовий контроль (ВТК) теплообмінних труб (ТОТ) парогенератора виконується щорічно в обсягах, установлених даним технічним рішенням. Обов'язкової фіксації підлягають усі труби, на яких виявлені індикації (несуцільності) типу «нестача матеріалу» більш 20 %. Навколо знову виявленої дефектної труби (з індикацією) проводиться додатковий контроль сусідніх ТОТ в обсязі не менш 2-х рядів/колон ТОТ. «Отраслевое техническое решение по критериям глушения теплообменных труб парогенераторов АЭС Украины» ТР-Н.1234.03.094-06 встановлює критерій глушіння ТОТ залежно від характеристик виявлених індикацій при проведенні ВСК. Періодичний контроль руйнуючими методами Разом з неруйнуючим контролем, трубопроводи АЕС також підлягають періодичному контролю руйнуючими методами.



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 57

Контроль руйнуючими методами здійснюється шляхом вирізки зразків із трубопроводів, і випробування зразків у лабораторних умовах стандартними методами. Згідно п. 7.6.3 ПНАЭ Г-7-008-89 [23] контроль механічних властивостей трубопроводів руйнуючими й/або неруйнуючими методами проводиться з періодичністю не рідше, чим через кожні 100 тисяч годин експлуатації. Перелік систем контрольованих трубопроводів, зони контролю (зони вирізки зразків), порядок, методи контролю, методики контролю, норми оцінки якості та ін. встановлює «Типовая программа периодического контроля механических свойств металла трубопроводов АЭС с реакторами ВВЭР-1000» ТПКМ-10-01. Метою контролю по Типовій програмі ТПКМ-10-01 є: виявлення й фіксація змін механічних властивостей і структури металу трубопроводів із зазначеною вище періодичністю. Перевірочні розрахунки виконуються відповідно до ««Нормы расчета на прочность оборудования и трубопроводов АЭУ» ПНАЭ Г-7-002-86 спеціалізованою організацією. На підставі вимог ТПКМ-10-01 розробляються окремі робочі програми експлуатаційного контролю для кожного енергоблоку. Робоча програма розробляється підрядною спеціалізованою організацією, узгоджується й затверджується на ЗАЕС. Дослідження зразків-свідків Під дією радіаційного навантаження, і при несприятливих умовах зміни температури й тиску теплоносія в перехідних і аварійних режимах може відбутися крихке руйнування корпусу реактора (КР). Крихке руйнування є найнебезпечнішим типом руйнування, оскільки воно відбувається миттєво без помітної контрольованої зміни розвитку деформацій і може привести до повного руйнування корпусу. Тому дані про розвиток процесу радіаційного окрихчення металу КР є важливими, з погляду безпечної експлуатації АЕС. Для здійснення моніторингу стану металу реактора в процесі експлуатації, оцінки його технічного стану й оцінки опору матеріалу КР крихкому руйнуванню, а також з метою підтвердження призначеного проектом терміну служби й обґрунтування можливості продовження строку безпечної експлуатації КР, тобто визначення поточного й прогнозного стану елементів реактора, проводяться випробування зразків-свідків (ЗС). Зразки-Свідки виготовляються на заводі-виготовлювачі із припусків обичайок корпуса реактора й контрольних зварених проб з тою метою, щоб зразки містили в собі основний метал, метал звареного шва, метал зони термічного впливу (околошовной зони). Виготовлені ЗС завантажуються в реактор. Таким чином, стає можливим відстеження поведінки (зміни властивостей) як основного металу, так і звареного шва й зони термічного впливу в умовах нейтронного опромінення.



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 58

Порядок, обсяг і строки виконання робіт, а також основні вимоги до виготовлення, номенклатури, комплектації, місця установки, строкам вивантаження, методикам випробувань ЗС, звітності за результатами їх випробувань, вимоги до розробки й змісту робочих програм контролю властивостей металу КР ВВЕР-1000 за зразками-свідками, встановлює «Типовая программа контроля свойств металла корпусов реакторов ВВЭР-1000 по образцам-свидетелям» ПМ-Т.0.03.120-08 [26]. Дана програма розроблена на підставі положень нормативних документів ПНАЭ Г-7-008-89 [23] та ПНАЭ Г-7-002-86 компанією ДП «НАЕК «Енергоатом» і погоджена Державною інспекцією ядерного регулювання України. З метою забезпечення безперервності контролю стану металу корпусу реактора за зразками-свідками і прогнозування його стану при довгостроковій експлуатації ВП ЗАЕС передбачена й реалізується Программа модернизации облучаемых контейнерных сборок с образцами-свидетелями металла корпуса реактора энергоблока №4 ОП ЗАЭС» 04.РО.YC.ПМ.276-17/Н [110], яка погоджена Держатомрегулювання.

Програма модернізації однорядних КС визначає обсяг і послідовність проведення робіт з модернізації однорядних КС із ЗС металу КР енергоблоку № 4 ВП ЗАЕС.

Метою Програми модернізації є створення умов для матеріалознавського супроводу безпечної експлуатації КР енергоблоку № 4 ВП ЗАЕС у понадпроектный період шляхом модернізації штатних однорядних КС із ЗС.

Модернізація однорядних КС складається із двох основних етапів, кожний з яких передбачає модернізацію й дооблучение КС одного зі штатних променевих комплектів 5Л и 6Л.

Виходячи з аналізу нормативної й технічної документації, результатів раніше виконаних випробувань ЗС, даних моніторингу радіаційного навантаження КР базова схема модернізації (див. таблицю) однорядних КС із ЗС металу КР енергоблоку № 4 ВП ЗАЕС ґрунтується на наступному.



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 59

Табл

иця

Базо

ва сх

ема

мод

ерні

заці

ї одн

оряд

них

КС, щ

о оп

ром

іню

ють

ся в

реа

ктор

і ВВЭ

Р-10

00 е

нерг

обло

ку №

4 ВП

ЗАЕ

С

Прог

нозн

і оці

нки

Мак

с. н

омер

ка

мпа

нії,

при

яком

у

0 к

ор-

пусо

м н

акоп

и-че

ний

не б

уде

66

67 87

89

Флю

енс

нейт

роні

в,

який

наб

е-ру

ть З

С

0.5,

101

9 не

йтр/

див2

8,3

8,3

5,8

8,3

8,2

10,7

10,8

7,6

10,8

10,7

Ном

ер к

ампа

нії,

післ

я як

ої в

икон

уєть

ся

відп

овід

на о

пера

ція

Вива

нтаж

ення

м

одер

нізо

ва-

ного

КС

для

випр

обув

ань

49

49

49

49

49

63

63

63

63

63

Зава

нтаж

ен-

ня м

одер

ні-

зова

ного

КС

у ре

акто

р

33

36

36

36

33

42

46

46

46

42

Вива

нта-

жен

ня

КС

для

мод

е-рн

ізац

ії

32

35

35

35

32

41

45

45

45

41

Дії

із К

С пр

и м

одер

ніза

ції

Дод

атко

ве

зруш

ення

ЗС

наго

ру, м

м

~30 – – – ~30

~30 – – – ~30

Дод

атко

ве

зруш

ення

ЗС

униз

, мм

– – ~5

– – – – ~5

– –

Пере

воро

т ко

нтей

нері

в кр

ишка

ми

вниз

– – + – + – – + – +

сенн

я ко

н-те

й-не

рів

з З

С до

ни-

жнь

ого

ря-

ду і

пово

-ро

т скл

а-да

н-ня

на

+ + + + + + + + + +

КС

5Л1

5Л2

5Л3

5Л4

5Л5

6Л1

6Л2

6Л3

6Л4

6Л5

Етап

I II



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 60

Аналіз очікуваних результатів модернізації однорядних КС зі зразками металу КР енергоблоку № 4 ВП ЗАЕС показує, що практично однозначно будуть отримані представницькі групи всіх типів зразків для кожного металу. Отже, можна стверджувати, що після проведення комплексних випробувань ЗС по програмі модернізації, буде отримана достатня кількість даних для чергового опосвідчення стану металу КР енергоблоку № 4 ВП ЗАЕС.

Документування результатів контролю

Усі результати контролю металу підлягають обов'язковому документуванню. Результати оформляються у вигляді протоколів, висновків, актів, звітів, які є звітною документацією, і підшиваються в паспорти обладнання (трубопроводів). Крім того, усі результати заносяться в журнали, окремі для кожного методу контролю, журнали зберігаються в службі контролю металу, і, у свою чергу, є обліковою документацією. Більш докладна інформація про процедуру документування результатів контролю наведено в пункті 2.3.4.1 тому 1 звіту по ФБ-2 21.4.59.ОППБ.02 21.

2.2.2.5 Виконання оцінки поточного стану елементів, які не підлягають заміні

Відповідно до НП 306.2.141-2008 [3] необхідною умовою одержання дозволу на продовження строку експлуатації конструкцій, систем і елементів, важливих для безпеки, є виконання заходів щодо відновлення їх ресурсу або підтвердженню функціональних та надійнисних характеристик за результатами обстеження й оцінки технічного стану. На виконання даної вимоги та згідно з порядком програми 04.МР.00.ПМ.22-16/Н [8], у ВП ЗАЕС реалізуються заходи щодо оцінки поточного стану всіх елементів енергоблоку №4, важливих для безпеки, з метою продовження строку їх експлуатації. Для встановлення здатності незамінних елементів енергоблоку виконувати покладені на них функції, а також з метою продовження строку їх експлуатації проведена оцінка поточного стану даних елементів у порядку, установленому в 123456.1020.00.МР.ПМ.23-16 [27] та ПМ-Д.0.03.222-14 [28]. За результатами зазначеної оцінки розроблені звіти про виконання ОТС і ПСЕ. Перелік критичних елементів енергоблоку №4 ВП ЗАЕС, важливих для безпеки, заміна яких під час експлуатації неможлива або утруднена з технічних або інших причин, установлений у додатку до в 123456.1020.00.МР.ПМ.23-16 [27] та наведено в Таблиця 2.1 Методологія відбору елементів енергоблоку №4 ВП ЗАЕС для включення в програму керування старінням представлена у звіті по ФБ-4 21.4.59.ОППБ.04 (п. 2.3.2) 30. У рамках ОТС і ПСЕ виконані аналіз достатності технічної документації, аналіз історії експлуатації елементів, проведене обстеження елементів, оцінений їхній технічний стан, розроблені заходи щодо керування



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 61

старінням. На підставі результатів здійснення зазначених заходів зроблені висновки про можливість продовження строку експлуатації елементів понадпроектний термін, а також прийняті відповідні рішення про продовження строку експлуатації. Заходи щодо керування старінням, розроблені при проведенні ОТС і ПСЕ, ураховуються у виробничих графіках ВП ЗАЕС. Таблиця 2.1 Перелік критичних елементів енергоблоку №4 ВП ЗАЕС, важливих для безпеки, заміна яких під час експлуатації неможлива або утруднена з технічних або інших причин.

Найменування

Технологічне позначення

Клас, класифікаційне позначення по ЗПБУ

Дата введення в експлуатацію

Паспорт

Документ, що обґрунтовує ПСЕ

1 Реактор – корпус

YС00 1, 1Н 04.04.1988 Паспорт. 1152.02.70.000

Рішення 04.МР.YС.РШ.380-18 [219]

219

Реактор – кришка

1, 1Н 04.04.1988 Паспорт. 1160.02.02.000 ПС. Верхній блок,

Паспорт.

1162.02.18.000 ПС. Кришка.


3 Шахта внутрішньокорпусна

1, 1Н 04.04.1988 Паспорт 1160.02.08.000 ПС.


4 Выгородка 2, 2Н 04.04.1988 Паспорт 1160.02.09.000 ПС.


5 Блок захисних труб

2, 2Н 04.04.1988 Паспорт 1160.02.10.000 ПС.


6 Кільце опорне 1, 1Н 04.04.1988 Паспорт 1160.01.02.000 ПС.


7 Кільце упорне 1, 1Н 04.04.1988 Паспорт 1160.01.15.000 ПС.




ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 62





Паспорт


8 Компенсатор тиску

YР10B01

2, 2Н 04.04.1988 1160.11.00.000,

Заводський № 1,

Реєстраційний № 102С

Рішення 04.МР.YP.РШ.376-18 [225]

9 Парогенератор № 1

YB10W01

1, 1Н – колектори першого контуру; 2, 2Н – решта

04.04.1988 320.05.00.00.000,

заводський № 10,

паспорт №105С

Рішення 04.МР.YВ.РШ.382-18 [222]


YB20W01


04.04.1988 320.05.00.00.000,





YB30W01


04.04.1988 320.05.00.00.000,




222

Парогенератор № 4

YB40W01


04.04.1988 320.05.00.00.000,




13 Головний циркуляційний насос № 1 (корпус)

YD10D01

2Н 04.04.1988 195-00-0013,

Заводський №42,


Рішення 04.МР.YD.РШ.377-18 [227]


YD20D01

2Н 04.04.1988 195-00-0013,






ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 63





Паспорт



YD30D01

2Н 04.04.1988 195-00-0013,





YD40D01

2Н 04.04.1988 195-00-0013,


Реєстраційний № 126 ДО


17 Головний циркуляційний трубопровід

YA 2Н 04.04.1988 320.04.02.00.000

Реєстраційний № 182Т

Рішення 04.МР.00.РШ.375-18 [230]

18 Дихальний трубопровід

YA 2Н 04.04.1988 320.3774.00.000

Реєстраційний № 181Т

Рішення 04.МР.00.РШ.375-18 [230]

19 Ємність CAOЗ № 1

YT10B01

2З 04.04.1988 1160.32.00.000,



Рішення 04.МР.YТ.РШ.381-18 [223]

223

Ємність CAOЗ № 2

YT20B01

2З 04.04.1988 1160.32.00.000,




223


YT30B01

2З 04.04.1988 1160.32.00.000,




223


YT40B01

2З 04.04.1988 1160.11.00.000,






ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 64





Паспорт


223

Барботажный бак

YP20B01

3Н 04.04.1988 03.8118.014,



Рішення 04.МР.YP.РШ.383-18 [224]

Інформація про виконання оцінки стану обладнання, яке підлягає заміні, наведене у звіті по ФБ-2 «Текущее техническое состояние систем и элементов энергоблока №4» 21.4.59.ОППБ.02 21.

2.2.2.6 Система метрологічного забезпечення

Метрологічне забезпечення здійснюється з метою досягнення й забезпечення єдності, проектної точності вимірів на АЕС, для забезпечення безпечної експлуатації АЕС шляхом одержання достовірних результатів вимірів, використання яких дозволяє:

ефективно і якісно вести технологічний процес;

виключити або звести до мінімуму ризик прийняття помилкових рішень і дій, на підставі результатів вимірів, які використовуються під час експлуатації АЕС;

забезпечити достовірний облік, підвищити ефективність використання матеріальних і енергетичних ресурсів;

контролювати технологічні процеси, безпека виконання робіт і персоналу, охорону навколишнього середовища.

Для реалізації головних завдань по метрологічному забезпеченню в ВП ЗАЕС створена служба головного метролога. Служба головного метролога є самостійним структурним підрозділом відособленого підрозділу «Запорізька АЕС» ДП «НАЕК «Енергоатом». Організаційна структура й штатний розклад СГМ визначаються генеральним директором ВП ЗАЕС відповідно до обсягу робіт і з урахуванням того, що роботи із забезпечення єдності вимірів відносяться до основних видів робіт, а підрозділ метрологічної служби – до основних виробничих підрозділів. Організаційна структура СГМ відповідає типовій організаційній структурі метрологічної служби АЕС ДП «НАЕК «Енергоатом». Організаційна структура СГМ ВП ЗАЕС визначена «Положением о службе главного метролога» 00.СМ.ПЛ.01-14.



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 65

2.2.2.7 Система ТОтаР і система документування ТОтаР

Надійність і безпека експлуатації технологічних систем і обладнання в нормальних режимах, виконання ними в повному обсязі функцій безпеки в аварійних режимах відповідно до проекту, забезпечується в першу чергу підтримкою технічного стану обладнання та систем у межах, передбачених проектно - конструкторською та заводською документацією. Вирішення завдання підтримки справності обладнання протягом строку його служби, заміни обладнання, що виробив ресурс, забезпечується виконанням наступних основних функцій з ТОтаР. Ремонти та ТО на АС проводяться з метою відновлення ресурсу й підтримки працездатності обладнання та систем у межах передбаченого проектом технічного ресурсу. Для цієї мети після введення АС в експлуатацію здійснюється планомірне технічне обслуговування й ремонт систем і обладнання, щоб їх надійність не знижувалася в результаті старіння, зношування та дії інших експлуатаційних факторів. Для здійснення ремонту в структурі ВП ЗАЕС передбачені відповідні підрозділи: управління, служби, відділи, лабораторії, цехи й ділянки, у т.ч. спеціалізовані. Комплекс робіт з технічного обслуговування та ремонту містить у собі:

чітко організоване і документоване технічне обслуговування обладнання;

аналіз ресурсу деталей і вузлів обладнання з визначенням технічно та економічно обґрунтованих норм;

аналіз досвіду експлуатації й визначення оптимальної періодичності проведення капітальних, середніх і поточних ремонтів;

впровадження прогресивних форм організації та керування ремонтами;

впровадження передових методів ремонту, комплексної механізації та передової технології;

забезпечення якості ремонтних робіт з обов'язковим застосуванням відповідних засобів контролю;

планування матеріально-технічного постачання для своєчасного забезпечення ремонтних робіт матеріалами, запасними частинами й комплектуючим обладнанням з контролем їх якості.

Вимоги до організації й документування технічного обслуговування та ремонту обладнання ВП ЗАЕС, а також порядок виводу обладнання в ремонт, виводу з ремонту, приймання з ремонту, оцінка якості ремонту визначені й установлено в СТП 01.86.057-2011 «Система технического обслуживания и ремонта. Техническое обслуживание и ремонт оборудования. Требования к организации», СОУ НАЭК 033:2015



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 66

«Техническое обслуживание и ремонт. Правила организации технического обслуживания и ремонта систем и оборудования атомных электростанций» и «Инструкцией о порядке вывода оборудования в ремонт и вывода его в эксплуатацию после ремонта на ЗАЭС» 00.ГД.ИН.03-16. Структурну схему організації ремонту в ВП ЗАЕС представлено в підрозділі 2.3.8 тому 4 звіту по ФБ-2 21.4.59.ОППБ.02 21. Загальне керівництво організацією ремонтного обслуговування, координацію дій усіх ремонтних організацій і підприємств, що брав участь у ремонті, здійснює Заступник головного інженера з ремонту. Періодичність ТО визначається графіками ТО, складеними на основі вимог регламентів, заводських інструкцій, ТУ. Графік складається власником обладнання й технічними службами цехів і затверджується заступником головного інженера, якому вони підпорядковані. Перелік інструкцій і інших керівних вказівок з проведення ТО по видах обладнання складається керівниками підрозділів, у чийому веденні перебуває обладнання й направляється виконавцеві для проведення ТО обладнання. Керівництво експлуатаційних служб (ЕП, ЕРП, ЕЦ, ЦТАВ, ХЦ, ГЦ, ЦД, ВРХЛ, ВЯБ) призначає для кожної групи однотипного обладнання конкретних виконавців, визначаючи посадових осіб, що виконують ТО. Технічне обслуговування обладнання, що перебуває на складах, або не змонтованого обладнання, здійснює ремонтний персонал підрозділів ВП ЗАЕС, що здійснює ремонт цього обладнання. Розгляд таких питань, як планування ремонту, комплектація документації на ремонт, виведення обладнання в ремонт, завдання підрозділів, що виконують ремонт, приймання обладнання з ремонту, ремонтні технології та оснащення, характеристика штату ремонтного персоналу презентовано в підрозділі 2.3.8 тому 4 звіту по ФБ-2 21.4.59.ОППБ.02 21.

2.2.2.8 Поточний стан будівельних конструкцій і будівель на предмет виконання покладених функціональних завдань

Основними завданнями персоналу та керівництва ВП ЗАЕС з експлуатації та ремонту будівельних конструкцій будівель та споруд є:

нагляд за технічним станом, своєчасне виявлення й правильна оцінка несправностей (дефектів, ушкоджень та деформацій) будівельних конструкцій;

своєчасне усунення виявлених несправностей будівельних конструкцій шляхом проведення технічного обслуговування та ППР.

Технічна експлуатація будівель та споруд, а також впровадження системи ППР будівель та споруд являють собою комплекс організаційно-технічних заходів щодо проведення нагляду, обслуговування та усіх видів ремонтних



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 67

робіт, які виконуються періодично, по заздалегідь складеному плану, з метою попередження передчасного зношування, запобігання аварій, а також утримання будинків і споруд у належній експлуатаційній готовності. До основних функціям підрозділів ЗАЕС з експлуатації будівель та споруд належать:

використання будівель та споруд для здійснення в них технологічних процесів, визначених затвердженим проектом;

використання в будівлях та спорудах будівельних конструкцій, з відповідними до їхнього призначення, технічними параметрами (що допускаються експлуатаційними та розрахунковими навантаженнями, теплотехнічними показниками, корозійною стійкістю);

здійснення технічного нагляду за правильністю експлуатації закріплених за підрозділом будівель та споруд разом з персоналом Служби експлуатації будівель та споруд (СЕБтаС);

своєчасне технічне обслуговування й ремонт будівельних конструкцій будівель та споруд власними силами, або із залученням для цих робіт УС та підрядних організацій;

участь у передачі цехових будівель, приміщень у капітальний ремонт організаціям-виконавцям, у прийманні їх з ремонту, а також у роботі об'єктових комісій з технічних оглядів виробничих будівель та споруд ВП ЗАЕС.

Відповідно до п. 2.2 документа «Положение по эксплуатации зданий и сооружений ОП ЗАЭС» 00.ЗС.ПЛ.06-17, відповідальні посадові особи за надійну та безпечну експлуатацію будівель та споруд, а також підрозділи-власники приміщень, що забезпечують належний експлуатаційний і санітарно-технічний стан приміщень, забезпечують:

підтримку в належному стані будівель та споруд, приміщень, закріплених за підлеглим підрозділом, при використанні їх по призначенню (експлуатація відповідно до встановлених вимог, проведення оглядів, подача заявок на ремонт, приймання в експлуатацію після проведення ремонтно-будівельних робіт);

участь персоналу підрозділу в розробці заходів щодо забезпечення готовності будівель та споруд до роботи в сезонних умовах (весняно-літній і осінньо-зимовий періоди), а так само в різних несприятливих погодних умовах, а також заходів для проведення ремонтно-будівельних робіт;

розробку й ведення інструкцій з експлуатації будівель та споруд (тільки для об'єктів не проммайданчику);

організацію та умови для проведення ремонтів внутрішніх інженерних мереж і систем будівель та споруд;



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 68

організацію поточного контролю стану будівельних конструкцій і інженерних мереж приміщень, що входять у робочу зону підрозділу й подання заявок на усунення виявлених зауважень;

організацію контролю стану будівельних конструкцій, інженерних мереж приміщень будівель та споруд при передачі їх в орендне користування ( для об'єктів не проммайданчику).

Персонал підрозділів ВП ЗАЕС, призначений відповідальним за нагляд за експлуатацією цехових будівель та споруд, здійснює виконання функцій і завдань з технічного нагляду за експлуатацією будівель та споруд в обсязі, який визначено керівником підрозділу відповідно до п.3.6 «Инструкции по организации и проведению технического надзора за эксплуатацией зданий и сооружений ОП «Запорожская АЭС» 123456.1020.00.ЗС.ИН.04-16. З метою визначення працездатності несучих будівельних конструкцій будівель та споруд ЗАЕС, що містять СВБ та, відповідно, впливу на системи важливі для безпеки, були зроблені перевірочні розрахунки з аналізом змін і додаткових факторів у характеристиці зовнішніх впливів з оцінкою стійкості та збереження основних функціональних характеристик. За період з 2011 по теперішній момент, на виконання вимог Постанови Колегії Держатомрегулювання №13 від 24-25.11.2011 за результатами проведення «стрес-тестів» (уроки, яких навчаємось з аварії на АЕС Фукусіма-1), в ВП ЗАЕС виконувалися заходи, передбачені КзПБ (заходи №№ 10101, 18101, 18102, 19103), «Планом мероприятий по оценке сейсмической опасности и проверке сейсмостойкости действующих АЭС» (погоджений Держатомрегулювання вих.№15-31/3257 від 25.05.2012), Концептуальним рішенням 12.ЗС.РШ.3034 «Об определении сейсмичности площадки ОП ЗАЭС, обосновании сейсмостойкости оборудования, трубопроводов, зданий и сооружений энергоблоков №1, 2 с учетом результатов работ по доисследованию сейсмичности района Запорожской АЭС» (погоджено Держатомрегулювання 10.09.2013). З метою врахування всіх можливих сейсмічних впливів на майданчик ЗАЕС при визначенні параметрів сейсмічних коливань ґрунту для проектних основ - вихідних даних для оцінки сейсмостійкості обладнання, трубопроводів, будівель та споруд енергоблоків №1-6 та ЗСО (загальностанційних об'єктів) - загальних для всіх енергоблоків будівель та споруд, у яких перебувають системи, важливі для безпеки і системи нормальної експлуатації, що забезпечують нормальне функціонування енергоблоків, розроблено Технічне рішення «О вводе в действие сейсмических характеристик площадки Запорожской АЭС в качестве исходных данных для оценки сейсмостойкости оборудования, трубопроводов, зданий и сооружений энергоблоков №1-6 и ОСО» 00.ЗС.00.ТР.11363 (погоджено Держатомрегулювання вих.№18-29/4-4832 від 30.07.2015).



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 69

Виконане обстеження будівельних конструкцій і елементів будівель та споруд енергоблоку № 4 ЗАЕС, перелік яких наведено в розділі 2.3.9 том 4 у звіті по ФБ-2 21.4.59.ОППБ.02 21. На підставі результатів проведених робіт можна стверджувати, що технічний стан конструкцій і елементів будівель та споруд енергоблоку №4 ЗАЕС відповідає вимогам будівельних норм і правил проекту й виконують свої функції в повному обсязі. У таблиці Таблиця 2.2 наведений перелік обстежених будівель та споруд енергоблоку №4. Таблиця 2.2 Перелік обстежених будівель та споруд енергоблоку №4

Будівельні конструкції та елементи

Класифікаційне позначення


Строк експлуатації

Документ про продовження

Реакторне відділення енергоблоку

1 Басейн витримки енергоблоку з усіма елементами

2Н, 1Н 1987 30 04.ЗС.00.РШ.4397

2 Шахта реактора енергоблоку з усіма елементами

2Н, 1НЗ 1987 30 04.ЗС.00.РШ.4394

3 Конструкції системи герметичного огородження РВ

2З 1987 30 04.МР.ХА.РШ.103-18

4 Фундаментна частина (фундаментна плита, стіни й перекриття) РВ

2Н 1987 30 04.ЗС.00.РШ.4398

5 Основа РВ 2Н 1987 30 04.ЗС.00.РШ.4399

6 Внутрішні конструкції гермообъему РВ

2З, 2Н, 1ЛН, 2ЛН

1987 30 04.ЗС.00.РШ.4395

7 Оббудовування РВ

2Н 1987 30 04.ЗС.00.РШ.4400

8 Вентиляційна труба РВ

3Н 1987 30 04.ЗС.00.РШ.4400

9 Машинний зал 3Н 1987 30 04.ЗС.00.РШ.4393

Будинку й спорудження, що ставляться й/або утримуючі СВБ

10 Деаераторне відділення

3Н 1987 30 04.ЗС.00.РШ.4393



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 70

Будівельні конструкції та елементи

Класифікаційне позначення


Строк експлуатації

Документ про продовження

11 Прибудова електротехнічних пристроїв

3Н 1987 30 04.ЗС.00.РШ.4393

12 Бризкальні басейни технічної води відповідальних споживачів

3Н 1986 30 34.ЗС.00.РШ.3468

13 Блочна РДЕС енергоблоку №4

3Н 1987 30 04.ЗС.00.РШ.4392

14 Спеціальний корпус №1

3Н 1984 30 01.ЗС.РШ.2734

01.ЗС.РШ.2855

15 Естакади технологічних трубопроводів

3Н 1987 30 00.ЗС.РШ.4439

16 Сховище твердих радіоактивних відходів (СТРО)

3Н 1984 30 01.ЗС.РШ.2847

2.2.3 Узагальнюючі висновки з аналізу ФБ-2 «Поточний технічний стан систем і елементів енергоблоку»

У ході оцінки фактора розроблений і розглянутий ряд заходів, що містить у собі:

заходи щодо керування старінням (викладено у ФБ-4 «Старіння споруд, систем і елементів»);

за результатами оцінки цього фактора безпеки були визначені заходи щодо його поліпшення (викладено в розділі 4 таблиці 5 21.4.59.ОППБ.02 21);

заходи щодо кваліфікації обладнання (викладено у ФБ-3 «Кваліфікація обладнання»).

Проведений аналіз показує, що поточний стан розглянутих елементів СВБ є задовільним, забезпечує виконання покладених на них функціональних завдань і можлива подальша експлуатація енергоблоку з дотриманням вимог норм і правил, що діють у сфері використання ядерної енергії. Існуючі на АЕС засоби контролю й діагностики дозволяють контролювати стан елементів, а існуюча періодичність випробувань дозволяє підтримувати обладнання в працездатному стані з урахуванням



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 71

забезпечення меж і умов безпечної експлуатації. У ВП ЗАЕС існує ефективна система документування стану споруд, систем і елементів, важливих для безпеки. Докладно система документування викладена в рамках ФБ-10 «Организация эксплуатации и управление производственными процессами» 21.34.59.ОППБ.10 127. Для критичних елементів СВБ (які не підлягають заміні) строки продовження експлуатації встановлюються в рішеннях про продовження строку експлуатації у понадпроектний період за результатами виконаних ОТС. Це обладнання здатне виконувати покладені на нього функції безпеки у понадпроектний період з урахуванням особливих умов, застережених у рішеннях про продовження строку та заходів щодо управління старінням. Для визначення можливості продовження строку експлуатації енергоблоку №4 у ВП ЗАЕС проведене обстеження з метою ОТС будівельних конструкцій будівель та споруд, що містять системи, важливі для безпеки. Роботи з обстеження, оцінки технічного стану й перепризначенню ресурсу будівель та споруд, що містять СВБ, енергоблоку № 4 ВП ЗАЕС завершені. Результати обстежень будівель та споруд показують, що обстежені будівлі та споруди можуть виконувати свої проектні функції на протязі всього обґрунтованого строку продовження експлуатації енергоблоку. Рішеннями про продовження строку експлуатації у понадпроектнмй період будівельних конструкцій будівель та споруд, що містять СВБ, (таблиця 4 21), строки продовження експлуатації обґрунтовані. Рішення про продовження погоджені Держатомрегулювання України. По замінному обладнанню, строк експлуатації якого закінчується в 2018 році й далі (до обґрунтованого строку продовження експлуатації енергоблоку), продовження строку експлуатації буде здійснюватися відповідно до встановлених вимог на підставі результатів обстеження або проведення ТОтаР. На теперішній момент усе обладнання яке підлягає заміні продовжене на різні строки, які зазначені в [21], там же наведена інформація й про обґрунтовуючи документи продовження терміну експлуатації відповідного обладнання. Відповідно прийнятої процедури заміни обладнання й обстеження технічного стану перед пуском енергоблоку після чергового ППР випускаються наступні документи «Перелік обладнання СВБ, для якого проводяться роботи із продовження строку експлуатації (заміні) в 201__ році» і «План - графік робіт із продовження строку експлуатації (заміни) обладнання СВБ в 201_ році.». Надалі випускається «Перелік обладнання СВБ енергоблоку №4 ВП ЗАЕС, якому планується обстеження технічного стану для продовження ресурсу або заміна в ППР». За результатами обстеження обладнання замінюється відповідно до пріоритетів, або проводиться аналіз надійності обладнання і за його результатами продовжується строк його експлуатації. Для кожної групи обладнання існує критерій згідно з яким визначається надійність



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 72

обладнання, і\або проводиться заміна обладнання. Для ЕТО та СКУ використовується критерій (по ТУ) - термін служби обладнання, або визначення надійності обладнання (згідно з методиками розрахунків показників надійності). Для ТМО критерій заміни обладнання визначається під час капітального ремонту, тобто проводиться оцінка технічного стану елементів ТМО. Процедура наведена в «Положении о порядке продления срока эксплуатации оборудования систем, важных для безопасности» ПЛ-Д.0.03.126-10 погодженому Держатомрегулювання. У ВП ЗАЕС виконані розрахунки на міцність і сейсмостійкість обладнання та трубопроводів систем, що виконують функції аварійної зупинки реактора, аварійного відводу тепла, утримання радіоактивних речовин у встановлених межах. Відповідно до результатів даних розрахунків для всього обладнання та трубопроводів встановлено, що умови статичної міцності, циклічної міцності та сейсмостійкості виконуються. Для виконання сейсмічної переоцінки, з урахуванням підходів WENRA, необхідно виконати роботи з визначення запасу сейсмостійкості, при землетрусах, більших, ніж 0,1 g. Для оцінки сейсмостійкості як вихідних даних застосовуються поповерхові акселерограми та спектри відгуку на вільній поверхні ґрунту: - для 1-й категорії сейсмостійкості PGA (МРЗ)=0.17g; - для 2-й категорії сейсмостійкості PGA (ПЗ)=0.085g. Відповідно до рекомендацій МАГАТЕ й підходами WENRA, ВП ЗАЕС у цей час виконує великий комплекс робіт, спрямований на визначення запасів сейсмостійкості обладнання й трубопроводів СБ, будівель та споруд, що містять СВБ. Ця робота проводиться з метою обґрунтування відповідності обладнання новій нормативній базі України та підтвердженню сейсмостійкості, як після-фукусимські заходи.

Таким чином, відповідно до цілей розгляду цього фактора безпеки можна зробити висновок, що поточний технічний стан систем і елементів енергоблоку забезпечує виконання покладених на них функціональних завдань при експлуатації енергоблоку у понадпроектний період. Своєчасна реалізація запланованих заходів щодо управління старінням, якісне ТОтаР, випробування, перевірки елементів систем, підтримка й підвищення кваліфікації персоналу дозволяють безпечно експлуатувати енергоблок у понадпроектный строк до 04.04.2038 року.

2.3 Фактор безпеки №3 «Кваліфікація обладнання»

Метою аналізу цього фактора безпеки є:

установлення того, що на АЕС, у тому числі на енергоблоці, який аналізується, розроблена й здійснюється програма робіт із кваліфікації обладнання;

аналіз результатів виконаних робіт із кваліфікації обладнання й доказ того, що це обладнання здатне виконувати функції безпеки протягом усього строку експлуатації енергоблоку;



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 73

визначення того, що існує система звітності про виконання робіт із кваліфікації обладнання й надійного зберігання відповідної документації.

Докладний аналіз фактора безпеки розглянутий у документі ОППБ. Фактор безпеки №4 «Квалификация оборудования.» 21.4.59.ОППБ.03 [31].

2.3.1 Підходи і обсяг аналізу з фактора «Кваліфікація обладнання»

Фактор безпеки «Кваліфікація обладнання» складається з наступних основних частин:

загальний опис процесу кваліфікації обладнання, важливого для безпеки;

перелік обладнання , що підлягає кваліфікації;

основні результати кваліфікації обладнання;

висновки щодо стану реалізації заходів з кваліфікації обладнання.


2.3.2.1 Загальний опис процесу кваліфікації обладнання важливого для безпеки

У ВП ЗАЕС функції планування, моніторингу, контролю виконання робіт із кваліфікації обладнання покладені на службу управління надійністю, ресурсом і модернізації (далі по тексту — СУНРМ). Дані функції закріплені за СУНРМ відповідно до положення про СУНРМ 00.МР.ПЛ.01-17, п.2.21, уведеним у дію наказом ВП ЗАЕС від 07.04.2017 № 478 «Про зміну організаційної структури ВП ЗАЕС».

2.3.2.2 Процес кваліфікації обладнання

Процес кваліфікації обладнання складається з наступних етапів:

підготовка проектних вихідних даних;

вибір вихідних подій, що приводять до виникнення «жорстких» умов навколишнього середовища;

вибір розглянутих рівнів сейсмічних впливів для проведення сейсмічної кваліфікації обладнання;

установлення кваліфікаційних вимог;

розробка розгорнутого переліку обладнання, що підлягає кваліфікації;

категоризація обладнання й визначення обсягу кваліфікації;

оцінка стану кваліфікації діючого обладнання;

вибір методів кваліфікації;



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 74

розробка й виконання заходів щодо підвищення кваліфікації діючого обладнання;

розробка й виконання заходів щодо збереження кваліфікації обладнання.

Вихідними даними для виконання кваліфікації обладнання енергоблоку №4 ВП ЗАЕС є:

перелік вихідних подій, що створюють «жорсткі» умови навколишнього середовища проектних аварій, а також сейсмічні впливи (ПЗ і МРЗ);

параметри «жорстких» умов навколишнього середовища проектних аварій, а також параметри сейсмічних впливів (ПЗ і МРЗ);

перелік обладнання , що виконує наступні функції безпеки: - безпечна зупинка реактора й утримання його в такому стані

необхідний час; - відвід від активної зони та басейну витримки залишкового тепла

протягом необхідного часу; - обмеження наслідків аварій шляхом утримання у встановлених

кордонах, радіоактивних речовин що виділяються (для елементів ЛСБ).

На основі розгляду переліку та аналізу вихідних подій вибираються ті вихідні події, у результаті яких відбувається викид теплоносія й/або радіонуклідів у гермооб’єм, або приміщення реакторного відділення, причиною яких є розриви трубопроводів теплоносія I контуру і паропроводів усередині гермооб’єма, паропроводів і трубопроводів з високотемпературним середовищем за його межами. При відборі вихідних подій використовуються два види аналізу: якісний і кількісний. За результатами якісного аналізу виключаються ті вихідні події, які не призводять до викиду теплоносія й радіонуклідів. За результатами кількісного аналізу (шляхом проведення чисельних розрахунків) відбираються ті вихідні події, які приводять до максимальної зміни параметрів навколишнього середовища, які й включаються в перелік вихідних подій, що створюють «жорсткі» умови навколишнього середовища при проектних аваріях. Згідно [55] розглядаються два рівні сейсмічних подій — МРЗ і ПЗ, при яких повинна забезпечуватися безпека АЕС відповідно до [3] і які характеризуються бальністю, набором реальних аналогових або синтетичних акселерограм і спектрів реакцій, що моделюють основні характерні типи сейсмічних впливів на майданчику АЕС, а також основними параметрами сейсмічних коливань - максимальними прискореннями, що переважає періодом і тривалістю фази інтенсивних коливань.



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 75

Встановлення кваліфікаційних вимог На підставі «Переліку вихідних подій, у результаті яких виникають «жорсткі» умови навколишнього середовища для конструкцій і систем (елементів) енергоблоку №4 ВП «Запорізька АЕС» для кожного обладнання визначалися дані параметрів умов навколишнього середовища з урахуванням наступних факторів:

підвищені температури;

підвищений тиск;

підвищена вологість;

радіаційний вплив;

вплив спеціальних розчинів, що знижують концентрації радіоактивних речовин (хімічний склад навколишнього середовища).

У результаті складається перелік приміщень, у яких можливе виникнення «жорстких» умов оточення в результаті вихідних подій і отримані розрахунковим шляхом характеристики «жорстких» умов оточення. Кваліфікаційні вимоги за умовами навколишнього середовища визначаються для всіх приміщень, у яких виникають «жорсткі» умови навколишнього середовища. При цьому розглядаються й документуються наступні характеристики:

температура;

тиск;

вологість;

потужність поглиненої дози;

хімічний склад навколишнього середовища (вплив спеціальних розчинів, що знижують концентрації радіоактивних речовин).

Категоризація обладнання З метою визначення обсягу необхідної кваліфікації обладнання виконується його категоризація. Категоризації підлягає обладнання, включене в розгорнутий перелік обладнання , що підлягає кваліфікації. Категоризація полягає в поділі обладнання на категорії залежно від вихідних подій, що вимагають функціонування обладнання, характеру виконуваних функцій і вимог до працездатності в «жорстких» умовах оточення й при сейсмічних впливах. Категоризація обладнання на «жорсткі» умови навколишнього середовища виконується відповідно до вимог СТП 0.03.050-2009 [33], і включає поділ обладнання , що підлягає кваліфікації, на наступні категорії:



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 76

категорія 1 — обладнання, розташоване в «жорстких» умовах навколишнього середовища й працездатність якого потрібно для зм'якшення наслідків проектних аварій;

категорія 2 — обладнання, розташоване в «жорстких» умовах навколишнього середовища і працездатність якого не потрібна для зм'якшення наслідків проектних аварій, але його відмова (непроектне функціонування) під час протікання аварійних і післяаварийних режимів може вплинути на безпеку;

категорія 3 — обладнання, розташоване в «жорстких» умовах навколишнього середовища, працездатність якого не потрібна для зм'якшення наслідків проектних аварій і його відмова під час протікання аварійних і післяаварийних режимів не впливає на безпеку.

За результатами категоризації обладнання на «жорсткі» умови навколишнього середовища визначається обсяг необхідної кваліфікації:

обладнання 1 категорії підлягає кваліфікації на «жорсткі» умови навколишнього середовища, в результаті якої повинна бути продемонстрована його працездатність у даних умовах протягом необхідного проміжку часу;

обладнання 2 категорії підлягає кваліфікації на «жорсткі» умови навколишнього середовища, якщо фактори навколишнього середовища, що впливають, викликають деградацію обладнання, яка може привести до відмов у даних умовах;

обладнання 3 категорії не підлягає кваліфікації на умови навколишнього середовища відповідно до ПМ-Д.0.03.476-09 [32] (виконує покладені функції тільки в «м'яких» умовах навколишнього середовища).

Категоризація обладнання для проведення кваліфікації на сейсмічні впливи відповідно до вимог СТП 0.03.050-2009 [33] полягає в поділі обладнання залежно від характеру виконуваних функцій на наступні категорії:

категорія A — обладнання , яке повинне виконувати функції безпеки (бути працездатним) під час і після сейсмічних впливів;

категорія B — обладнання , яке повинне зберігати міцність1 і стійкість 2 під час і після сейсмічних впливів;

категорія З — обладнання , яке повинне зберігати стійкість під час і після сейсмічних впливів.

Кваліфікації на сейсмічні впливи підлягає обладнання категорій А, В, З, що виконує функції безпеки (категорія I згідно ПНАЭ Г-7-002-86 «Нормы

1 Під міцністю в даному випадку розуміють властивість обладнання (конструкції) чинити опір руйнуванню і зберігати цілісність під дією внутрішніх напружень, що виникають при сейсмічних впливах (СТП 0.03.050-2009 [33]).



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 77

расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок»), під час і після виникнення землетрусів (інтенсивністю до МРЗ включно). Оцінка стану кваліфікації експлуатованого обладнання Оцінка стану кваліфікації експлуатованого обладнання енергоблоку №4 ВП ЗАЕС виконувалася на підставі вимог, викладених у виробничих документах ПМ-Д.0.03.476-09 [32], 123256.МР.ПМ.01-14 [34], СТП 0.03.050-2009 [33] с обліком наступного:

оцінка стану кваліфікації на «жорсткі» умови навколишнього середовища проводилася окремо від оцінки стану сейсмічної кваліфікації, при цьому обладнання розглядається групами, які включають обладнання з аналогічними конструктивними характеристиками й подібними кваліфікаційними вимогами (визначається за результатами категоризації);

оцінка стану кваліфікації на «жорсткі» умови навколишнього середовища тепломеханічного обладнання може не проводитися (кваліфікація вважається встановленою), якщо обладнання відповідає одній з наступних умов: - обладнання не містить електричних компонентів і є пасивним

елементом; - умови нормальної експлуатації обладнання (робочі параметри) є

більш жорсткими, ніж умови навколишнього середовища при проектних аваріях, і періодичні експлуатаційні випробування демонструють працездатність обладнання в даних умовах;

- обладнання повністю виготовлене з металевих компонентів, не підлягаючих впливу зовнішніх факторів навколишнього середовища, що впливають;

- обладнання, для якого за допомогою заміни компонентів, підлягаючих старінню (прокладки, ущільнення, змащення, тощо), можна повністю відновити його працездатність;

оцінка сейсмічної кваліфікації проводиться індивідуально для кожної одиниці обладнання. Необхідність індивідуальної оцінки обумовлена значним впливом особливостей монтажу й кріплення обладнання на стан сейсмічної кваліфікації;

результати оцінки стану КО, виконаної на основі доступної технічної документації на обладнання та результатів раніше проведеної кваліфікації однотипного обладнання інших АЕС із ВВЕР, є попередніми, доти, поки не будуть розроблені відповідні обґрунтування (звіт за результатами адаптації результатів кваліфікації);



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 78

результати попередньої оцінки можуть бути переглянуті на наступних етапах робіт з результатів проведення оглядів обладнання на місці експлуатації, збору технічної документації на майданчику ВП ЗАЕС і за її межами, а також з появою інших додаткових даних про стан експлуатованого обладнання, які можуть вплинути на КО;

оцінці стану кваліфікації не підлягає обладнання, яке підлягає заміні до закінчення проектного строку експлуатації енергоблоку №4 ВП ЗАЕС.

Визначення кваліфікаційних характеристик обладнання Метою даного завдання є визначення й документування початкового стану кваліфікації, досягнутого при його розробці, постановці на виробництво і виготовленні. Визначення кваліфікаційних характеристик здійснюється на основі аналізу технічної документації обладнання на предмет наявності вимог по стійкості до зовнішніх факторів, що впливають, «жорстких» умов навколишнього середовища і сейсмічних впливів (МРЗ і/або ПЗ). Кваліфікаційні характеристики обладнання, для якого відсутня технічна документація, що ставиться до кваліфікації, і відсутня можливість її одержання від розроблювачів або виготовлювачів обладнання , можуть бути визначені на підставі результатів кваліфікації однотипного обладнання інших АЕС із ВВЕР. Визначення поточного стану кваліфікації експлуатованого обладнання Визначення поточного стану кваліфікації експлуатованого обладнання проводиться відповідно до вимог МТ-Т.0.03.305-12 [35] і містить послідовне виконання наступних завдань:

проведення оглядів обладнання на місці експлуатації;

визначення початкового стану кваліфікації (на підставі аналізу технічної документації розроблювачів і виготовлювачів обладнання);

оцінка поточного стану кваліфікації з урахуванням старіння протягом передбачуваного строку експлуатації.

Огляд обладнання на місці експлуатації проводиться з метою верифікації даних, внесених у перелік обладнання , що підлягає кваліфікації, включаючи визначення (підтвердження) і документування наступних характеристик обладнання:

тип, виробник, серійний номер, тощо;

місце установки (будівля, приміщення, відмітка);

орієнтація в просторі, спосіб кріплення, интерфейсні зв'язки, тощо;

виявлення невідповідностей, що мають вплив на стан кваліфікації експлуатованого обладнання і обумовлених недоліками при



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 79

проектуванні, монтажі, ремонті та технічному обслуговуванні, відхиленнями від вимог нормативної й проектної документації.

Оцінка поточного стану кваліфікації проводиться з урахуванням даних про ресурсні показники обладнання і містить оцінку відповідності дійсних строків експлуатації обладнання призначеному терміну служби, зазначеному в технічній документації. За результатами оцінки стану кваліфікації обладнання ставиться до однієї з наступних категорій ( ПМ-Д.0.03.476-09 [32], СТП 0.03.050-2009 [33]):

кваліфікація встановлена (КВ);

кваліфікація встановлена частково (КВЧ);

кваліфікація не встановлена (КНВ). За результатами оцінки стану кваліфікації експлуатованого обладнання розробляється наступна документація:

звіт про поточний стан кваліфікації обладнання;

переліки кваліфікованого і некваліфікованого обладнання;

облікові карти для обладнання, кваліфікація якого була встановлена за результатами оцінки поточного стану, з додатком технічної документації, згідно з якою був установлений стан кваліфікації;

повідомлення про зміни в розгорнутий перелік обладнання за результатами оцінки поточного стану кваліфікації.

Кваліфікація на «жорсткі» умови навколишнього середовища Відповідно до ПМ-Д.0.03.476-09 [32], для скорочення працевитрат, значна частина робіт із кваліфікації обладнання проводиться, враховуючи однотипність обладнання енергоблоків АЕС, для пілотних енергоблоків з наступною адаптацією та/або використанням отриманих результатів для обладнання інших енергоблоків. Оскільки матеріали з КО для енергоблоку №1 ВП ЗАЕС погоджені Держатомрегулювання, було ухвалене рішення використовувати їх як основу для адаптації на інші енергоблоки. Враховуючи специфіку процедури адаптації, оцінка початкового стану кваліфікації на «жорсткі» умови навколишнього середовища для адаптуємого енергоблоку №4 ВП ЗАЕС виконувалася не в повному обсязі, а акцентувалася увага на відмінностях між «базовим» і адаптуємим енергоблоком №4. Основна увага при цьому приділяється обладнанню, не використовуваному на «базовому» енергоблоці, але встановленому на енергоблоці №4 ВП ЗАЕС. Іншим аспектом роботи є перевірка висновків, зроблених для обладнання ідентичного (однотипного) для двох зазначених енергоблоків. Так, обладнання, кваліфікація якого підтверджена для базового енергоблоку, може розташовуватися в інших умовах на адаптуємому енергоблоці і з цієї причини вимагати додаткового аналізу стану кваліфікації.



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 80

На підставі інформації, зібраної й задокументованої в рамках «Звіту по аналізі технічної документації на зміст інформації про кваліфікаційні характеристики обладнання енергоблоку №4 ОП «Запорізька АЕС»» було встановлено, що на енергоблоці №4 ВП ЗАЕС використовується значна кількість типів обладнання , відмінного від «базового» енергоблоку №1 ВП ЗАЕС. Результати аналізу відмінностей дозволили зосередити подальші зусилля тільки на тих елементах Переліку енергоблоку №4 ВП ЗАЕС, які були визнані відмінними від «базового» енергоблоку і таким способом оптимізувати обсяг оцінки початкового стану КО

Для виконання робіт із кваліфікації обладнання на ЖУ за результатами проведення конкурсних торгів укладений договір № 25-КОРО/12 від 21.11.12 «Проведення кваліфікації обладнання енергоблоків №№3, 4 ВП «Запорізька АЕС» на «жорсткі» умови навколишнього середовища». У рамках даного договору виконане наступне:

проведений аналіз «Розгорнутого переліку…»;

проведений аналіз «Переліку вихідних подій…»;

при проведенні зовнішніх оглядів уточнені типи встановленого на енергоблоці обладнання;

розроблений Технічний звіт ««Группирование оборудования, энергоблока №4 ОП ЗАЭС с неустановленной или частично установленной квалификацией на «жесткие» условия окружающей среды»№ КОРО-14 і Технічний звіт «Выбор типопредставителей и методов квалификации групп оборудования энергоблока №4 ОП ЗАЭС с неустановленной или частично установленной квалификацией на «жесткие» условия окружающей среды» № КОРО-14;

установлені кваліфікаційні вимоги до обладнання;

розроблені Методики кваліфікації обладнання енергоблоку №4 ВП ЗАЕС на «жорсткі» умови навколишнього середовища;

виконана оцінка поточного стану кваліфікації обладнання;

виконані роботи із кваліфікації обладнання відповідно до обраних методів і випущені відповідні звітні документи з обґрунтування кваліфікації експлуатованого обладнання (груп обладнання );

проведена оцінка результатів кваліфікації обладнання та випущений підсумковий звіт.

У процесі оцінки поточного стану КО було виконані наступні роботи:



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 81

проведений аналіз нормативної, конструкторської, експлуатаційної документації на обладнання;

проведений аналіз документації, що містить інформацію про експлуатацію обладнання на енергоблоці;

зовнішній огляд обладнання на місці експлуатації на енергоблоці;

порівняння кваліфікаційних характеристик обладнання з поточними умовами його експлуатації й визначення зміни статусу кваліфікації;

на підставі отриманих результатів розроблені протоколи встановлення поточного стану кваліфікації на кожний тип обладнання й виконана оцінка поточного стану кваліфікації обладнання;

виконане коректування «Розгорнутого переліку…», тому що в ході роботи виявлені демонтовані й замінені елементи обладнання.

Результати оцінки поточного стану викладені в технічному звіті «Оценка текущего состояния квалификации оборудования энергоблока №4 ОП ЗАЭС на «жёсткие» условия окружающей среды». №23-КОРО-14.

кваліфікація не встановлена/частково встановлена – для 330 позиції обладнання;

кваліфікація встановлена – для 649 позицій обладнання .

Результати оцінки поточного стану послужили основою для виконання робіт з підвищення кваліфікації 330 одиниці обладнання зі статусом КНВ/КЧВ.

Були виконані роботи з підвищення кваліфікації на ЖУ. Підсумки проведення заходів щодо кваліфікації обладнання на ЖУ відбито в Таблиці 2.3.1

Таблиця 2.3.1 Підсумки проведення заходів щодо кваліфікації обладнання на ЖУ

№ п/п Статус

кваліфікації Кількість, шт

Процентне відношення,%

1 КВ за результатами оцінки стану діючого обладнання

649 66,5

2 КВ за результатами підвищення кваліфікації

315 32,0



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 82

обраним методом

3 КНВ/КВЧ за результатами підвищення кваліфікації обраним методом

15 1,5

Разом 979 100

Обладнання, кваліфікація якого не встановлена підлягає заміні на кваліфіковане, або ВП ЗАЕС розробляються й узгоджуються з Держатомрегулювання заходи, що компенсують. По підсумковому звіту статус КНВ заллишився для 15 електроприводів типу М які встановлені на локалізуючій арматурі пробовідборов ГО. Відмова даних електропроводів на закриття у випадку аварії малоймовірний, тому що команда на закриття локалізаційних груп вентиляції формується на ранній стадії аварії, коли в ГО ще не сформувалися «жорсткі» умови. Крім того група, що локалізує, має арматури із приводом, розташовану за межами ГО. Оскільки при виконанні функції запобігання виходу радіоактивних речовин за межі ГО спрацьовує вся арматура локализуючої групи, розташованої на лінії, незакриття арматур з електроприводом типу М, встановленої усередині ГО, не приведе до виходу радіоактивних речовин за межі ГО. Проте, ВП ЗАЕС ухвалене рішення про заміну в ППР-2018 електроприводів типу М на кваліфіковані і у цей час на всіх 15 позиціях встановлені кваліфіковані на ЖУ електроприводи (згідно актів №04.РБ.XQ.Ак.368/18 від 14.08.18 і №04.ТА.ТQ.Ак.370/18 від 14.08.18).

Підсумкова звітна документація з підвищення кваліфікації на ЖУ (підсумковий звіт «Квалификация оборудования энергоблока №4 ОП ЗАЭС на «жёсткие» условия окружающей среды» 130-КОРО-14, погоджена з Держатомрегулювання (вих. №15-33/5-5/5304 від 09.08.18).

У цей час, після узгодження з Держатомрегулювання звітних матеріалів за результатами кваліфікації обладнання енергоблоку №4 на жорсткі умови навколишнього середовища, організована робота із внесення відповідних змін в «Розгорнутий перелік обладнання, яке підлягає кваліфікації…».

Кваліфікація на сейсмічні впливи Початково в проекті ЗАЕС був прийнятий рівень сейсмічності майданчика: для ПЗ — 5 балів і для МРЗ — 6 балів по шкалі MSK-64. Відповідно, обладнання , трубопроводи й спорудження проектували, виходячи з пікового прискорення на ґрунті 0,05g. В результаті розвитку сейсмології та посилення міжнародних вимог з безпеки АЕС МАГАТЕ були випущені стандарти, що визначають мінімальне проектне прискорення на ґрунті 0,1g



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 83

та вимагають індивідуальної оцінки сейсмічних характеристик майданчика АЕС:

NS-G-1.6 «Проектирование и аттестация сейсмостойких конструкций для атомных электростанций». Керівництво з безпеки. Серія норм з безпеки. МАГАТЕ, Відень, 2008;

NS-G-2.13 «Оценка сейсмической опасности существующих ядерних установок». Керівництво з безпеки. Серія норм з безпеки. МАГАТЕ, Відень, 2014.

Відповідно до вимог Держатомрегулювання України та рекомендацією МАГАТЕ (Заключний звіт МАГАТЕ з проекту «Оценка безопасности украинских атомных электростанций» (угода EК: 2007/145268)) у ВП ЗАЕС було розпочато проведення додаткового інструментального дослідження сейсмічної небезпеки проммайданчика АЕС.

За результатами інструментальних досліджень по тимчасовій мережі сейсмічного моніторингу отримані вихідні дані (горизонтальні пікові прискорення на поверхні ґрунту, спектри відгуку та акселерограми МРЗ і ПЗ) для оцінки сейсмостійкості енергоблоків №№1÷6 ВП ЗАЕС. Результати робіт розглянуті й прийняті на об'єднаному семінарі Інституту геофізики НАН України, ТОВ «Фундаментстроймакс» і Запорізької АЕС. Протокол семінару був затверджений директором Інституту геофізики НАН України академіком В. І. Старостенко 25.04.2013.

Уточнений рівень сейсмічності майданчика ЗАЭС для проектних основ становить:

ПЗ (період повторюваності 1000 років) – 6 балів по шкалі MSK-64, горизонтальні пікові прискорення на ґрунті (PGA1 ): від 0,080 до 0,085 g;

МРЗ (період повторюваності 10 000 років) – 7 балів ( по шкалі MSK-64), горизонтальні пікові прискорення на ґрунті (PGA): від 0,110 до 0,115 g.

Відповідно до технічного рішення О вводе в действие сейсмических характеристик площадки Запорожской АЭС в качестве исходных данных для оценки сейсмостойкости оборудования, трубопроводов, зданий и сооружений энергоблоков №№1-6 и ОСО» 00.ЗС.00.ТР.11363, для кваліфікації обладнання, оцінки сейсмостійкості обладнання, трубопроводів, будівель та споруд енергоблоку №4 ВП ЗАЕС слід застосовувати пікові прискорення на поверхні ґрунту PGA=0,17 g ( з урахуванням демпфування 5%).

1 PGA — peak ground acceleration (пікове прискорення на поверхні грунту).



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 84

Поповерхові акселерограми та спектри відгуку розраховані відповідно до прийнятого значення пікового прискорення на ґрунті й наведено в документі 75.107-00.03.15-ПР. Технічний звіт «Обеспечение сейсмостойкости элементов, систем и сооружений, важных для безопасности. Построение комплекса поэтажных акселерограмм и спектров ответа для зданий и сооружений энергоблоков № 3 и № 4».

У рамках реалізації заходу КзПБ №18102 «Впровадження систем сейсмологічного моніторингу майданчиків АЕС» [1] у районі розміщення ВП ЗАЕС у грудні 2017 року введена в дослідну експлуатацію система сейсмологічного моніторингу.

Після виконання сейсмологічних спостережень (не менш 2-х річного циклу) у рамках реалізації заходу №18102 КзПБ і одержання характеристик землетрусів (акселерограм, спектрів відгуку) прийняті для оцінки сейсмостійкості вихідні дані зрівняти з отриманими. При необхідності виконати переоцінку сейсмостійкості обладнання, трубопроводів, будівель та споруд на відповідність уточненим вихідним даним, або обґрунтувати відсутність необхідності виконання такої переоцінки. Дану переоцінку заплановано виконати за графіком, погодженому Держатомрегулювання.

У ППР-2017 на енергоблоці №4 ВП ЗАЕС була виконана значна кількість модифікацій і замін обладнання, що привело до необхідності чергового коректування «Розгорнутого переліку обладнання…» і статусу кваліфікації обладнання:

ІКС - реалізований захід КзПБ 14301 по впровадженню ПТК КВП-РТ УСБ і ПТК САР КСБ на 1-ом каналі СБ, а також виконана заміна перетворювачів тиску «Сафір», що не пройшли кваліфікацію на «жорсткі» умови навколишнього середовища, на перетворювачі тиску «Сафір» спеціального виконання. За результатами зовнішнього огляду обладнання ІКС розроблений і затверджений на ВП ЗАЕС графік усунення зауважень з кріплення обладнання №04.ТА.00.ГР.77828/17Ц. Усі зауваження, зазначені в графіку, усунуті в період ППР-2017 енергоблоку №4, що підтверджене протоколами зовнішнього огляду.

ЕТО - Для 16 одиниць ЕТО при оцінці поточного стану були виявлені невідповідності (у частині кріплення обладнання до підлоги), які були усунуто в ППР-2017.

Кваліфікація значної частини обладнання була підвищена способами випробувань, розрахункового аналізу і адаптації. Результати діяльності ВП ЗАЕС з кваліфікації обладнання енергоблоку №4 на сейсмічні впливи за станом на кінець липня 2018 наведені в таблиці нижче.

Таблиця 2.4.2 Результати діяльності ВП ЗАЕС по кваліфікації обладнання енергоблоку №4 на сейсмічні впливи



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 85

Стан за результатами оцінки ( відповідно до погоджених документів)

Стан з обліком виконаних заходів, що компенсують, і замін обладнання в ППР

Стан з урахуванням необхідності проведення додаткових розрахункових обґрунтувань у строки виконання заходу КзПБ №10101 ( до 31.12.2018)

Усь

ого К

В

КВ

%

КН

В

КН

В

%

Усь

ого К

В

КВ

%

КН

В

КН

В

%

Усь

ого К

В

КВ

%

КН

В

КН

В

%

Сейсмічна кваліфікація 28

13

2297

81,7

%

516

18,3

%

2813

2754

97,9

%

59

2,1%

2813

2754

97,9

%

59

2,1%

Баки, посудини, теплообмінники,

фільтри 31

31

100,

0%

0 0,0%

31

31

100,

0%

0 0,0%

31

31

100,

0%

0 0,0%

пристрої, що відключають 15

7

157

100,

0%

0 0,0%

157

157

100,

0%

0 0,0%

157

157

100,

0%

0 0,0%

Насоси

25

25

100,

0%

0 0,0%

25

25

100,

0%

0 0,0%

25

25

100,

0%

0 0,0%

ТМО РДЕС

128

123

96,1

%

5 3,9%

128

128

100,

0%

0 0,0%

128

128

100,

0%

0 0,0%

Арматура

557

519

93,2

%

38

6,8%

557

523

93,9

%

34

6,1%

557

523

93,9

%

34

6,1%

Лок. Арматура

219

191

87,2

%

28

12,8

%

219

194

88,6

%

25

11,4

%

219

194

88,6

%

25

11,4

%

Інформаційні керуючі системи 12

33

880

71,4

%

353

28,6

%

1233

1233

100,

0%

0 0,0%

1233

1233

100,

0%

0 0,0%

Електротехнічне

обладнання 230

214

93,0

%

16

7,0%

230

230

100,

0%

0 0,0%

230

230

100,

0%

0 0,0%

СВіК

233

157

67,4

%

76

32,6

%

233

233

100,

0%

0 0,0%

233

233

100,

0%

0 0,0%

За результатами діяльності по кваліфікації обладнання на СВ випущені звітні документи. Погоджені Держатомрегулювання наступні підсумкові звітні документи:

Звіт про проведення кваліфікації обладнання інформаційних і керуючих си-стем енергоблоку № 4 ВП ЗАЕС на сейсмічні впливи (вих. 15-14/5-5/7460 від 24.11.2017);

Звіт про проведення кваліфікації на сейсмічні впливи експлуатованого еле-ктротехнічного обладнання енергоблоку № 4 ВП ЗАЕС (вих. 15-33/5-5/7878 від 11.12.2017);



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 86

Звіт про проведення кваліфікації на сейсмічні впливи експлуатованого об-ладнання вентиляції й кондиціювання повітря енергоблоку № 4 ВП ЗАЕС (вих. 15-33/5-5/7962 від 13.12.2017);

Заключний науково-технічний звіт «Проведення кваліфікації баків, посу-дин, теплообмінників і фільтрів енергоблоку № 4 ВП «Запорізька АЕС» на сейсмічні впливи» (вих. 15-14/5-5/4097 від 25.06.2018);

Підсумковий звіт про результати підвищення кваліфікації пристроїв, що ві-дключають, енергоблоку №4 ВП ЗАЕС (Х/д №75/89-17) 75.17-ИО (вих. 15-33/5-5/3364 від 24.05.2018);

Підсумковий звіт про результати підвищення кваліфікації насосного облад-нання реакторного відділення енергоблоку №4 ВП ЗАЕС (Х/д №75/90-17) 75.17-ИО (вих. 15-33/5-5/5033 від 31.07.2018),

Підсумковий звіт про результати підвищення кваліфікації арматури реакто-рного відділення енергоблоку №4 ВП ЗАЕС (Х/д №75/87-17) 75.17-ИО (вих. 15-33/5-5/5601 від 21.08.2018),

Підсумковий звіт про результати підвищення кваліфікації локалізаційної арматури реакторного відділення енергоблоку №4 ВП ЗАЕС (Х/д №75/124-17) 75.17-ИО (вих. 15-33/5-5/5644 від 22.08.2018);

Підсумковий звіт про результати підвищення кваліфікації арматури реакто-рного відділення енергоблоку №4 ВП ЗАЕС (Х/д №75/87-17) 75.17-ИО (вих. 15-33/5-5/5645 від 22.08.2018).

На підставі інформації, наведеної в документах: Підсумковий звіт про результати підвищення кваліфікації арматури реакто-

рного відділення енергоблоку №4 ВП ЗАЕС (Х/д №75/87-17) 75.17-ИО; Підсумковий звіт про результати підвищення кваліфікації локалізаційної

арматур реакторного відділення енергоблоку №4 ВП ЗАЕС (Х/д №75/124-17) 75.17-ИО;

Підсумковий звіт про результати підвищення кваліфікації тепломеханічного обладнання РДЕС енергоблоку №4 ВП ЗАЕС (Х/д №75/86-17) 75.17-ИО;

Звіт про проведення кваліфікації на сейсмічні впливи експлуатованого об-ладнання вентиляції й кондиціювання повітря енергоблоку № 4 ВП ЗАЕС,

виконані заходи щодо підвищення кваліфікації. Що підтверджується «Актом выполненных работ по устранению замечаний к оборудованию по результатам квалификации оборудования энергоблока №4 на сейсмические воздействия. № 04.РО.ОО.АК.444/18» від 16.08.18 і «Актом выполнения корректирующих мероприятий согласно Отчету по текущей квалификации эксплуатируемого оборудования систем вентиляции и кондиционирования энергоблока №4 ОП ЗАЭС. № 04ЭР.00.Ак.374/18» від 16.08.18. Крім того, за результатами підсумкових звітних документів по сейсмічній кваліфікації локалізаційної арматур і арматури РВ для 47 одиниць обладнання енергоблоку № 4 ВП ЗАЭС необхідно виконати додаткові коригувальні заходи, а саме: розрахункове обґрунтування сейсмостійкості опорних конструкцій. Для 12 одиниць арматури необхідно виконати додаткове розрахункове обґрунтування її сейсмостійкості з метою



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 87

підтвердження її функціональності під час сейсмічного впливу. Проведення розрахункових обґрунтувань повинне бути завершене в строки, установлені графіком реалізації заходу №10101 на енергоблоці №4 ( до 31.12.2018). За результатами кваліфікації обладнання енергоблоку №4 на сейсмічні впливи будуть внесені відповідні зміни в розгорнутий перелік обладнання, яке підлягає кваліфікації.

2.3.2.3 Висновки щодо стану реалізації заходів щодо кваліфікації обладнання В ВП ЗАЕС у відповідності вимогами нормативних документів реалізована та функціонує система управління кваліфікацією обладнання. Роботи виконуються відповідно до галузевої «Программой работ по квалификации оборудования энергоблоков АЭС ГП НАЭК «Энергоатом»» ПМ-Д.0.03.476-09 [32] і станційною «Программой выполнения работ по квалификации оборудования энергоблоков №№1-6 ОП «Запорожская АЭС» 123456.МР.00.ПМ.01-14 [34]. Роботи із кваліфікації обладнання енергоблоку №4 на «жорсткі» умови й сейсмічні впливи завершені. Реалізацію заходів щодо підвищення кваліфікації завершено.

Кваліфікацію обладнання енергоблоку №4 ВП ЗАЕС на сейсмічні впливи встановлено для 97,9% обладнання . Для 2,1% (59 одиниць) обладнання в якості компенсуючих заходів визначені й будуть виконані додаткові розрахункові обґрунтування сейсмостійкості опорних конструкцій (47 одиниць) і додаткового розрахункового обґрунтування функціонування арматури (12 одиниць).

У ФБ-3 наведений актуальний перелік усього обладнання для якого виконувалися роботи із кваліфікації.

Для всього кваліфікованого обладнання розроблені заходи щодо збереження кваліфікації.

2.3.3 Узагальнюючі висновки з аналізу ФБ-3 «Кваліфікація обладнання» Виконання заходів для підтвердження кваліфікаційних характеристик обладнання зі статусом КНВ і заходів щодо збереження кваліфікації забезпечує кваліфікацію всього обладнання СВБ у понадпроектний період експлуатації. Для збереження необхідного рівня кваліфікації протягом усього строку експлуатації обладнання необхідно також виконувати технічне обслуговування й ремонт відповідно до СОУ-Н ЕЕ 20.622:2008 «Система технічного обслуговування й ремонту обладнання електростанцій. Здавання в ремонт та приймання з ремонту обладнання. Правила».

Після накопичення представницького масиву даних від мережі сейсмічного моніторингу в районі проммайданчика ВП ЗАЕС з'явиться можливість уточнення характеристик землетрусів (пікових прискорень на ґрунті для ПЗ і МРЗ, акселерограм, спектрів відгуку). Необхідно буде порівняти прийняті



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 88

для оцінки сейсмостійкості консервативні вихідні дані з отриманими фактичними даними. При необхідності повинен бути виконаний перегляд результатів сейсмічної кваліфікації обладнання енергоблоку №4 ВП ЗАЕС.

Враховуючи накопичений у галузі досвід з оцінки кваліфікації, її підвищенню й збереженню, слід очікувати безумовного поліпшення стану ФБ-3 у період понадпроектної експлуатації енергоблоку №4 ВП ЗАЕС.

Роботи із кваліфікації обладнання ведуться відповідно до програм і методиками діючим у галузі, відповідають нормативним документам, що діють в Україні й ведуться у відповідності зі строками Плану-Графіку виконання заходу КзПБ [17] №17101.

Додаткові компенсуючі заходи для підтвердження кваліфікаційних характеристик обладнання виконуються відповідно до графіка.

З урахуванням виконання вищевказаних компенсуючих заходів усе обладнання енергоблоку № 4 ЗАЕС, необхідне для виконання функцій безпеки протягом запланованого періоду подальшої експлуатації у понадпроектний строк, здатне виконувати проектні функції під час і після впливу жорстких умов оточення й сейсмічних впливів.

Своєчасна реалізація запланованих заходів щодо управління старінням, якісне ТОтаР, випробування, перевірки елементів систем, підтримка й підвищення кваліфікації персоналу дозволяють безпечно експлуатувати енергоблок у понадпроектний строк до 04.04.2038 року.

2.4 Фактор безпеки №4 «Старіння споруд, систем і елементів, важливих для безпеки» Основними завданнями аналізу цього фактора безпеки є:

визначення того, що на АЕС існує й ефективно виконується програма управління старінням споруд, систем і елементів, важливих для безпеки;

обґрунтування того, що програма з управління старінням здатна забез-печити підтримку функцій безпеки енергоблоку на необхідному рівні при наступній експлуатації енергоблоку.

Метою розгляду старіння є визначення, чи ефективно управління аспектами старіння, що впливають на важливі для безпеки СКЭ, та чи ефективна програма управління старінням для того, щоб необхідні функції старіння належним чином відповідали своїм вимоги протягом усього передбачуваного строку роботи станції й, при необхідності, для довгострокової експлуатації.

Докладний аналіз фактора безпеки розглянутий у документі ОППБ Фактор безпеки №4. «Старение сооружений, систем и элементов, важных для безопасности». 21.4.59.ОППБ.04» [30].



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 89

2.4.1 Метод оцінки й критерії оцінки Метод оцінки

При розробці ЗППБ застосовується метод експертної оцінки на основі порівняльного аналізу по якісних і кількісних критеріях.

При виконанні оцінки порівнювалися фактичний і прогнозний стан елементів ПУС із критеріями, викладеними в нормативній і експлуатаційній документації. У випадку виявлення невідповідностей у звіті запропоновані необхідні коригувальні заходи.

Таким чином, з урахуванням експертної оцінки були виконані обробка матеріалів і аналіз результатів, а саме, виконана оцінка відповідності елементів енергоблоку №4 ВП ЗАЕС, розглянутих у даному факторові, нормативним вимогам і критеріям до оцінки. Критерії оцінки

Відповідність нормативним вимогам наступних аспектів:

політика експлуатуючої організації в частині управління старінням;

організація управління старінням;

ресурси для здійснення управління старінням;

методи й критерії для визначення систем і елементів, які повинні бути включені в перелік критичних елементів для управління старінням;

обсяги, порядок і методи дослідження, а також обсяг відомостей про механізми деградації, які можуть впливати та впливають на проектні функції систем і елементів, важливих для безпеки;

наявність і склад інформації і процедур, необхідних для оцінки деграда-ції в результаті старіння, у тому числі в проектній, експлуатаційній і ре-монтній документації;

оцінка ефективності програми технічного обслуговування та ремонтів для управління старінням елементів, які не підлягають заміні;

склад і обсяг заходів щодо контролю і ослабленню механізмів і ефектів старіння;

елементи програми управління старінням у частині встановлення крите-ріїв і меж безпеки;

прогноз технічного стану систем і елементів, включаючи проектні межі безпеки, і інші умови, які обмежують строк експлуатації енергоблоку.

Обґрунтований вибір елементів, які підлягають управлінню старінням із усього обладнання, яке входить в промисловий комплекс ВП ЗАЕС, на



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 90

підставі методів і критеріїв для визначення систем і елементів, які повинні бути включені в перелік критичних елементів для управління старінням.

Прогнозовані зміни результатів у понадпроектний строк експлуатації: проаналізовані ресурсні характеристики критичних елементів, термін служби яких обмежує термін служби енергоблоку в цілому.

2.4.2 Результати оцінки 2.4.2.1 Політика експлуатуючої організації з управління старінням,

організація управління старінням та ресурси для його здійснення Основні нормативні вимоги до управління старінням викладені в наступних нормативних документах НП 306.2.141-2008 [3], НП 306.2.099-2004 [5] і НП 306.2.210-2017 [190]. Політика експлуатуючої організації з управління старінням і організація управління старінням засновані на стратегії розвитку атомної енергетики, викладеної в розділі IV документа «Енергетична стратегія України на період до 2030 року». Відповідно до даної стратегії планується експлуатація енергоблоку №4 ВП ЗАЕС понад проектний строк протягом 20-ти років. Типова програма з управління старінням елементів і конструкцій енергоблоку АЕС ПМ-Д.0.03.222-14 [237] (далі типова ПУС АЕС) є основним керівним виробничим документом з впровадження та реалізації технічних і експлуатаційних заходів, здійснюваних з метою утримання в припустимих межах деградації елементів внаслідок старіння та зношування.

Для реалізації типової програми управління старінням елементів енергоблоку АЕС, ЗАЕС розроблений і введений у дію документ 123456.1020.00.МР.ПМ.23-16 [27]. Актуальна версія програми 123456.1020.00.МР.ПМ.23-16 [27] надається в якості додатка до звіту по ФБ-4 «Старіння споруджень, систем і елементів, важливих для безпеки». Метою документа [27] є підтримка в прийнятних межах деградації елементів і конструкцій, важливих для безпеки (внаслідок старіння, зношування, корозії, ерозії, втоми та ін. механізмів), а також здійснення необхідних дій для підтримки їх працездатності і надійності в процесі експлуатації. Завданням управління старінням є розробка й впровадження технічно й економічно доцільних заходів, спрямованих на попередження відмов елементів енергоблоку №4 ВП ЗАЕС з причин, викликаних процесами старіння, що відбуваються в цих елементах. Адміністрація ВП ЗАЕС вважає своїм пріоритетним завданням діяльність в галузі управління старінням, яка є ключовим елементом безпечної та надійної експлуатації ВП ЗАЕС. Для досягнення цієї мети визначено низку організаційних, технічних і експлуатаційних заходів, які здійснюються для утримання в допустимих межах деградації внаслідок старіння і зношення.



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 91

Контроль старіння здійснюється за допомогою експлуатаційного контролю і випробувань, оглядів (технічних опосвідчень), технічного обслуговування та ремонту обладнання, які виконуються відповідно до регламентів і інструкцій, що діють у ВП ЗАЕС.

Методи контролю враховують існуючий досвід експлуатації та результати проведених досліджень, що дозволяють визначити ефективність зазначених методів для управління процесами старіння конструкції або елемента.

У рамках періодичної переоцінки безпеки, ВП ЗАЕС оцінює вплив старіння на безпеку енергоблоку.

Метою аналізу старіння в рамках періодичної переоцінки безпеки є визначення ефективності програми управління старінням, яка повинна забезпечити підтримку функцій безпеки енергоблоку на необхідному рівні при подальшій експлуатації.

На додаток до ПУС ВП ЗАЕС, також можуть бути розроблені ПУС для окремих елементів і конструкцій, таких як корпус реактора, внутрішнкорпусні пристрої, опорні елементи, парогенератори і т.д., а також для конкретного механізму деградації/ефекту старіння. При наявності типових ПУС АЕС, розроблених і погоджених у встановленому порядку для окремих елементів/конструкцій або для конкретних механізмів деградації, допускається виконання робіт за типовими ПУС АЕС без розробки ПУС ВП ЗАЕС.

Положення програми управління старінням обов'язкові для елементів енергоблоку №4 ВП ЗАЕС, включених в 123456.1020.00.МР.ПМ.23-16 [27].

Управління старінням кабельного господарства енергоблоку №4 здійснюється відповідно до «Программы управления старением кабелей энергоблоков №1-6 и ОСО ОП ЗАЭС» 123456.1020.00.МР.00.ПМ.11-16 [40]. Для забезпечення ефективного управління старінням елементів і конструкцій енергоблоків №1-6 ВП ЗАЕС та поширення результатів управління старінням його елементів і конструкцій на енергоблоки інших АЕС Компанії, у ВП ЗАЕС діє комплекс автоматизованих інформаційних систем (УБДН, АСУС, МУКО). В організаційній структурі ВП ЗАЕС передбачений підрозділ СУНРМ, яке виконує роль координатора з питань, пов'язаних з програмою управління старінням. З метою підвищення ефективності ПУС, ВП ЗАЕС виконує планування заходів щодо управління старінням елементів і конструкцій енергоблоків.

Для елементів і конструкцій, включених у Перелік по УС, для яких ОТС завершено, розробляється зведений план-графік проведення робіт з управління старінням. Для елементів і конструкцій, для яких ОТС не завершено, управління старінням здійснюється в рамках планових



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 92

експлуатаційних процедур. План-Графік розробляє СУНРМ разом із цехами-власниками елементів і конструкцій, підписуються розробником, керівником СКМ, начальником цеху (підрозділу) та затверджується головним інженером ВП ЗАЕС.

Для елементів енергоблоків, продовження строку експлуатації яких здійснюється в рамках ТОтаР, розробляються відповідні плани робіт у рамках діючої на ВП ЗАЕС системи технічного обслуговування та ремонту. Роботи виконуються по встановлених процедурах відповідно до вимог діючої ремонтної документації, включаючи виконання необхідних для обґрунтування терміну служби елементів додаткових обсягів робіт.

Заміна елемента виконується у випадку невідповідності його технічного стану і надійності вимогам, встановленим в експлуатаційній, проектно-конструкторській або нормативній документації і неможливості або економічної недоцільності його відновлення.

На енергоблоці №4 ВП ЗАЕС здійснюється постійний моніторинг процесів старіння, технічного стану, а також проводиться їхня періодична оцінка з метою визначення ефективності управління старінням і перепризначення ресурсу елементів енергоблоку.

Вимоги ПУС енергоблоку №4 ЗАЭС є обов'язковими для всіх юридичних і фізичних осіб, які здійснюють діяльність, пов'язану з управлінням старінням елементів при експлуатації енергоблоків ВП ЗАЕС, підготовці енергоблоків ВП ЗАЕС до продовження експлуатації й експлуатації їх у понадпроектний строк. На основі виконаного аналізу у факторі безпеки 4 [30] установлено, що фактичний стан системи управління старінням ВП ЗАЕС відповідає нормативним вимогам до політики експлуатуючої організації з управління старінням, організації управління старінням і ресурсам для його здійснення.

2.4.2.2 Методи й критерії для визначення систем і елементів, які повинні бути включені в перелік критичних елементів Вимогу про необхідність розробки переліків критичних елементів викладено в підрозділі 10.6 НП 306.2.141-2008 [3]. Вимоги до методів і критеріїв для визначення систем і елементів, які повинні бути включені в перелік критичних елементів зазначені в типовій програмі з управління старінням елементів енергоблоку АЕС ПМ-Д.0.03.222-14 [28]. Системою управління старінням, а також контролю процесів старіння й підтримки експлуатаційної надійності, у ВП ЗАЕС охоплені всі проектні системи й елементи СВБ.

У ВП ЗАЕС розроблені переліки елементів енергоблоку №4 ЗАЭС, що підлягають управлінню старінням, які представлено в документі 123456.1020.00.МР.ПМ.23-16 [27].



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 93

Переліки елементів енергоблоку, що підлягають управлінню старінням [27] розроблені на підставі діючої класифікації елементів енергоблоку, і на підставі вивчення проектно - конструкторської документації, монтажних і експлуатаційних схем, паспортів і іншої технічної й експлуатаційної документації. Переліки елементів енергоблоку, що підлягають управлінню старінням, розробляються Службою управління надійністю, ресурсом і модернізацію (СУНРМ) разом з підрозділами - власниками елементів. Перелік підписується розробником, начальником цеху (підрозділу) і затверджується головним інженером. Перелік елементів і конструкцій, що підлягають управлінню старінням, може складатися із чотирьох частин:

перелік критичних елементів енергоблоку, важливих для безпеки;

перелік некритичних елементів, важливих для безпеки, для яких рег-ламентований обсяг контролю і ТОтаР не дозволяє визначити ефект старіння й усунути деградацію, а також якщо за результатами ТОтаР були виявлені дефекти;

перелік елементів нормальної експлуатації, що не впливають на безпе-ку, заміна й відновлення яких неможлива з технічних або недоцільна з економічних та інших причинах;

перелік будівель і споруд, що містять системи й елементи, важливі для безпеки.

2.4.2.3 Переліки елементів, які підлягають управлінню старінням Перелік обладнання (включаючи силові й контрольні кабелі й кабельні конструкції), що підлягає управлінню старінням, наведено в таблиці 1 [30]. Перелік будівель і споруд, які підлягають управлінню старінням наведено в таблиці 2 [30].

Перелік кабелів, що підлягають управлінню старінням, представлений в УБДН.

Виконаний аналіз показав, що склад переліку критичних елементів енергоблоку відповідає переліку, рекомендованому в нормативних документах.

Методи й критерії, використані для визначення систем і елементів, які включені в критичні елементи, відповідають нормативним документам.

2.4.2.4 Відомості, які забезпечують підтримку управління старінням Шляхом аналізу нормативної бази України й документації експлуатуючої організації, що перебуває в ДП «НАЕК «Енергоатом» і у ВП ЗАЕС, встановлений перелік документації, що містить у собі відомості, що



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 94

забезпечують підтримку управління старінням. Зазначений перелік наведений у Додатку А звіту по ФБ-4 21.4.59.ОППБ.04 [30]. На ЗАЕС впроваджена в промислову експлуатацію автоматизована інформаційна система управління старінням (Вказівка №ФК-586 від 18.05.2013). Модуль розроблений у вигляді окремого програмного додатку, інтегрованого з переліками, довідниками й класифікаторами Української бази даних надійності обладнання АЕС (УБДН). Модуль автоматизованої системи управління старінням елементів енергоблоків АЕС (АСУС) призначений для виконання наступних функцій:

формування й ведення переліку елементів, що підлягають управлінню старінням (елементів ПУС);

ведення переліку й атрибутів процедур оцінки технічного стану та перепризначення ресурсу елементів;

ведення переліку й атрибутів нормативної, технічної, звітної та іншої документації, пов'язаної з оцінкою технічного стану елементів;

ведення переліків критеріїв, методів оцінки, методик і параметрів оцінки технічного стану елементів і їх критичних вузлів;

планування, обліку та контролю виконання робіт з оцінки технічного стану елементів і виконанню заходів щодо управління старінням;

обліку та контролю результатів випробувань, поточних значень параметрів і критеріїв оцінки технічного стану елементів.

Ведення інформаційної бази даних по елементах здійснюється СУНРМ і забезпечується призначеними фахівцями, на яких покладена відповідальність за систематичний перегляд, коректування та наповнення інформаційної бази. В інформаційній системі АСУС і УБДН АЕС використовується єдина система класифікації, що забезпечує сумісність даних про обладнання різних АЕС і, таким чином, забезпечується можливість їх спільного використання.

2.4.2.5 Дослідження та відомості про механізми деградації, які потенційно можуть впливати на проектні функції систем і елементів, важливих для безпеки. Дослідження домінуючих механізмів деградації в результаті старіння. Нормативні вимоги до досліджень старіння критичних елементів викладено в підрозділі 10.6 НП 306.2.141-2008 [3]. Вимоги до методів дослідженням критичних елементів зазначені в типовій програмі з управління старінням елементів енергоблоку АЕС ПМ-Д.0.03.222-14 [28]. Для кожного елемента ПУС енергоблоку №4 ЗАЭС були виконані оцінки старіння по попередньо розроблених і погоджених програмах оцінки.



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 95

Результати таких оцінок узгоджуються з Держатомрегулювання або представником його на майданчику станції. Оцінка ефективності виконаних аналізів старіння для елементів ПУС ЗАЭС і відомості про документи, що містять відповідні процедури виявлення ефектів старіння та аналізи механізмів старіння, наведено в таблиці 3 звіту по ФБ-4 21.4.59.ОППБ.04 [30]. На момент проведення переоцінки безпеки всі результати погоджені у встановленому порядку, за винятком 4РДЭС-3, який у цей час проходить капітальний ремонт. Результати оцінки 4РДЭС-3 будуть погоджені до закінчення ППР-2018. Для найбільш важливих елементів ПУС у пунктах 2.3.5.1- 2.3.5.10 звіту по ФБ-4 21.4.59.ОППБ.04 [30] наведені загальні результати таких оцінок. Для інших елементів такі результати наведені у звітній документації зазначеної в таблиці 3 звіту по ФБ-4 21.4.59.ОППБ.04 [30]. Узагальнені відомості про потенційні й домінуючі механізми деградації для елементів енергоблоку, що потрапили в перелік елементів, які підлягають управлінню старінням, представлено в таблиці 4 звіту по ФБ-4 21.4.59.ОППБ.04 [30]. У таблиці 4 звіту по ФБ-4 21.4.59.ОППБ.04 [30] також представлені відомості про процедури управління старінням і результати оцінки ефективності та достатності таких процедур. При заповненні колонки «Оцінка достатності й ефективності заходів щодо УС» таблиці 4 використовувалася інформація з обґрунтовуючих матеріалів до рішень щодо продовження терміну експлуатації. Критерії та межі безпеки систем і елементів На ЗАЕС критерії та межі безпеки систем і елементів енергоблоку №4 встановлені в проектній документації, такий, як «Техническое обоснование безопасности. Блок №4 Запорожская АЭС» 21.4.70.ОБ.05, «Реакторная установка В-320. Техническое обоснование безопасности реакторной установки. 320.00.00.00.000Д61». Межі та умови безпечної експлуатації містить документ 04.ГТ.00.РГ.01-14 [107] розроблений на основі проектної й технічної документації. Проектні умови та межі безпечної експлуатації, у тому числі критичних елементів, наведені у звіті з фактору безпеки ФБ-1 21.4.59.ОППБ.01 [11] .Критерії, кількісні і якісні показники також наведені у відповідних звітах по оцінці технічного стану систем і елементів (із вказівкою джерела походження), посилання на які наведені у звіті по ФБ-4 21.4.59.ОППБ.04 [30]. Інформація, необхідна для оцінки деградації внаслідок старіння Інформація, необхідна для оцінки деградації внаслідок старіння представлена на ЗАЕС у проектній, експлуатаційній і ремонтній документації. При проведенні переоцінки безпеки виконаний аналіз наявності такої документації. Перелік документації наведений у Додатку А звіту по ФБ-4 21.4.59.ОППБ.04 [30].



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 96

Результати аналізу наявності проектної й експлуатаційної документації наведені у звітах по факторах безпеки ФБ-1 21.4.59.ОППБ.01 [11] і ФБ-11 21.3459.ОППБ.11 [142] ЗППБ. Також, на ЗАЕС введений модуль автоматизованої системи управління старінням елементів енергоблоків АЕС. У даній інформаційній системі збирається й зберігається інформація, що містить проектні дані, дані по конструюванню й виготовленню, дані по історії експлуатації та технічного обслуговування, результати контролю та науково-дослідних робіт, що також свідчить про наявність відповідної інформації. Опис модуля АСУС наведено в п.2.3.4 звіту по ФБ-4 21.4.59.ОППБ.04 [30]. Роботи з оцінки старіння здійснюються згідно з програмами оцінки технічного стану й перепризначення строку експлуатації елементів обладнання енергоблоку №4 ВП ЗАЕС.

2.4.2.6 Процедури оцінки деградації в результаті старіння. Для кожного елемента ПУС ЗАЕС встановлені процедури оцінки деградації в результаті старіння. Перелік таких процедур для кожного елемента наведено в таблиці 3 звіту по ФБ-4 21.4.59.ОППБ.04 [30]. У ході оцінки достатності процедур встановлено, що для елементів ПУС ЗАЕС в існуючих процедурах повною мірою забезпечується виконання вимог документа ПМ-Д.0.03.222-14 [28].

2.4.2.7 Оцінка існуючих способів і методів контролю, діагностики елементів. Результати оцінки існуючих способів і методів контролю, діагностики елементів, у тому числі перевірки й випробувань, наведені у звіті по ФБ-2 «Поточний стан систем, споруджень і елементів енергоблоку №4» 21.4.59.ОППБ.02 [21] т 1, розділ 2.3.3 «Опис існуючої систем випробуваннь, діагностики, контролю стану, контролю обладнання і елементів, важливих для безпеки» і розділ 2.3.4 «Виконання на АЕС обстежень, неруйнуючого та лабораторного контролю матеріалів та обробка отриманих результатів».

2.4.2.8 Ефективність програми технічного обслуговування та ремонтів для управління старінням елементів, які не підлягають заміні. При розгляді існуючих на ЗАЕС процедур для оцінки старіння було виявлено, що не для всіх елементів ПУС ЗАЕС ефективність існуючої програми технічного обслуговування та ремонтів достатньо для управління старінням. Для усунення такої невідповідності системно розроблялися програми виконання оцінок технічного стану для оцінки старіння з метою продовження строку експлуатації. Програми для кожного елемента ПУС наведено в таблиці 3 звіту по ФБ-4 21.4.59.ОППБ.04 [30].У своєму складі програми консолідують заходи щодо ТОтаР існуючі на ЗАЕС і додаткові заходи, необхідні всебічної оцінки старіння. Програми пройшли встановлену процедуру узгодження. Надалі для підтримки ефективності контролю старіння розроблені програми будуть регулярно виконуватися.



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 97

2.4.2.9 Заходи щодо контролю й ослабленню механізмів і ефектів старіння. Для елементів ПУС ЗАЕС виконуються заходи щодо контролю старіння. У таблиці 4 звіту по ФБ-4 21.4.59.ОППБ.04 [30] наведені процедури, що містять такі заходи й результати оцінки їх ефективності. Для елементів АЕС, по яких виявлений темп старіння обмежує прогнозований термін служби енергоблоку, розроблені заходи щодо ослаблення старіння. У таблиці 4 звіту по ФБ-4 21.4.59.ОППБ.04 [30] наведені процедури, що містять такі заходи. У ході оцінки заходів встановлено, що для елементів ПУС ЗАЕС розроблено достатньо заходів щодо контролю й ослаблення старіння.

2.4.2.10 Прогноз технічного стану систем і елементів, які обмежують строк експлуатації енергоблоку Для всіх елементів ПУС ЗАЕС виконано прогнозування технічного стану та визначений строк продовження експлуатації. Проектні значення ресурсних характеристик для цих елементів з урахуванням заміненого обладнання наведено в таблицях 1-3 звіту по ФБ-4 21.4.59.ОППБ.04 [30]. Строк продовження експлуатації наведено в таблиці 4 звіту по ФБ-4 21.4.59.ОППБ.04 [30].У розділі 2.3.5 звіту по ФБ-4 21.4.59.ОППБ.04 [30], наведені існуючі результати прогнозу зміни технічного стану критичних елементів енергоблоку № 4 ЗАЭС, наведених у розділі 2.3.3 «Переліки елементів, які підлягають управлінню старінням». Прогноз виконаний методом екстраполяції зміни параметра технічного стану, враховуючи його фактичне значення на момент оцінки технічного стану й швидкість зміни. Підставою для виконання прогнозу стали результати розрахунків залишкового ресурсу, наведені у звітах по оцінці технічного стану відповідних елементів (будівельних конструкцій) і отримані при оцінці зміни параметра елемента. Даний аналіз дозволяє виконати прогноз стану елемента у понадпроектний строк експлуатації енергоблоку, що відображеноо в розділі 2.3.5 звіту по ФБ-4 21.4.59.ОППБ.04 [30] для кожного елемента.

2.4.3 Узагальнюючі висновки з аналізу ФБ-4 «Старіння споруд, систем і елементів, важливих для безпеки»

Програма управління старінням елементів енергоблоків ВП ЗАЕС деталізує й доповнює ПМ-Д.0.03.222-14 [28] стосовно до ВП ЗАЕС. Положення ПУС базуються на вимогах діючої виробничої документації ВП ЗАЕС і повністю їм відповідають. ПУС ЗАЕС є основним керівним організаційно-технічним документом по продовженню строків експлуатації енергоблоків ВП ЗАЕС. Дані ПУС використовуються для оптимізації ремонту та технічного обслуговування елементів, реалізації програм їх модернізації і



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 98

реконструкції, для розробки експлуатаційних процедур, програм випробувань і вимірів. Ефективність застосовуваних методів і засобів контролю технічного стану елементів енергоблоку достатня для ідентифікації й своєчасного виявлення їх деградації. Заходи щодо управління старінням розроблені таким чином, щоб максимально використовувати дані, одержувані при виконанні у ВП ЗАЕС діяльності з технічного обслуговування та ремонту, експлуатації, кваліфікації обладнання, а також виконанню спеціальних програм на конкретних системам (елементах). У теж час, дані, одержувані в процесі управління старінням конкретних елементів енергоблоку, застосовуються для оптимізації процедур по їх технічному обслуговуванню, ремонту й моніторингу в процесі експлуатації, а також для обґрунтування безпеки при продовженні терміну служби енергоблоку. Плани-Графіки проведення робіт з управління старінням передбачають завершення робіт із продовження призначених ресурсних показників елементів до виробітку ними відповідного ресурсу або витікання термінів служби. Службою з управління надійністю, ресурсом і модернізації (СУНРМ) проводиться постійний аналіз дій з управління старінням з оцінкою їх ефективності, за результатами якого ухвалюються адекватні заходи для усунення недоліків і вдосконалення системи управління старінням елементів енергоблоку. На енергоблоці №4 ЗАЕС здійснюється постійний моніторинг процесів старіння, технічного стану, а також проводиться періодична їхня оцінка з метою визначення ефективності управління старінням і перепризначення ресурсу елементів енергоблоку, здійснюється постійний моніторинг процесів старіння кабелів. На основі виконаного аналізу встановлене, що фактичний стан системи управління старінням ЗАЕС відповідає нормативним вимогам до політики експлуатуючої організації з управління старінням, організації управління старінням і ресурсам для його здійснення. В ВП ЗАЕС впроваджена автоматизована інформаційна система управління старінням. Модуль розроблений у вигляді окремого програмного додатка, інтегрованого з переліками, довідниками й класифікаторами Української бази даних надійності обладнання АЕС (УБДН). У модулі АСУС і УБДН АЕС використовується єдина система класифікації, що забезпечує сумісність даних про обладнання різних АЕС і, таким чином, забезпечується можливість їх спільного використання. На підставі проведеного аналізу можна зробити висновок про те, що Програма управління старінням елементів енергоблоку №4 ВП ЗАЕС містить усі необхідні компоненти для управління старінням.



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 99

Ресурсні характеристики критичних елементів підтверджують можливість безпечної експлуатації енергоблоку протягом перепризначеного строку експлуатації. Інформація наведена у звіті по ФБ-4 21.4.59.ОППБ.04 [30]. У період продовженої експлуатації необхідно виконувати регулярні переоцінки безпеки з метою контролю системи управління старіння й одержання нових відомостей про старіння елементів енергоблоку. Існуюча програма управління старінням елементів, а також поточний стан їх ресурсних характеристик, підтверджують можливість безпечної експлуатації енергоблоку протягом перепризначеного терміну служби з обліком запланованих адміністративних і технічних заходів. За результатами оцінки фактора безпеки були визначені заходи щодо його поліпшення (викладено в розділі 4 таблиці 29 30), з наступних проблемних питань: Приведення ПУС енергоблоку №4 у відповідність за результатами робіт з ОТС ПСЕ. Уточнення формозміни вигородки (розпухання) з урахуванням уточнення результатів розігріву й визначення відповідних температур вигородки; уточнення крихкої міцності кріпильних деталей (реалізація заходу щодо управління старінням згідно з Рішенням 04.МР.YС.РШ.379-18 [220]). Враховуючи отримані результати прогнозування технічного стану з урахуванням старіння елементів, які обмежують строк експлуатації енергоблоку, наявність ефективної системи управління старінням елементів енергоблоку №4 ВП ЗАЕС і виконання розроблених за результатами переоцінки безпеки заходів, можлива безпечна експлуатація обладнання й споруджень енергоблоку №4 ВП ЗАЕС протягом перепризначеного терміну служби. Своєчасна реалізація запланованих заходів щодо управління старінням, якісне ТОтаР, випробування, перевірки елементів систем, підтримка й підвищення кваліфікації персоналу дозволяють безпечно експлуатувати енергоблок у понадпроектний строк до 04.04.2038 року.

2.5 Фактор безпеки №5 «Детерміністичний аналіз безпеки»

Оцінка даного фактору безпеки здійснюється за допомогою застосування методу інженерної оцінки на підставі змін, що відбулися за звітний період, і виконаного раніше ЗАБ.

Основним завданням аналізу фактору безпеки «Детерміністичний аналіз безпеки» є підтвердження того, що:

для поточного стану енергоблоку виконаний детерміністичний аналіз безпеки під час його нормальної експлуатації, порушень нормальної експлуатації та проектних аварій;

проаналізовані запроектні аварії і розроблені заходи з управління ними.



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 100

Докладний аналіз фактору безпеки розглянуто в документі ЗППБ Фактор безпеки №5. Детерміністичний аналіз безпеки. 21.4.59.ОППБ.05 [41].


Метод оцінки

Оцінка даного фактору безпеки здійснюється за допомогою застосування методу інженерної оцінки потенційного впливу змін, що відбулися за звітний період на результати виконаного раніше ЗАБ.

Критерії оцінки

Критерії оцінки при аналізі даного фактору безпеки ґрунтуються на вимогах щодо забезпечення цілісності основних бар'єрів безпеки (тобто, забезпечення умов охолодження паливних елементів, збереження цілісності паливної таблетки, обладнання/трубопроводів першого і другого контурів і герметичності захисної оболонки енергоблоку) і обмеження граничного виходу радіоактивних продуктів поділу в навколишнє середовище при порушеннях нормальної експлуатації і проектних аваріях.

Для забезпечення виконання основних принципів безпеки [3], що реалізуються при проектуванні АЕС і її систем з урахуванням вимог забезпечення ядерної безпеки, що пред'являються до реактора і систем РУ важливим для безпеки, і вимог до систем (пристроїв), що захищають обладнання і трубопроводи від перевищення тиску повинні виконуватися наступні вимоги:

активна зона і інші системи, що визначають умови її роботи, повинні бути спроектовані таким чином, щоб при нормальній експлуатації, порушеннях нормальної експлуатації і проектних аваріях виключалося перевищення встановлених меж пошкодження твелів, а саме:

- межа безпечної експлуатації за кількістю та характером дефектів твелів становить 1% твелів з дефектами типу газової нещільності і 0,1% твелів, для яких має місце прямий контакт теплоносія і ядерного палива;

- максимальна проектна межа пошкодження твелів по температурі оболонок твел не більше 1200°С, по локальній глибині окислення оболонок твелів не більше 18% від початкової товщини стінки, за часткою прореагувавшего цирконію не більше 1% від його маси в оболонках твел;

при проектних аваріях, пов'язаних з швидким збільшенням реактивності, питома порогова енергія руйнування твелів не повинна бути перевищена, і плавлення палива повинно бути виключено;



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 101

активна зона і всі елементи, що впливають на реактивність, повинні бути спроектовані таким чином, щоб будь-які зміни реактивності за рахунок органів управління реактивністю або ефектів реактивності при нормальній експлуатації, порушеннях нормальної експлуатації, а також при проектних аваріях не викликали неконтрольованого збільшення енерговиділення в активній зоні , яке призведе до пошкодження твелів, вище встановлених проектом меж;

робочі органи АЗ з урахуванням застрявання найбільш ефективного органу, повинні мати ефективність та швидкість, достатні для переведення активної зони в підкритичний стан і підтримання її в підкритичниому стані без пошкодження твелів понад встановлені проектом межі;

все обладнання і трубопроводи першого контуру повинні витримувати без руйнувань статичні і динамічні навантаження і температурні впливи, що виникають в будь-яких його вузлах і компонентах (з урахуванням дії захисних пристроїв і їх можливих відмов), при всіх врахованих проектом початкових подіях;

кількість запобіжних пристроїв, їх пропускна здатність, уставка на відкриття (закриття) повинні бути визначені проектною (конструкторської) організацією таким чином, щоб тиск в обладнанні і трубопроводі, що захищаються, при спрацьовуванні арматури запобіжних пристроїв не перевищував робочий на 15% (з урахуванням динаміки перехідних процесів в обладнанні та трубопроводах, динаміки і часу спрацьовування запобіжної арматури);

системи відводу тепла від ГО, з урахуванням принципу одиничної відмови, повинні запобігати підвищенню тиску і температури в ГО вище значень, встановлених в проекті АЕС;

системи безпеки повинні запобігати проектним аваріям і обмежувати їх наслідки за будь-якої з врахованих проектом вихідної події з накладенням одної, незалежної від вихідної події, відмови будь-якого з наступних елементів систем безпеки: активного елементу або пасивного елемента, що має механічні рухомі частини;

для проектних аварій, пов'язаних з виходом радіоактивних продуктів поділу та/або іонізуючого випромінювання, значення еквівалентних індивідуальних доз, розраховані при найгірших погодних умовах на межі санітарно-захисної зони і за її межами не повинні перевищувати встановлених меж;

від системи протиаварійного захисту потрібно виключення будь-якої можливості детермінованих ефектів у населення, які можуть проявитися внаслідок аварійних радіоактивних викидів.



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 102

У відповідності до вимог [6], ФБ «Детерміністичний аналіз безпеки» складається з наступних основних частин:

аналіз змін, які відбулися за звітний період;

аналіз експлуатаційних режимів;

аналіз проектних аварій;

аналіз запроектних аварій;

узагальнюючі висновки.

Метою аналізу важких аварій (АВА) є розгляд аварійних сценаріїв, які супроводжуються множинними відмовами елементів систем безпеки і призводять до важкого пошкодження ядерного палива. В результаті розгляду таких сценаріїв повинні бути розроблені стратегії управління важкими аваріями, що дозволяють досягти цілей, зазначених в «Программе работ по анализу тяжелых аварий и разработке Руководств по управлению тяжелыми авариями» ПМ-Д.0.41.491-09 [43]. Для вибору сценаріїв для АВА використовуються результати розробки ІАБ, АЗПА і СОАІ.

Обсяг робіт з аналізу важких аварій включає виконання аналітичних обґрунтувань і розробку матеріалів, що демонструють досягнення цілей управління важкими аваріями, зазначених в «Программе работ по анализу тяжелых аварий и разработке Руководств по управлению тяжелыми авариями» ПМ-Д.0.41.491-09 [43], а також розробку на цій основі керівництв з управління важкими аваріями (КУВА).

Згідно з ПМ-Д.0.41.491-09 [43] для типу РУ В-320 передбачено виконання АВА і впровадження КУВА в повному обсязі для пілотного енергоблоку №1 ЗАЕС з подальшою адаптацією на енергоблок №4. КУВА-1 узгоджені і введені в дію, КУВА-4 адаптовані з енергоблоку №1, узгоджені і введені в дію. Слід зазначити, що для енергоблоку №1 ЗАЕС на номінальному рівні потужності були розроблені і узгоджені з Держатомрегулювання аналіз уразливості енергоблоку [45] і аналітичне обгрунтування КУВА для номінального рівня потужності [46], стану зупинки і басейну витримки [47, 48]. Також узгоджені адаптовані на підставі [43] КУВА для номінального рівня потужності для непілотних енергоблоків №2-6 ЗАЕС (лист ДІЯРУ № 15-32/4-1/7536 від 24.11.2015) а також для стану зупину і басейну витримки енергоблоків №3-5 ЗАЕС (лист ДІЯРУ №15-32/4-1/8273 від 12.12.2016).



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 103


2.5.2.1 Аналіз змін за звітний період

Оцінка даного фактору безпеки здійснюється за допомогою застосування методу інженерної оцінки потенційного впливу змін, що відбулися за звітний період, на результати виконаних раніше АПА ЕР43-2008.363.ОД.2.2010 [203] і АЗПА 21.4.59.ОБ.03 [50]. У розробленому факторі безпеки ФБ-5 21.4.59.ОППБ.05 [41] представлений перелік змін на енергоблоці №4 ЗАЕС за 10 років з 2005р. до фіксованої дати 31.12.2015г., згідно з листом Держатомрегулювання №15-11/3-1244 від 24.02.2015. У 21.4.59.ОППБ.05 [41] представлений короткий аналіз впливу заходів на результати розрахункових сценаріїв, розроблених раніше в рамках АПА і АЗПА. Як показав аналіз модернізацій, виконані на енергоблоці №4 ЗАЕС заходи сприяли підвищенню рівня безпеки енергоблоку як за рахунок модернізації технологічних систем енергоблоку, так і за рахунок аварійної готовності персоналу в частині ідентифікації аварій і подальшої реалізації відповідних протиаварійних стратегій. При аналізі переліку змін, що сталися на енергоблоці за звітний період, було виявлено низку змін, які матимуть значний вплив на результати даного фактору безпеки, а саме:

заміна ПК КТ, що передбачає можливість виконання функцій захисту першого контуру від перевищення тиску в залежності від температури РУ (п.4.1 КПБ), тепловідведення від 1 контуру і забезпечення працездатності при витіканні пари, пароводяної суміші і води (п.5.1 КПБ);

заміна неущільнених стелажів для зберігання відпрацьованого ядерного палива в басейнах витримки на ущільнені стелажі;

модернізація системи САОЗ НТ для забезпечення можливості управління тиском на напорі при роботі насоса системи на 1-й контур;

заміна ЗК ПГ з кваліфікацією на пар, пароводяну суміш і воду, з функцією аварійного скидання тиску з ПГ.

Слід також зазначити, що на енергоблоці №4 ЗАЕС заплановані до впровадження наступні модернізації, які можуть вплинути на результати аналізу даного фактора безпеки, а саме:

забезпечення можливості введення в роботу системи продувки-підживлення в разі локалізації ГО і забезпечення автоматичного введення в роботу системи борного концентрату (ТВ10) в разі течії 1-го контуру;



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 104

розробка організаційно-технічних заходів з управління аварією при течії теплоносія з першого контуру в другий еквівалентним перетином Dу100;

впровадження системи контролю концентрації водню в ГО для запроектних аварій і заходів щодо її зниження. Заходи щодо примусового скидання тиску з ГО;

запобігання раннього байпасування ГО в результаті попадання розплавлених мас активної зони в канали іонізаційних камер АКНП. Зміна режиму експлуатації двері шахти реактора;

заходи при тривалому знеструмленні АЕС, що включають забезпечення підживлення і охолодження БВ, забезпечення аварійного електропостачання в умовах тривалого повного знеструмлення АЕС та ін.

2.5.2.2 Експлуатаційні режими

Відповідно до вимог НП 306.2.141-2008 [3] в якості умов безпечної експлуатації прийняті, встановлені в проектній та експлуатаційній документації умови за кількістю, характеристикам, станом працездатності і правилам технічного обслуговування і ремонту систем (елементів), важливих для безпеки, при яких забезпечується дотримання меж безпечної експлуатації енергоблоку АС. Умови безпечної експлуатації, встановлені для систем і устаткування, повинні контролюватися і дотримуватися у всіх станах і режимах роботи РУ, в яких Технологічним регламентом безпечної експлуатації [107] встановлено відповідні вимоги. Аналіз експлуатаційних режимів базується на результатах аналізів, виконаних раніше в ТОБ і ЗАБ, які при необхідності доопрацьовуються з урахуванням змін за звітний період в рамках аналізу фактора безпеки №5 «Детерміністичний аналіз безпеки». У чинній редакції ТОБ [42] енергоблоку №4 ЗАЕС глава 4 «Аналіз безпеки АЕС» не розроблялася з огляду на те, що замість цього розділу був розроблений розділ ЗАБ енергоблоку №4 ЗАЕС «Аналіз проектних аварій» ЕР43-2008.363.ОД.2.2010 [203] шляхом адаптації АПА енергоблоку №5 ЗАЕС, розробленого в рамках міжнародного проекту «Поглибленого аналізу безпеки для «пілотного» енергоблоку №5 ЗАЕС». У 21.4.59.ОППБ.05 [41] виконується адаптація АПА енергоблока №1, виконаного в рамках ЗППБ в повному обсязі для енергоблоку №4. Методика виконання адаптації описана в ЕР43-2008.363.ОД.2.2010 [41]. Метою аналізу проектних аварій є підтвердження виконання основних принципів безпеки, реалізованих в проекті АЕС, шляхом перевірки виконання проектних і нормативних критеріїв прийнятності на протязі протікання перехідних процесів, викликаних постульованими аваріями і порушеннями нормальної експлуатації. Методика аналізу ПА і ПНЕ



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 105

заснована на використанні консервативних припущень, а також у застосуванні детерміністичного підходу до вибору одиничної відмови, яка накладається, і логіки функціонування систем.

2.5.2.3 Аналіз відмінностей енергоблоків №1 і №4 ЗАЕС

Впровадження модернізацій в період часу від розробки АПА ЕР43-2008.363.ОД.2.2010 [203] до прийнятої для даного аналізу дати поточного стану енергоблоку №4 призвело до необхідності аналізу відмінностей між енергоблоками №1 і №4 з метою адаптації АПА енергоблоку №1, виконаного в рамках ЗППБ, для енергоблоку №4. Інженерний аналіз значущих відмінностей між енергоблоками №1 і №4 ЗАЕС виконано шляхом вивчення і порівняння проектної та експлуатаційної документації з урахуванням результатів робіт [44. Для пошуку та ідентифікації відмінностей вивчені матеріали ЗАБ, інструкції з експлуатації і технічний опис систем та обладнання, креслення і виконавчі схеми, альбоми захистів і блокувань. Аналіз значущих відмінностей виконувався з точки зору їх впливу на результати аналізу аварій з таких аспектів:

необхідність коригування розрахункових моделей (активної зони, ЯПВУ, ГО) пілотного енергоблоку (енергоблоку-прототипу);

необхідність зміни переліку ВП;

необхідність перегляду категорії ВП;

необхідність зміни критеріїв прийнятності;

результати аналізу груп ВП, на які зазначена відмінність може вплинути, а також вибір ВП-представників для розрахункового аналізу.

У таблиці 2.28 21.4.59.ОППБ.05 [41] представлений аналіз відмінностей енергоблоків №1 і №4 ЗАЕС. Виходячи з аналізу відмінностей, представленого в таблиці 2.28 21.4.59.ОППБ.05 [41], випливає, що конструкційних відмінностей між енергоблоками, що впливають на результати ДАБ, не виявлено, тому що:

перелік ВП, що розглядаються в АПА, вибирається на підставі раніше виконаного АПА для енергоблоку №4 [203], АПА энергоблоку №1 в рамках ЗППБ [53, 54, 60], вимог нормативних документів [52], [56] і рекомендацій МАГАТЕ. Необхідність зміни переліку ВП може виникнути тільки в разі внесення суттєвих змін до компонування енергоблоку, а саме відсутність (або наявність) додаткових елементів, відмови яких розглядаються в якості ВП. Таких відмінностей не виявлено, тому вплив на даний технічний елемент відсутній;

категорія ВП визначається на підставі частоти реалізації ВП і залежить від типу елемента, відмова якого розглядається в якості ВП. Тому



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 106

необхідність перегляду категорії ВП може виникнути в разі зміни типу елемента (з активного на пасивний або навпаки), відмова якого розглядаються в якості ВП. Таких відмінностей не виявлено, тому вплив на даний технічний елемент відсутній;

критерії прийнятності (наприклад: максимальна проектна межа пошкодження твелів і межа безпечної експлуатації) вибираються на підставі НТД, а їх чисельні значення (наприклад: максимальна температура палива, максимальна температура оболонки твел) - на підставі НТД і даних розробника (постачальника) обладнання (палива). Відмінностей в цій частині не виявлено, тому вплив на даний технічний елемент відсутній.

2.5.2.4 Аналіз проектних аварій

Аналіз проектних аварій є комплексним завданням, що включає інженерні аналізи і розрахунки з використанням комп'ютерних програм для оцінки наслідків порушень нормальної експлуатації та проектних аварій на детерміністичній основі. При проведенні аналізів використаний консервативний підхід, який забезпечує найбільш песимістичний перебіг кожної аналізованої вихідної події з урахуванням використання принципу «одиничної відмови», накладення знеструмлення систем нормального електропостачання енергоблоку та ін., які здатні чинити несприятливий вплив на перебіг процесу з точки зору розглянутих критеріїв прийнятності. Винятком із зазначеного підходу є група ВП з відмовою аварійного захисту реактора, при аналізі якої не використовується принцип одиничної відмови.

2.5.2.4.1 Результати АПА, виконаного в рамках розробки розділу ЗППБ

Виконано попередні якісні та кількісні аналізи з метою визначення найгірших початкових і граничних умов для кожної вихідної події по відношенню до кожного з критеріїв прийнятності. На цьому етапі визначено вплив знеструмлення енергоблоку і одиничної відмови на виконання критеріїв прийнятності. Сформовано розрахункові сценарії, консервативні по відношенню до одного або кількох критеріїв прийнятності. На підставі розрахункового аналізу сформованих сценаріїв визначені найбільш представницькі сценарії та критерії прийнятності для кожної ВП. У розробленому факторі безпеки ФБ-5 21.4.59.ОППБ.05[41] ЗППБ були враховані реконструкції і модернізації систем енергоблоку №4, реалізовані на момент завершення ППР-2015.

2.5.2.4.2 Групування і категоризація вихідних подій

Узагальнений перелік вихідних подій ПНЕ та ПА, розроблений на основі попереднього переліку ВП, представленого в керівному документі РД-95 [56], а також з урахуванням рекомендаційМАГАТЕ IAEA-EBP-WWER-



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 107

01[57], ISBN 92-0-115602-2 [58], IAEA-EBP-WWER-09 [59] і матеріалів 320.00.00.00.000Д61 [61] в частині опису розрахункових аналізів. Вихідні події були об'єднані в групи відповідно до наслідків для ЯПВУ, до яких вони призводять, а саме:

ВП при роботі енергоблоку на потужності: - збільшення тепловідводу через другий контур; - зменшення тепловідводу через другий контур; - зменшення витрати теплоносія першого контуру; - зміна реактивності і розподілу енерговиділення; - збільшення маси теплоносія першого контуру; - зменшення маси теплоносія першого контуру; - порушення нормальної експлуатації з відмовою аварійного захисту

реактора;

ВП при розхолоджуванні реакторної установки і на зупиненому енергоблоці: - зменшення запасу підкритичності активної зони реактора; - зменшення маси теплоносія першого контуру; - зменшення тепловідведення від активної зони реактора внаслідок

погіршення циркуляції теплоносія першого контуру; - зменшення тепловідведення від активної зони реактора внаслідок

відмов в обладнанні; - зменшення тепловідведення від активної зони реактора внаслідок

відмов в забезпечующих системах; - збільшення тиску («переопресовка») першого контуру;

ВП при поводженні зі свіжим і відпрацьованим паливом;

ВП при поводженні з радіоактивними відходами. Кожна вихідна подія, в залежності від очікуваної частоти ії виникнення, віднесена до однієї з двох категорій: порушення нормальної експлуатації або проектна аварія. Нижче наведені частотні критерії для категоризації ВП:

вихідна подія, яка може статися, принаймні, один раз за період експлуатації енергоблоку АЕС (частота виникнення ВП більше ніж 1,0·10-2 1/рік) відноситься до ПНЕ, згідно з НП 306.2.162-2010 [52] з урахуванням можливого продовження терміну експлуатації енергоблоку;

вихідна подія з частотою виникнення менше ніж 10-2 1/рік відноситься до ПА (до цієї категорії не належать вихідні події, очікувана частота



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 108

виникнення яких менше частоти 10-4 1/рік, тобто обмежується оціненим значенням ЧПАЗ).

Вихідні події з частотою виникнення 1.0·10-4 – 1.0·10-6 1/рік відносяться до запроектних аварій, згідно з РД-95 [56]. При розмежуванні переліків проектних і запроектних аварій були враховані особливості їх протікання з урахуванням відмінностей у підходах до аналізу проектних і запроектних аварій1, а також розбіжності в частотах реалізації ВП. Значення частот, представлених в таблицях: Таблиця 2.1, Таблиця 2.2, Таблиця 2.3, наведені у відповідності до результатів ІАБ для енергоблоку №4 ЗАЕС, а також згідно з даними МАГАТЕ RER/9/005-5/93 [62], IAEA-TECDOC-749 [63]. Вихідні події, для яких в існуючіх джерелах информації не визначені частоти виникнення, були віднесені до відповідних категорій на підставі даних, представлених в матеріалах МАГАТЕ IAEA-EBP-WWER-01 [57] та НП 306.2.141-2008 [3].

1 Для АПА використовується консервативний підхід при виборі початкових і граничних умов з накладенням однієї

окремої відмови обладнання в системах безпеки, а при аналізі запроектних аварій використовується реалістичний

підхід, що використовує додаткові в порівнянні з проектними аваріями відмови систем безпеки та іншого обладнання.

ДП НАЕК Звiт з періодичної переоцінки безпеки енергоблокiв № 3,4 ВП ЗАЕС. Комплексний аналiз безпеки енергоблоку №4

ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 109

Таблиця 2.1 Перелік відібраних для аналізу вихідних подій при роботі енергоблоку на потужності

Вихідна подія

Очікувана частота виникнення, 1/рік

Категорія Тип анализу Примітки МАГАТЕ

[62, 63] ЗАЕС-4

[64] 1 Збільшення тепловідводу через другий контур 1.1 Розрив паропроводу всередині ГО

1,11·10-2 9,28E-04 ПА Розрахунковий Категорія ВП встано-

влена відповідно до [57]

1.2 Разрив ГПК 1,0·10-3 — ПА Розрахунковий 1.3 Ненавмисне відкриття ШРУ-К 4,0·10-2 — ПНЕ Розрахунковий 1.4 Ненавмисне відкриття ШРУ-А (ЗК ПГ) 4,0·10-2 (ЗК ПГ)

2,22·10-2 (БРУ-А) 1,15E-02 ПНЕ Розрахунковий Категорія ВП встано-

влена відповідно до [57]

1.5 Порушення в системі живильної води, результатом яких є зниження температури живильної води — — ПНЕ Якісний

1.6 Порушення в роботі системи регулювання витрати живильної води, результатом яких є збільшення витрати живильної води в ПГ 2,8·10-1 — ПНЕ Якісний

1.7 Порушення в роботі системи регулювання тиску другого контуру, результатом яких є збільшення витрати пари на турбіну 8,4·10-1 — ПНЕ Якісний

2 Зменшення тепловідводу через другий контур 2.1 Розрив трубопроводу живильної води всередині ГО 1,0·10-4 9,74E-04 ПА Розрахунковий 2.2 Розрив колектора живильної води 5,0·10-3 — ПА Розрахунковий 2.3 Порушення в системі електропостачання власних потреб, результатом яких є втрата електропостачання споживачів змінного струму 1,0·10-2 2,53E-04 ПНЕ Розрахунковий

Категорія ВП встанов-лена відповідно до [52]

2.4 Ненавмисне закриття ШЗВК 8·10-2 1,15E-02 ПНЕ Розрахунковий 2.5 Втрата вакууму в конденсаторах турбіни 4,0·10-2 1,62E-02 ПНЕ Розрахунковий 2.6 Втрата витрати основної живильної води (відключення ТЖН) 2,4·10-1 4,75E-03 ПНЕ Розрахунковий 2.7 Втрата зовнішнього електричного навантаження турбогенератора 1,2·10-1 — ПНЕ Якісний 2.8 Порушення в системі живильної води, результатом яких є зменшення витрати живильної води 6,4·10-1 — ПНЕ Якісний

2.9 Ненавмисне закриття стопорних клапанів турбіни 1,2·10-1 — ПНЕ Якісний


ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 110




[62, 63] ЗАЕС-4

[64] 3 Зменшення витрат теплоносія через реактор

3.1 Відключення одного ГЦН — 6,7E-08 ПНЕ Розрахунковий 3.2 Відключення двох ГЦН 2,6·10-1 2,19E-08 ПНЕ Розрахунковий 3.3 Відключення чотирьох ГЦН

— 1,15E-02 ПНЕ Розрахунковий Категорія ВП встанов-лена відповідно до [56]

3.4 Обрив вала ГЦН 2,5·10-3 — ПА Розрахунковий

3.5 Заклинювання одного ГЦН 8,8·10-3 1,157E-02 ПА

Розрахунковий Категорія встановле-на відповідно до ре-комендацій МАГАТЕ

4 Зміна реактивності і розподілу енерговиділень

4.1 Викид органу регулювання СУЗ 2,0·10-2 — ПА Розрахунковий


4.2 Підключення петлі, що раніше не працювала — — ПНЕ Розрахунковий


4.3 Некерований витяг робочої групи ОР СУЗ 1,0·10-2 1,97Е-02 ПНЕ Розрахунковий


4.4 Некерований рух вгору, нерегламентне положення або падіння регу-люючого стержня робочої групи ОР СУЗ. Падіння регулюючого стержня робочої групи ОР СУЗ

— — ПНЕ ПА Розрахунковий


4.5 Порушення в роботі системи борного регулювання, результатом яких є зменшення концентрації борної кислоти в теплоносії першого контуру

— — ПНЕ Розрахунковий


4.6 Помилка при завантаженні активної зони, яка пов'язана з неправиль-ним розташуванням паливної касети

— — ПА Якісний



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 111




[62, 63] ЗАЕС-4

[64] 5 Збільшення маси теплоносія першого контуру

5.1 Порушення в системі продувки-підживлення, результатом яких є збі-льшення маси теплоносія першого контуру — — ПНЕ Розрахунковий


6 Зменшення маси теплоносія першого контуру

Великі течі теплоносія першого контуру (еквівалентний діаметр течі бі-льше ніж 90 мм)

6.1 Двосторонній розрив ГЦТ (Еквівалентний діаметр течії 2850 мм)

7,8·10-5 7,20E-05 ПА

Розрахунковий 6.2 Розрив сполучного трубопроводу КТ (еквівалентний діаметр течії 350 мм з боку ГЦТ, 346 мм з боку КТ) Розрахунковий

6.3 Розрив сполучного трубопроводу ГЄ САОЗ (еквівалентний діаметр течії 279 мм) Розрахунковий

6.4 Розрив трубопроводу вприскування КТ (еквівалентний діаметр течії 200 мм з боку ГЦТ, 181 мм з боку КТ мм) Розрахунковий

6.5 Розрив сполучного трубопроводу ІЗП КТ (еквівалентний діаметр течії 209 мм) Якісний

6.6 Розрив напірного трубопроводу САОЗ ВТ (еквівалентний діаметр те-чії 125 мм) Розрахунковий

6.7 Розрив трубопроводу системи продувки-підживлення (еквівалентний діаметр течії 100 мм) Розрахунковий

6.8 Середні течії теплоносія першого контуру (еквівалентний діаметр течії 50 ... 90 мм) — 3,52E-04 ПНЕ Розрахунковий


Малі течії теплоносія першого контуру (еквівалентний діаметр течії 11 ... 50 мм)

6.9 Малі течії першого контуру еквівалентним діаметром менше ніж 11 мм, компенсовані системою ТК 1,6·10-1 2,02E-02 ПНЕ Розрахунковий



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 112




[62, 63] ЗАЕС-4

[64] 6.10 Малі течії першого контуру, компенсовані САОЗ ВТ

— 2,45E-03 ПА Розрахунковий Категорія ВП встанов-лена відповідно до [52]

6.11 Малі некомпенсовані течії 1-го контуру (11<Dу<50мм) — 2,62E-03 ПА Розрахунковий


Течія теплоносія першого контуру за межі захисної оболонки 6.12 Розрив імпульсної трубки (еквівалентний діаметр течії 10 мм)

— — ПА Якісний Категорія ВП встанов-лена відповідно до [57]

6.13 Розрив трубопроводу виведення системи продувки-підживлення (ек-вівалентний діаметр течії 100 мм) — — ПА Якісний


Течя з першого контуру в другий 6.14 Відрив кришки колектора ПГ (еквівалентний діаметр течії 100мм) 2,0·10-3 3,85E-03 ПА Розрахунковий

6.15 Розрив теплообмінної трубки ПГ (еквівалентний діаметр течії 2х13мм) 5,0·10-3 2,08E-02 ПНЕ Розрахунковий


7 Порушення нормальної експлуатації з відмовою аварійного захисту реактора

7.1 Втрата вакууму в конденсаторах турбіни 4,0·10-2 - ПНЕ Розрахунковий


7.2 Втрата витрати живильної води (відключення ТЖН) 2,4·10-1 - ПНЕ Розрахунковий


7.3 Ненавмисне відкриття ЗК ПГ, ШРУ-А чи ШРУ-К 4,0·10-2 (ЗК ПГ и БРУ-К) 2,22·10-2 (БРУ-А)

- ПНЕ Розрахунковий Категорія ВП встанов-лена відповідно до [52]

7.4 Ненавмисне закриття ШЗВК 8·10-2 - ПНЕ Якісний



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 113




[62, 63] ЗАЕС-4

[64] 7.5 Зупинка турбіни

1,2·10-1 — ПНЕ Якісний Категорія ВП встанов-лена відповідно до [52]

7.6 Потеря внешней электрической нагрузки турбогенератора 1,2·10-1 — ПНЕ Якісний


Таблиця 2.2 Перелік відібраних для аналізу вихідних подій при розхолоджуванні реакторної установки і на зупиненому енергоблоці



[64] (Відповідає обра-ному для аналізу ЕС)

Категорія

Тип анализу

Примітки

1 Зменшення запасу підкритичності активної зони реактора

1.1 Зменшення концентрації борної кислоти в теплоносії першого конту-ру внаслідок порушень в роботі технологічних систем або відмови облад-нання

7,97·10-5 ПА Якісний

1.2 Некерований рух вгору робочої групи органів СУЗ в умовах підкри-тичного стану

3,15·10-4 ПНЕ Розрахунковий Категорія встановлена відпо-відно до рекомендацій МАГАТЕ

1.3 Ненавмисне включення в роботу зупиненого ГЦН 3,00E-04 ПНЕ Якісний 2 Зменшення маси теплоносія першого контуру

2.1 Розрив трубопроводу планового або ремонтного розхолоджування 3,20·10-6 ПА Розрахунковий

2.2 Течія першого контуру за межі ГО 4,00·10-6 ПА Розрахунковий

3 Збільшення тиску («переопресовування») першого контуру

3.1 Ненавмисне включення насосів САОЗ ВТ 5,01·10-6 ПА Якісний

3.2 Ненавмисне закриття арматури на трубопроводі продувки в системі продувки-підживлення першого контуру

Менш 3,3·10-2 ПА Розрахунковий


ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 114



[64] (Відповідає обра-ному для аналізу ЕС)

Категорія

Тип анализу

Примітки

3.3 Ненавмисне вприскування з ГЄ САОЗ Менш 3,3·10-2 ПА Якісний

3.4 Ненавмисне включення груп електронагрівачів КТ Менш 3,3·10-2 ПА Розрахунковий

4 Зменшення тепловідводу від активної зони реактора внаслідок погіршення циркуляції теплоносія першого контуру

4.1 Порушення циркуляції теплоносія внаслідок надлишкового дренуван-ня першого контуру

9,6·10-6 ПА Розрахунковий

5 Зменшення тепловідводу від активної зони реактора внаслідок відмов в забезпечуючих системах

5.1 Втрата електропостачання споживачів змінного струму 1·10-2 ПНЕ Якісний Категорія ВП встановлена відповідно до с [52]

5.2 Втрата охолоджуючої води в ПГ — ПА Якісний Дані по очікуваній частоті виникнення ВП відсутні

6 Зменшення тепловідводу від активної зони реактора внаслідок відмов в обладнанні

6.1 Відключення САОЗ НТ, що працює в режимі планового або ремонт-ного розхолоджування

1,16·10-3 ПНЕ Розрахунковий Категорія встановлена відпо-відно до рекомендацій МАГАТЕ

6.2 Втрата витрати техводи через теплообмінник САОЗ, що працює в ре-жимі планового або ремонтного розхолоджування

— ПНЕ Якісний Дані по очікуваній частоті виникнення ВП відсутні

Таблиця 2.3 - Перелік відібраних для аналізу вихідних подій при поводженні зі свіжим і відпрацьованим паливом та радіоактивними відходами

Вихідна подія Очікувана частота виникнення, 1/рік [64] (Відповідає обраному

для аналізу ЕС) Категрія Тип анализу Примітки

1 Порушення при поводженні зі свіжим і відпрацьованим паливом

1.1 Розрив трубопроводу системи охолодження БВ відпрацьовано-го палива Менш 3,3·10-2 ПА Розрахунковий Дані по очікуваній частоті виник-

нення ВП відсутні 1.2 Погіршення тепловідведення від БВ відпрацьованого палива внаслідок відключення насосів в системі охолодження БВ 5,32E-03

ПНЕ Розрахунковий Категорія встановлена відповідно

до рекомендацій МАГАТЕ


ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 115

Вихідна подія Очікувана частота виникнення, 1/рік [64] (Відповідає обраному

для аналізу ЕС) Категрія Тип анализу Примітки

1.3 Ненавмисне дренування БВ - ПА Якісний Дані по очікуваній частоті виник-нення ВП відсутні

1.4 Течія з БВ відпрацьованого палива 5,00E-03 ПА Якісний

1.5 Падіння касети відпрацьованого палива в реактор на активну зону і на головки касет в БВ відпрацьованого палива Менш 3,3·10-2 ПА Розрахунковий Дані по очікуваній частоті виник-

нення ВП відсутні

1.6 Падіння чохла зі свіжими касетами в БВ відпрацьованого пали-ва і випадання касет з чохла Менш 3,3·10-2 ПА Якісний Дані по очікуваній частоті виник-


1.7 Падіння гідрозатвору в БВ відпрацьованого палива Менш 3,3·10-2 ПА Розрахунковий Дані по очікуваній частоті виник-нення ВП відсутні

1.8 Пошкодження паливної збірки перевантажувальної машини Менш 3,3·10-2 ПА Якісний Дані по очікуваній частоті виник-нення ВП відсутні

1.9 Падіння контейнера з відпрацьованим паливом Менш 3,3·10-2 ПА Якісний Дані по очікуваній частоті виник-нення ВП відсутні

1.10 Падіння пенала в БВ Менш 3,3·10-2 ПА Якісний Дані по очікуваній частоті виник-нення ВП відсутні

2 Порушення при поводженні з радіоактивними відходами

2.1 Розрив трубопроводу подачі технологічних сдувок на очистку в системі технологічних сдувок реакторного відділення Більш 3,3·10-2

ПНЕ Розрахунковий Дані по очікуваній частоті виник-


2.2 Розрив трубопроводу в системі азоту і газових сдувок Більш 3,3·10-2 ПНЕ Якісний Дані по очікуваній частоті виник-


2.3 Порушення цілісності бака кубового залишку ємністю 200 м3 в системі рідких радіоактивних відходів Більш 3,3·10-2

ПНЕ Розрахунковий Дані по очікуваній частоті виник-


2.4 Розрив трубопроводу подачі кубового залишку від випарних установок СВО-3 і СВО-7 Більш 3,3·10-2

ПНЕ Якісний Дані по очікуваній частоті виник-




ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 116

2.5.2.4.3 Критерії прийнятності

Виходячи з категорії вихідної події, очікуваних наслідків і ступеня впливу його на елементи і обладнання РУ, для кожної ВП встановлюються критерії прийнятності, що дозволяють оцінити виконання основних принципів безпеки, що реалізуються при проектуванні і експлуатації АЕС. Основні групи критеріїв прийнятності формулюються для умов охолодження паливних елементів, збереження цілісності обладнання/трубопроводів першого і другого контурів, збереження герметичності захисної оболонки енергоблоку та кількості виходу радіоактивних продуктів розподілу за межі ГО. При застосуванні критеріїв прийнятності для ПНЕ та ПА виходять з наступного положення: тільки ті ВП, які характеризуються найменш очікуваною частотою виникнення, можуть мати найважчі наслідки. Найбільш жорсткі вимоги (з боку критеріїв прийнятності) повинні пред'являтися до вихідних подій, які мають високу і середню частоту виникнення.

По відношенню до умов охолодження твел і збереженню їх цілісності діючими нормами ЯРБ встановлені наступні межі пошкодження твелів: 1 експлуатаційна межа за кількістю і величиною дефектів твел: кількість твел з дефектами типу газової нещільності не більше 0.2%; кількість твел, для яких має місце прямий контакт теплоносія і ядерного

палива, не більше 0,02%; 2 межа безпечної експлуатації за кількістю та величиною дефектів твел: кількість твел з дефектами типу газової нещільності не більше 1%; кількість твел, для яких має місце прямий контакт теплоносія і ядерного

палива, не більше 0,1%; 3 максимальна проектна межа пошкодження твел: температура оболонок твел не більше 1200 °С; локальна глибина окислення оболонок твел не більше 18% від початкової

товщини оболонки; частка прореагованого цирконію не більше 1% його маси в оболонках

твел. Для виконання вище перелічених вимог, нижче наводяться критерії прийнятності, що використовуються при проведенні аналізу порушень нормальної експлуатації та проектних аварій:

максимальна температура палива в будь-якій точці паливного елемента не повинна перевищувати температуру плавлення UO2 (2840С для свіжого та 2570С для вигорівшого палива) [61, Табл. 42.100]. Температура плавління для палива UO2 +5 % мас. Gd2O3 складає 2405С [61, п.3]. Для ВП, не пов'язаних з вивільненням позитивної реактивності, критерії неперевищення межі безпечної експлуатації (за кількістю і величиною дефектів твел) і максимальної проектної межі (по температурі і ступеню окислення оболонок твелів) є більш жорсткими. Отже, для таких ВП критерій по температурі



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 117

палива задовольняється, якщо не порушуються критерії неперевищення меж безпечної експлуатації та максимальної проектної межі;

максимальна радіально усереднена ентальпія палива не повинна перевищувати 963 кДж/кг (230 ккал/кг) для свіжого і 840 кДж/кг (200 ккал/кг) для вигорілого палива в будь-якій точці вздовж осі твел IAEA-EBP-WWER-01[57]. Цей критерій прийнятності використовується при аналізі порушень нормальної експлуатації та проектних аварій, пов'язаних з швидким вивільненням позитивної реактивності;

не повинна перевищуватися межа безпечної експлуатації твелів: кількість твел з дефектами типу газової нещільності не більше 1%; кількість твел, для яких має місце прямий контакт теплоносія і ядерного палива, не більше 0.1%. Цей критерій застосовується для ПНЕ. Для оцінки виконання зазначеного критерію коефіцієнт запасу до кризи теплообміну в активній зоні повинен бути не менше 1,0 при довірчої ймовірності не менше 95%;

не повинна перевищуватися максимальна проектна межа пошкодження твелів: температура оболонок твелів не більше 1200 °С; локальна глибина окислення оболонок твелів не більше 18% від початкової товщини стінки; частка прореагованого цирконію не більше 1% від його маси в оболонках твел. Цей критерій застосовується для проектних аварій і ПНЕ з відмовою аварійного захисту;

для збереження цілісності меж тиску першого контуру РУ абсолютний тиск в обладнанні та трубопроводах першого контуру не повинен перевищувати робочий більш як на 15%, з урахуванням динаміки перехідних процесів і часу спрацьовування запобіжної арматури ([23], п.6.2.2). Відповідно [61, табл.3.2.1.1.1], робочий тиск для першого контуру складає 180 кгс/см2 (17,65 МПа) (абс.);

для збереження цілісності меж тиску другого контуру РУ абсолютний тиск в обладнанні та трубопроводах другого контуру не повинен перевищувати робочий більш як на 15%, з урахуванням динаміки перехідних процесів і часу спрацьовування запобіжної арматури ([23], п.6.2.2). Відповідно [61, табл.3.2.13.1], робочий тиск для парогенераторів і головних паропроводів становить 80 кгс/см2 (7,85 МПа) (абс.);

тиск середовища в приміщеннях гермооб'єму не повинен перевищувати 5 кгс/см2 (0,49 МПа) [42, Глава 1, п. 1.1];

температура середовища в приміщеннях гермооб'єму не повинна перевищувати 150 С [42, Глава 1, п. 1.1];

рівні доз відповідно до ГГН 6.6.1-6.5.001-98 [15], що відносяться до двотижневого, з моменту початку аварії, опромінення дітей, чисельно дорівнюють рівням безумовної виправданості для обмеженого



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 118

перебування дітей на відкритому повітрі для найбільш несприятливих умов поширення викиду в навколишнє середовище, не повинні перевищувати: - 10 мЗв для опромінення всього тіла; - 100 мГр для опромінення щитовидної залози; - 300 мГр для опромінення шкіри;

при порушеннях нормальної експлуатації ефективні дози опромінення населення за межами санітарно-захисної зони не повинні перевищувати 40 мкЗв СОУ НАЕК 023:2014 [181];

для перехідних процесів в режимі зупинки на ремонт і перевантаження повинно бути попереджено кипіння теплоносія в реакторі - температура теплоносія в реакторі не повинна перевищувати температуру кипіння теплоносія при атмосферному тиску (100 С);

для виключення неприпустимого збільшення тиску (переопресовування) в обладнанні та трубопроводах першого контуру не повинно перевищувати значення допустимого тиску при розігріві і розхолоджуванні енергоблоку. Тиск першого контуру не повинен перевищувати 35 кгс/см2 (3,43 МПа) (абс.) При температурі теплоносія менше 130 С, [61, п.5.2.2.1.2];

при зберіганні і транспортно-технологічних операціях з паливом не повинна перевищуватися експлуатаційна межа по максимальній температурі оболонок твел: температура оболонок твелів не більше 350 С [61]. Цей критерій використовується для ВП, пов'язаних з втратою теплоносія БВ;

при аналізі ядерної безпеки при поводженні з паливом і РАВ критерієм прийнятності є підтримка системи в підкритичному стані з урахуванням всіх можливих технологічних і розрахункових допусків і похибок [65]. Необхідний і достатній рівень підкритичності полягає в підтримці величини ефективного коефіцієнта розмноження нейтронів не вище 0,95 при нормальній експлуатації і при проектних аваріях [65]. Таким чином, критерій ядерної безпеки (Кеф≤0,95) використовується в якості єдиного критерію прийнятності для аналізу всіх розглянутих ВП, незалежно від їх категорії;

в якості критеріїв прийнятності за напрямом «міцність конструкцій» приймається недосягнення об'єктом (оболонкою твел) граничного стану, при якому його подальша експлуатація неможлива / недопустима, а саме: короткочасне руйнування (в'язке - на початку експлуатації касети і крихке в кінці), охоплення пластичною деформацією всього перерізу твел, втрата стійкості (відповідно до п. 1.2.1 ПНАЕ Г-7-002-86), а також досягнення граничної деформації. В якості основних характеристик матеріалів, що використовуються при визначенні ступеня руйнування/пошкодження оболонок твел прийняті - межа міцності ( В ) і межа текучості ( 2,0 ). На підставі результатів



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 119

кількісної оцінки (розрахункового аналізу) виконується порівняння розрахункового рівня напружень оболонки твел з граничними напруженнями (межею текучості і межею міцності матеріалу оболонки твел).

Виконання радіаційних критеріїв прийнятності перевіряється розрахунковим шляхом тільки для тих проектних аварій і груп ПНЕ та ПА, які пов'язані зі значним викидом теплоносія за межі проммайданчика: для течій першого контуру (група ВП «Зменшення запасу теплоносія першого контуру») і для ВП «Розрив ГПК за межами гермооб'єму», який відноситься до групи ПВ «Збільшення тепловідводу через другий контур». При цьому для детального аналізу відбираються аварії-представники, які характеризуються найбільшим викидом радіоактивних матеріалів за межі ЯПВУ і локалізуючих систем безпеки.

2.5.2.4.4 Результати аналізів

2.5.2.4.4.1 Узагальнені результати АПА на номінальному рівні потужності

В даному розділі наведені результати аналізу вихідних подій на номінальному рівні потужності. Докладні результати аналізу проектних аварій при роботі енергоблоку на потужності представлені в 21.1.59.ЗППБ.05.01.1[53]. При роботі РУ на потужності розглядаються наступні групи ВП:

збільшення тепловідведення через другий контур;

зменшення тепловідводу через другий контур;

зменшення витрати теплоносія через реактор;

зміна реактивності і розподілу енерговиділень;

збільшення маси теплоносія першого контуру;

зменшення маси теплоносія першого контуру;

порушення нормальної експлуатації з відмовою аварійного захисту реактора.

Основною метою виконання розрахункових і якісних детерміністичних аналізів безпеки є перевірка виконання прийнятих критеріїв прийнятності, що в кінцевому підсумку повинно свідчити про відповідність проекту аналізованого енергоблоку вимогам нормативно-технічної документації. Для досягнення зазначених цілей був застосований наступний підхід до аналізу всіх ВП. В першу чергу, виконуються попередні розрахунки з метою визначення найгірших початкових і граничних умов для кожної вихідної події по відношенню до кожного з критеріїв прийнятності. На цьому етапі визначаться вплив знеструмлення енергоблоку і одиничної відмови на виконання критеріїв прийнятності. Потім формуються розрахункові сценарії, консервативні по відношенню до одного або кількох критеріїв прийнятності. На підставі розрахункового аналізу сформованих



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 120

сценаріїв визначаються найбільш представницькі сценарії та критерії прийнятності для кожного ВП. Детальний аналіз кожної вихідної події по відношенню до обраних представницьким критеріям прийнятності наводиться в звіті 21.4.59.ЗППБ.05 [41]. За результатами проведеного аналізу визначена найгірша вихідна подія по відношенню до кожного з розглянутих критеріїв прийнятності. Вихідна подія «Викид органу регулювання на мінімально-контрольованому рівні потужності» групи «Зміна реактивності і розподілу енерговиділень» призводить до найгірших наслідків по відношенню до критерію прийнятності по температурі палива (2840 °С для свіжого і 2570 °С для вигорілого палива). Максимальна температура палива складає 2326 ºС для твела і 2145 ºС для твега. Для всіх ВП, де використовується критерій за запасом до кризи теплообміну, мінімальне значення коефіцієнта запасу до кризи теплообміну не опускалося нижче граничного значення. Було встановлено, що до найбільш тяжких наслідків щодо критерію за запасом до кризи теплообміну призводить ВП «Некероване вилучення групи органів регулювання». Мінімальне значення коефіцієнта склало 1,51. Для всіх ВП, де використовується критерій по температурі оболонок твел, максимальна температура зовнішньої поверхні оболонок твел не перевищила 1200°C. Згідно з результатами розрахунків, найбільш несприятливі наслідки з точки зору температури оболонок твел виникають при ВП «Двосторонній розрив ГЦТ» групи «Зменшення маси теплоносія першого контуру». Максимальна температура оболонки найбільш навантаженого твел склала 1170,7 °С. Таким чином, максимальна проектна межа пошкодження твелів для даної вихідної події не порушується. Для всіх ВП, для яких критерієм прийнятності служить тиск в першому контурі, максимальний тиск в першому контурі енергоблоку не перевищувало 115% від робочого значення (206 кгс/см2). Найбільше значення тиску в першому контурі було досягнуто в вихідній події «Втрата вакууму в конденсаторі турбіни» групи «Зменшення тепловідводу через другий контур». Це значення склало 204,95 кгс / см2. Для всіх ВП, для яких критерієм прийнятності служить тиск у другому контурі, максимальний тиск в обладнанні та системі паропроводів енергоблока не перевищував 115% від робочого значення (91 кгс/см2). З точки зору тиску в другому контурі найбільш обмежуючими є події «Ненавмисне закриття ШЗВК» групи «Зменшення тепловідводу через другий контур». Значення тиску досягло величини 89,07 кгс/см2. Оцінка аварійних викидів за межі гермооб'єму виконана для граничних випадків, якими є аварії з двостороннім розривом ГЦТ і з відривом кришки колектора ПГ при заклинюванні в відкритому положенні контрольного ПК ПГ на аварійному ПГ. У підсумку для всіх ПА, які призводять до викиду радіоактивних речовин в навколишнє середовище (всі течії теплоносія



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 121

першого контуру і аварії пов'язані із витіканням теплоносія другого контуру за межі ГО), підтверджено виконання дозових критеріїв. З точки зору радіологічних наслідків розглянутих визначальних аварій отримані нижченаведені результати. При прийнятих передумовах, для аварії з розривом ГЦТ, максимальна ефективна доза опромінення всього тіла не перевищує 6,51 мЗв, доза опромінення щитовидної залози 1,43 мГр, а доза на відкриті ділянки шкіри – 3.29·10-2 мГр. При прийнятих передумовах, для аварії з відривом кришки колектора ПГ, максимальна ефективна доза опромінення всього тіла не перевищує 3 мЗв, доза опромінення щитовидної залози 7,9 мГр, а доза на відкриті ділянки шкіри – 3,75·10-2 мГр. Зазначений в [53] консерватизм дозволяє очікувати, що реальні дозові навантаження при розглянутих аваріях будуть значно менше розрахункових. Виконання критеріїв прийнятності за умовами в ГО перевірено розрахунковим шляхом для тих ВП, які пов'язані зі значним викидом теплоносія (маси і енергії) в приміщення ГО:

для ВП «Двосторонній розрив ГЦТ» , який відноситься до групи ВП «Зменшення запасу теплоносія першого контуру»;

для ВП «Розрив паропроводу», який відноситься до групи ВП «Збільшення тепловідводу через другий контур»;

для ВП «Розрив трубопроводу живильної води», який відноситься до групи ВП «Зменшення тепловідводу через другий контур».

У всіх випадках прийняті критерії прийнятності не порушуються. 2.5.2.4.4.2 Узагальнені результати аналізу проектних аварій в умовах зупинки енергоблоку

В даному розділі наведені результати аналізу вихідних подій на зниженому рівні потужності та в стані зупинки енергоблоку. Докладні результати аналізу проектних аварій при роботі в умовах зупинки енергоблоку представлені в 21.1.59.ЗППБ.05.01.2[54]. В рамках аналізу проектних аварій при роботі РУ на зниженому рівні потужності та в стані зупинки проаналізовані наступні групи ПНЕ та ПА:

зменшення запасу підкритичності активної зони реактора;

зменшення маси теплоносія першого контуру;

зменшення тепловідводу від активної зони реактора внаслідок погіршення циркуляції теплоносія першого контуру;

зменшення тепловідводу від активної зони реактора внаслідок відмов в забезпечуючих системах;



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 122

зменшення тепловідводу від активної зони реактора внаслідок відмов в обладнанні;

збільшення тиску («переопресування») першого контуру. Нижче сформульовані результати проведеного аналізу з точки зору визначення найгіршої вихідної події по відношенню до кожного з розглянутих критеріїв прийнятності. Вихідна подія «Зменшення концентрації борної кислоти в теплоносії першого контуру внаслідок введення дистиляту системою підживлення» групи «Зменшення запасу підкритичності активної зони реактора» призводить до найгірших наслідків з точки зору забезпечення підкритичності активної зони реактора в умовах зупинки. Однак при найгірших умовах час розведення бору становить понад годину. Для всіх ВП, для яких використовується в якості критерію максимальна проектна межа пошкодження твелів (тобто ПА, які належать до груп «Зменшення маси теплоносія першого контуру», «Зменшення тепловідводу від активної зони реактора внаслідок відмови забезпечуючих систем», «Зменшення тепловідводу від активної зони реактора внаслідок відмови обладнання» і «Зменшення тепловідводу від активної зони реактора внаслідок погіршення циркуляції теплоносія»), максимальна температура зовнішньої поверхні оболонок твел не перевищила 1200 °C. Для всіх ВП, де використовується критерій по температурі теплоносія в активній зоні (тобто ПНЕ, які пов'язані з погіршенням тепловідводу від першого контуру при розущільненому реакторі), максимальна температура теплоносія в активній зоні не перевищила 100°C. Згідно з результатами розрахунків, найбільш несприятливі наслідки за даним критерієм виникають при ВП «Відключення насоса САОЗ НТ, що працює в режимі планового або ремонтного розхолоджування» або ВП «Втрата електропостачання споживачів змінного струму». Максимальна температура теплоносія на виході з реактора склала 90,2 °С. Таким чином, критерій по температурі теплоносія в активній зоні для даної вихідної події не порушується за умови втручання оперативного персоналу. Для всіх ВП з групи «Збільшення тиску («переопресування») першого контуру» забезпечується критерій прийнятності щодо недопущення «холодного» опресовування першого контуру. ВП «Ненавмисне включення груп електронагрівачів КТ» з даної групи призводить до найбільшого зростання тиску при мінімальній температурі, максимальний тиск в першому контурі становить 34,83 кгс/см2. Оцінка аварійних викидів за межі гермооб'єму виконана для граничного випадку, яким є аварія з розривом трубопроводу планового або ремонтного розхолоджування. У підсумку для всіх ПА, які призводять до викиду радіоактивних речовин в навколишнє середовище, підтверджено виконання дозових критеріїв. З точки зору радіологічних наслідків розглянутих визначальних аварій отримані наступні результати. При прийнятих передумовах, для аварії з



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 123

розривом трубопроводу планового або ремонтного розхолоджування максимальна ефективна доза опромінення всього тіла не перевищує 3,27 мЗв, доза опромінення щитовидної залози 2,85 мГр, а доза на відкриті ділянки шкіри - 1,2×10-2 мГр. Зазначений в [54] консерватизм дозволяє очікувати, що реальні дозові навантаження при розглянутих аваріях будуть значно менше розрахункових. Результати виконаних розрахунків при роботі РУ на зниженому рівні потужності та в стані зупинки показали, що протягом перехідних режимів, викликаних аналізованими вихідними подіями, порушень прийнятих критеріїв прийнятності не відбувається, тобто, виконуються основні принципи безпеки, реалізовані в проекті АЕС.

2.5.2.4.4.3 Результати аналізу проектних аварій при поводженні з паливом і радіоактивними відходами

В даному розділі наведені результати аналізу вихідних подій при поводженні зі свіжим і відпрацьованим паливом та РАВ. Докладні результати аналізу проектних аварій при поводженні з паливом і РАВ представлені в 21.1.59.ЗППБ.05.01.3[60]. Нижче, для кожної групи вихідних подій, коротко представлені найбільш консервативні результати розрахункових аналізів. До вихідних подій, пов'язаних з порушенням при поводженні зі свіжим і відпрацьованим паливом відносяться:

розрив трубопроводу системи охолодження БВ;

погіршення тепловідводу від БВ внаслідок відключення насосів в системі охолодження БВ;

ненавмисне дренування БВ внаслідок відмови системи контролю рівня води;

течія облицювання БВ;

падіння касети відпрацьованого палива в реактор на активну зону або на головки касет в БВ;

падіння чохла зі свіжими касетами і випадання касет з чохла;

падіння гідрозатвору в БВ;

пошкодження паливної збірки перевантажувальної машиною;

падіння контейнера ТК-13 з відпрацьованим паливом;

падіння пенала в БВ. Для всіх ВП, де використовується критерій по температурі оболонок твел, максимальна температура зовнішньої поверхні оболонок твел не перевищила 350 °C. Згідно з результатами розрахунків, найбільш несприятливі наслідки з точки зору температури оболонок твел виникають



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 124

при ВП «Розрив трубопроводу системи охолодження БВ». Максимальна температура оболонки найбільш навантаженого твела склала 110,5 °С. Таким чином, експлуатаційний межа пошкодження твелів для даної вихідної події не порушується. Критерій прийнятності по температурі теплоносія в басейні витримки розглядався тільки для ВП «Погіршення тепловідводу від БВ внаслідок відключення насосів в системі охолодження БВ». Розрахунки показують, що при консервативному розгляді даної ВП, за 30 хв перехідного процесу максимальна температура теплоносія на виході з БВ становить 98,9 °С. По відношенню до критерію прийнятності за напрямом «міцність конструкцій» виконані аналізи для ВП:

падіння касети відпрацьованого палива в реактор на активну зону або на головки касет в БВ;

падіння чохла зі свіжими касетами і випадання касет з чохла;

падіння гідрозатвору в БВ;

пошкодження паливної збірки перевантажувальної машиною;

падіння контейнера ТК-13 з відпрацьованим паливом;

падіння пенала в БВ. Через порушення даного критерію для ВП «Падіння касети відпрацьованого палива в реактор на активну зону або на головки касет в БВ» та ВП «Падіння гідрозатвору в БВ» були виконані аналізи даних вихідних подій по відношенню до ядерної безпеки та радіаційних наслідків. Для інших ВП критерій «міцність конструкцій» не порушується, тому подальших аналізів виконувати не потрібно. Для всіх ВП критерій прийнятності з ядерної безпеки не порушується, підтримується величина ефективного коефіцієнта розмноження нейтронів не вище 0,95. Слід зазначити, що критичним параметром для забезпечення ядерної безпеки відсіку TG21B03 є наявність у воді БВ борної кислоти з концентрацією не менше 12,5 г/кг. Для забезпечення моніторингу концентрації борної кислоти передбачена реалізація заходу № 13503 «Організація нових місць контролю концентрації бору-10 в системах, пов'язаних з 1-м контуром» [17], що дозволяє вчасно виявити зниження концентрації борної кислоти. Додатково, в якості компенсуючого заходу, на енергоблоках №1-5 ЗАЕС діє заборона на використання неущільнених стелажів БВ при аварійнійному вивантаженні активної зони. Для всіх ВП критерій прийнятності по дозовим критеріям не порушується:

максимальна ефективна доза опромінення всього тіла за рахунок зовнішнього та внутрішнього опромінення становить 6,88 мЗв для ВП «Падіння гідрозатвору в БВ»;



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 125

максимальна еквівалентна доза опромінення щитовидної залози складає 18,5 мГр для ВП «Падіння гідрозатвору в БВ»;

максимальна еквівалентна доза на відкриті ділянки шкіри становить 133 мГр для ВП «Падіння гідрозатвору в БВ».

До вихідних подій, пов'язаних з порушеннями в технологічних системах при поводженні з радіоактивними відходами, відносяться:

розрив трубопроводу подачі технологічних сдувок на очистку в системі технологічних сдувок реакторного відділення;

розрив трубопроводу в системі азоту і газових сдувок;

порушення цілісності бака кубового залишку ємністю 200 м3 в системі рідких радіоактивних відходів;

розрив трубопроводу подачі кубового залишку від випарних установок СВО-3 і СВО-7.

В даному розділі були розглянуті максимальні, з точки зору радіаційних наслідків, аварії в системах поводження з радіоактивними відходами ЗАЕС. За результатами проведеного аналізу можна зробити висновок, що в результаті виникнення розглянутих представницьких аварій, викид радіоактивних речовин у навколишнє середовище не перевищить гранично допустимих значень для ЗАЕС. Не перевищення гранично допустимих рівнів скидання радіоактивних речовин в навколишнє середовище гарантує не перевищення доз опромінення населення, яке проживає в зоні спостереження.

2.5.2.4.4.4 Падіння касети відпрацьованого палива в реактор на активну зону або головки касет в БВ

Для даної вихідної події розглядаються ситуації, які можуть виникнути під час проведення транспортно-технологічних операцій з перевантаження палива в активній зоні реактора під час ППР, пов'язані з виникненням відмов обладнання системи перевантаження палива або помилкових дій персоналу, і як наслідок, падінням касети в реактор на активну зону або на головки касет в БВ. При цьому можливі наступні аварійні ситуації:

падіння касети відпрацьованого палива в реактор на активну зону;

падіння свіжої касети в реактор на активну зону;

падіння касети відпрацьованого палива в БВ (на стелажі або головки ка-сет в БВ).

Очікувана частота виникнення даної ВП – менш 3.310-2 1/рік.

На підставі результатів виконаного якісного і кількісного аналізу встановлено, що найгіршими з точки зору ушкоджень касети, є сценарії, пов'язані з падінням свіжої і відпрацьованої збірки в реактор на активну зону з висоти транспортного положення штанги перевантажувальної машини (висота падіння становить 10,5 м). При падінні, касета отримує значні



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 126

пошкодження, що призводить до розгерметизації оболонок твел з повним виходом газів і висипання обмеженої кількості палива за межі оболонок твел (в найгіршому випадку 20-25% для ТВЗА і 25-30% для ТВЗ-М).

Радіаційні розрахунки Для найбільш консервативного варіанту ефективна доза опромінення всього тіла за рахунок зовнішнього та внутрішнього опромінення і еквівалентні дози опромінення щитовидної залози і відкритих частин шкіри складуть:

ефективна доза опромінення всього тіла 3.44 мЗв; еквівалентна доза опромінення щитовидної залози 9.2510-3 Гр; еквівалентна доза на відкриті ділянки шкіри 6.6310-2 Гр. Таким чином, критерії прийнятності виконуються.

2.5.2.4.4.5 Порушення цілісності бака кубового залишку ємністю 200 м3 в системі РРВ

З отриманих результатів розрахунків радіаційних наслідків аварії пов'язаної з розущільненням бака РРВ в приміщенні спецкорпусу можна зробити наступні висновки:

доза опромінення ЗЩ дітей, дорівнює 5.94 мГр, що менше нижньої межі виправданості застосування контрзаходів (20 мЗв);

доза опромінення шкірних покривів за перші два тижні після аварії 1.63×10-3 мЗв, що менше мінімального рівня нижньої межі виправданості застосування контрзаходів (100 мЗв);

доза опромінення всього тіла за перші два тижні після аварії склала 1.16×10-1 мЗв, що не перевищує нижньої межі виправданості застосу-вання контрзаходів (2 мЗв).

Таким чином, критерії прийнятності по радіаційним наслідкам аварії виконуються.

2.5.2.4.4.6 Аналіз ядерної безпеки вузла свіжого палива

При розробці переліку ВП ЗПА для систем поводження зі свіжим і відпрацьованим паливом розглядалися ті ВП, які є важливими з точки зору ядерної безпеки, тобто, такі, які можуть привести до виникнення критичності. В розділі 2.4.5.3.4 21.4.59.ЗППБ.05 [41] виконаний аналіз ядерної безпеки вузла свіжого палива. На підставі проведеного аналізу з використанням консервативних розрахункових моделей і граничних умов були зроблені наступні висновки: 1) При НЕ розглянута модель вузла свіжого палива є глибоко підкритичною. Зокрема, при повному завантаженні ВСП паливом ТВЗА, коефіцієнт розмноження нейтронів становить kеф≈0,6.



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 127

2) При зберіганні касет ТВЗА в ВСП умови оптимального уповільнення нейтронів coблюдаются при заповненні водою контейнерів і відсутності води в іншому обсязі ВСП. При врахуванні попадання води в 9 контейнерів зі свіжим ядерним паливом, коефіцієнт розмноження нейтронів ВСП не перевищить значення 0,95, і складе: Kеф= 0,94578 ± 0,00014. 3) Як показують результати проведеного аналізу, при попаданні води в сховище з ТВЗА і підйомі її рівня за умови наявності води не більше, ніж в 9-ти контейнерах, порушення критерію kеф <0,95 не спостерігається. 4) При збільшенні температури сповільнювача відбувається зростання коефіцієнта розмноження нейтронів, а при збільшенні температури палива - його зниження. 5) Зміщення свіжих касет ТВЗА в чохлі до двох центральних касет при зміні щільності водо-повітряної суміші в діапазоні 0-1 г/см3 призводить до підвищення ефективного коефіцієнта розмноження нейтронів не більше, ніж на 0,02. 6) Аналіз транспортно-технологічних операцій з контейнером, який завантажен касетами ТВЗА і містить воду, показав, що порушення критерію kеф <0,95 в ВСП не відбувається. 7) Як було показано раніше для чохла свіжого палива реакторів ВВЕР 1000, при зберіганні касет із збагаченням 4,4% без урахування вигораючого поглинача, ядерна безпека забезпечується при розміщенні 12 касет по периферії чохла. Результати аналізу з урахуванням в якості фактора безпеки наявності, в розглянутих ТВЗ вигораючого поглинача (що не суперечить ПНАЕ Г-14-029-91), дозволяють зробити висновок, згідно з яким при завантаженні чохла 18-ми касетами необхідний НПА рівень підкритичності забезпечується. 8) При зберіганні перспективної ТВЗ з максимальним збагаченням 4,95% в ВСП за умов оптимального уповільнення нейтронів спостерігається порушення критерію ядерної безпеки kеф <0,95 при щільності водо-повітряної суміші в ВСП 0,2 г/см3, а при заповненні водою всіх контейнерів і відсутності води в іншому обсязі ВСП, можливе виникнення критичності. Таким чином, впровадження палива високого збагачення вимагатиме перегляду схем розміщення свіжого палива в ВСП АЕС України. Даний аналіз є попереднім і потребує уточнення на основі уточнення даних по конструкції ТВЗ. 9) Можливими шляхами зниження розмножуючих властивостей ВСП до необхідного рівня підкритичності (kеф <0,95) є:

обмеження кількості касет, що завантажуються в чохол для свіжого палива (в даному звіті розглядалася завантаження 12-ти ТВЗ; визначення максимально допустимого числа касет для кожного типу палива потребують додаткового дослідження);



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 128

обмеження кількості розгерметизованих контейнерів в ВСП (якщо для палива ТВЗА порушення критерію kеф<0,95 можливо при розгерметизації і заповнення водою десяти контейнерів і більше, то для палива зі збагаченням 4,95%, така ситуація можлива для чотирьох контейнерів. Отже, з підвищенням розмножуючих властивостей касет, підвищується необхідність вхідного контролю для кожного поступаючого в ВСП контейнера зі свіжим паливом).

10) У разі пошкодження конструкцій ВСП і висипання СЯП можливе формування критичної конфігурації з палива та води. Аналіз консервативної моделі у вигляді гомогенної сфери з суміші палива і води показує можливість виникнення критичності при масі урану ≥ 60 кг і радіусі отриманої сфери ≥ 20 см, що становить 14% маси палива в касетах ТВЗА.

2.5.2.5 Аналіз запроектних аварій

2.5.2.5.1 Методологія аналізу запроектних аварій

При виконанні аналізу ЗПА максимально використовуються вже існуючі матеріали (аналітичні моделі, результати раніше виконаних розрахункових аналізів і т.п.), розроблені в рамках адаптації АЗПА для енергоблоку №4 ЗАЕС [50], а також АЗПА ЗППБ енергоблоку №1 ЗАЕС [67], в рамках якого були виконані розрахункові аналізи окремих вихідних подій:

знеструмлення всіх секцій нормального електропостачання з відмовою ФБ «Відведення залишкових тепловиділень» для ЕС з розущільненим першим контуром;

течія першого контуру за межі ГО з відмовою ФБ «Ізоляція першого контуру» для стану РУ з розущільненим першим контуром.

Аналіз відмінностей між енергоблоками №1 і №4, виконаний в п.2.4.4 [41], показав, що матеріали АЗПА ЗППБ енергоблоку №1 в частині аналізу перерахованих вище вихідних подій можуть бути адаптовані для енергоблоку №4 за методом А (СТП 0.41.070-2007 «Адаптация материалов отчетов по анализу безопасности однотипных энергоблоков»). Обсяг робіт по АЗПА в складі розділу «Аналіз запроектних аварій» ЗППБ енергоблоку №4 Запорізької АЕС визначається наступними факторами:

аналіз виконується з метою визначення способів запобігання важкого пошкодження активної зони, в тому числі для розробки рекомендацій з управління ЗПА;

вихідні події аварій - внутрішні ВП;

вихідні становища енергоблоку - робота на потужності, на зниженому рівні потужності, зупинка;

важкі аварії, тобто запроектні аварії з важким пошкодженням активної зони, в рамках АЗПА не розглядаються.

До складу робіт по АЗПА в рамках ЗППБ входить:



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 129

розробка та обґрунтування переліку ЗПА для режиму роботи РУ на номінальному рівні потужності;

коригування існуючих БД ЯПВУ і ГО з урахуванням поточного стану енергоблоку;

розробка/адаптація розрахункових моделей (наборів вихідних даних) активної зони, ЯПВУ і гермооб'єму енергоблоку №4 ЗАЕС для цілей АЗПА, що враховують виконані на енергоблоці модернізації;

формування і відбір аварійних сценаріїв (аварій-представників), для яких будуть виконуватися кількісні розрахунки, виконання розрахункових аналізів для відібраних аварійних сценаріїв (для роботи РУ на номінальному рівні потужності) з урахуванням виявлених модернізацій на енергоблоці;

формування переліку ЗПА при роботі РУ на зниженому рівні потужності та зупинці;

відбір аварійних сценаріїв (аварій-представників) при роботі РУ на зниженому рівні потужності, для яких будуть виконуватися кількісні розрахунки, виконання розрахункових аналізів для відібраних аварійних сценаріїв;

формування розділу «Аналіз запроектних аварій» ЗППБ і розробка розділу «Рекомендації з управління ЗПА» в складі ЗППБ.

2.5.2.5.2 Розробка переліку ЗПА

У цьому розділі представлені результати розробки переліку ЗПА для режимів роботи РУ на номінальному рівні потужності, а також режимів зниженої потужності РУ і зупинки. Перелік ЗПА розроблений на підставі вимог до змісту ЗАБ, матеріалів ІАБ 1-го рівня для внутрішніх вихідних подій і АПА розглянутого енергоблоку. Цілями групування є:

формування і обґрунтування переліку ЗПА для аналізу запроектних аварій енергоблоку №4 ЗАЕС на основі діючих вимог та результатів раніше виконаних робіт з аналізу безпеки енергоблоку №4 ЗАЕС (ІАБ, АПА);

групування ЗПА при роботі РУ на номінальному і зниженому рівні потужності, а також в режимах зупинки для проведення детальних аналізів.

У рамках розробки глави ЗАБ енергоблоку №4 ЗАЕС «Аналіз запроектних аварій» були визначені аварії-представники, для яких вимагалось проведення детального розрахункового аналізу. Такі аварії з аварійного стану, очікуваному протіканню і передбачуваним способам втручання оперативного персоналу є характерними для всієї групи.



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 130

Нижче наведені результати аналізу необхідності виконання додаткових детерміністичних аналізів при проведенні переоцінки безпеки для переліку ЗПА, проаналізованого в рамках розробки ЗАБ енергоблоку №4 ЗАЕС. Результати аналізу необхідності виконання додаткових розрахункових обгрунтувань для переліку ЗПА на номінальному рівні потужності представлені в таблиці 2.4 (перелік врахованих ФБ приймався на підставі [50], [68]), для режимів роботи РУ на знижених рівнях потужності і в стані зупинки - в Таблиця 2.7. Представлені в таблицях заходи, спрямовані на запобігання важкого пошкодження активної зони, наведені на підставі рекомендацій з протиаварійних дій персоналу, розроблених в ході виконання робіт з аналізу запроектних аварій в рамках розробки ЗАБ енергоблоку №4 ЗАЕС (див. Звіт [50], розділ 7). Як показав аналіз техрішень, впроваджені на енергоблоці №4 ЗАЕС заходи сприяли загальному підвищенню рівня безпеки енергоблоку як за рахунок модернізації технологічних систем енергоблоку, так і за рахунок підвищення аварійної готовності персоналу в частині ідентифікації аварій і подальшої реалізації відповідних протиаварійних стратегій. При цьому особливу увагу було приділено питанням забезпечення аварійного енергопостачання окремих систем і всього блоку в цілому в аварійних ситуаціях, пов'язаних з втратою електроживлення власних потреб. На підставі виконаного аналізу можна зробити висновок, що результати АЗПА, виконаного в рамках розробки ЗАБ енергоблоку №4 ЗАЕС в цілому відображають реальний стан енергоблоку і враховують основні положення представлених в таблиці 2.1 [216] техрішень. Таким чином, в даному ЗППБ розглядаються результати АЗПА, виконаного в рамках розробки ЗАБ енергоблоку №4 ЗАЕС для режимів роботи РУ на номінальному і знижених рівнях потужності, а також в стані зупинки, для нижченаведеного переліку аварій. Режим роботи РУ на номінальному рівні потужності:

течі першого контуру з відмовою ФБ «Підтримка запасу теплоносія першого контуру в діапазоні високих тисків і управління реактивністю»;

течі першого контуру з відмовою ФБ «Відведення тепла по другому контуру»;

течі першого контуру з відмовою ФБ «Підтримка запасу теплоносія першого контуру в діапазоні низьких тисків»;

течі першого контуру з відмовою ФБ «Відведення тепла по першому контуру»;

течі з першого контуру в другий з відмовою ФБ «Ізоляція ПГ»;

втрата основної живильної води з відмовою ФБ «Відведення тепла по другому контуру»;



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 131

знеструмлення всіх секцій електропостачання власних потреб з відмовою ФБ «Забезпечення електропостачання»;

розрив паропроводу за межами ГО з відмовою ФБ «Відведення тепла по другому контуру»;

розрив паропроводу за межами ГО з відмовою ФБ «Управління реактивністю»;

розрив паропроводу за межами ГО з відмовою ФБ «Ізоляція ПГ»;

течі першого контуру з відмовою аварійного захисту. Режим роботи РУ на знижених рівнях потужності і в стані зупинки:

течі першого контуру з відмовою ФБ «Відведення тепла по першому контуру»;

течі першого контуру за межі ГО з відмовою ФБ «Ізоляція першого контуру»;

знеструмлення всіх секцій нормального електропостачання з відмовою ФБ «Відведення тепла по першому контуру»;

ненавмисне зниження концентрації борної кислоти в теплоносії першого контуру з відмовою ФБ «Управління реактивністю»;

помилкове спрацьовування високонапірних систем з відмовою ФБ «Управління тиском першого контуру»;

втрата техводи відповідальних споживачів з відмовою ФБ «Відведення тепла по другому контуру».

Детально результати розрахункового аналізу для наведеного вище переліку ЗПА наведені в [50]. Необхідно відзначити, що в рамках [50] розрахункові аналізи для стану РУ з розущільненим першим контуром не виконувалися. У зв'язку з цим при виконанні періодичної переоцінки були розглянуті аварійні сценарії для стану РУ з розущільненим першим контуром, при цьому враховувався той факт, що дані стану характеризуються і розущільненним ГО. В цьому випадку необхідною умовою проведення додаткових аналізів є також і виконання оцінки радіаційних наслідків таких сценаріїв. Таким чином, в рамках даного ЗППБ виділені наступні розрахункові сценарії, які потребують додаткового розрахункового обґрунтування:

течі з першого контуру за межі ГО з відмовою функції «Ізоляція першого контуру» для ЕС з розущільненим першим контуром;

знеструмлення всіх секцій нормального електропостачання з відмовою ФБ «Відведення залишкових тепловиділень» для ЕС з розущільненим першим контуром.

Для перерахованих вище вихідних подій виконана адаптація розрахункових аналізів, виконаних в рамках ЗППБ «Отчета по периодической переоценке безопасности энергоблоков №1, 2 ЗАЭС. Фактор безопасности №5.



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 132

Детерминистический анализ безопасности энергоблока №1 ЗАЭС. Анализ запроектных аварий для энергоблока №1 ЗАЭС.» 21.1.59.ОПБ.05.02.1 [67].


ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 133

Таблиця 2.4 Перелік ЗПА для режиму роботи РУ на номінальному рівні потужності

Аварія

Характеристика РУ на момент деградації ФБ

Заходи, спрямовані на запобігання важкого пошкодження а.з. Примітка Реактор

підкри-тичен

Тиск в першому контурі

Тиск в другому контурі

Орієнтовний запас часу до

початку дегра-дування а.з.

1 Течі першого контуру з відмовою різних ФБ

1.1Течі першого контуру з відмовою ФБ «Підтримання запасу теплоносія першого контуру в діапазоні високих тисків і управління реактивністю»

1.1.1 Великі течі 1-го конту-ру

так низький високий близько 5-ти хвилин

1 Відсутні ефективні дії щодо за-побігання пошкодження а.з.;

2 Забезпечення виконання ФБ «Підтри-мання запасу теплоносія і тривале відведення залишкових тепловиділень» необхідно для обмеження пошкодження палива

Аналіз виконаний в рамках [50].

Додаткових розрахункових обґрунтувань при виконанні переоцінки безпеки не по-трібно

1.1.2 Середні течі 1-го кон-туру

так низький високий 25 хв 1 Організація подачі борованої води в а.з. доступними способами;

2 Організація прискореного розхолод-жування по другому контуру



1.1.3 Малі некомпенсуємі течі 1-го контуру

так низький високий 5039 с 1 Забезпечення подачі в перший контур борного концентрату насосами ТК і ТВ10;

2 Організація прискореного розхолод-жування по другому контуру;

3 Зниження тиску в першому контурі до робочих тисків САОЗ НТ



1.1.4 Малі компенсуємі течі 1-го контуру

так низький високий більше 24 годин Виключена з аналізу в рам-ках [50].

Додаткових розрахункових


ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 134

Аварія








обґрунтувань при виконанні переоцінки безпеки не пот-рібно

1.2 Течі першого контуру з відмовою ФБ «Відведення тепла по другому контуру»


так високий високий 45 хв 1 Відновлення працездатності ДЖЕН або АЖЕН;

2 Подача в перший контур борного кон-центрату насосами ТК і ТВ10;





так високий високий 17956 с Аналіз способів запобігання важкого пошкодження ак-тивної зони і розробка відповідних рекомендацій персоналу виконаний для малих некомпенсуємих течій в рамках [50].


1.3 Течі першого контуру з відмовою ФБ «Керування тиском першого контуру»


так високий високий Деградування а.з. не відбу-вається

1 Зниження тиску в першому контурі з використанням лінії газових сдувок або відкритям ЗК КТ;

2 Організація прискореного розхолод-жування по другому контуру

Виключена з аналізу в рам-ках [50].

Додаткових розрахункових обґрунтувань при виконанні переоцінки безпеки не пот-


ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 135

Аварія








рібно


так високий високий Деградування а.з. не відбу-вається


Додаткових розрахункових обґрунтувань при виконанні переоцінки безпеки не пот-рібно

1.4 Течі першого контуру з відмовою ФБ «Підтримання запасу теплоносія першого контуру в діапазоні низьких тисків»


так низький низький 157855 с 1 Розхолоджування через другий контур до мінімально можливих параметрів




так низький низький перевищує роз-раховане для аварії-представника (див. поз. 1.4.1 цієї табл.)

1 Забезпечення подачі теплоносія в пе-рший контур насосами TQ14, 24, 34;

2 Вживання заходів по дозаповненню баків системи упорскування бору висо-кого тиску;

3 Розхолоджування через другий контур до мінімально можливих параметрів

Аналіз способів запобігання важкого пошкодження ак-тивної зони і розробка відповідних рекомендацій персоналу виконаний для малих компенсуємих течій в рамках [50].


1.5 Течі першого контуру з відмовою ФБ «Відведення тепла по першому контуру»

1.5.1 Великі течі 1-го конту- так низький низький 415 с Подача борованої води в перший контур Аналіз виконаний в рамках


ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 136

Аварія








ру з відмовою ФБ «Відве-дення тепла по першому контуру» і невиконанням ФБ «Підтримання запасу тепло-носія 1-го контуру»

від САОЗ НТ (з відновленням обладна-ння)

[50].


1.5.2 Середні течі 1-го кон-туру з відмовою ФБ «Відве-дення тепла по першому контуру» і невиконанням ФБ «Підтримання запасу тепло-носія 1-го контуру»

так низький низький більше 2-х годин 1 Подача борованої води в перший кон-тур насосами САОЗ з збросом тепло-носія через САГ;

2 Прискорене розхолоджування через другий контур




так низький низький не менше 24 го-дин

1 Відведення тепловиділень через дру-гий контур;

2 Забезпечення подачі в перший контур борного концентрату насосами систем ТК і ТВ10;

3 Забезпечення подачі роствору борної кислоти в реактор від САОЗ ВТ, НТ;

4 Вживання заходів по дозаповненню баків систем, від яких подається вода в перший контур







2 Течі з першого в другий контур з відмовою різних ФБ

2.1 Течі з першого в другий контур з відмовою ФБ «Підтримання запасу теплоносія першого контуру в діапазоні високих тисків і управління реактивністю»

2.1.1 Малі течі з 1-го в 2-й так високий високий більше 8-ми го- 1 Локалізація аварійного ПГ; Виключена з аналізу в рам-


ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 137

Аварія








контур дин 2 Відключення аварійного ПГ по жив. воді;

3 Забезпечення подачі теплоносія в пе-рший контур з максимальною витратою доступними засобами;

4 Зниження тиску в першому контурі нижче тиску відкриття ШРУ-А

ках [50].


2.1.2 Середні течі з 1-го в 2-й контур

так високий високий 18337 с Аналіз виконаний в рамках [50].


2.2 Течі з першого в другий контур з відмовою ФБ «Відведення тепла по другому контуру»

2.2.1 Малі течі з 1-го в 2-й контур

так високий високий перевищує роз-раховане для аварії-представника (див. поз. 2.2.2 цієї табл.)

1 Організація розхолоджування через неаварійні ПГ;

2 Локалізація аварійного ПГ;

3 Подача в перший контур борного кон-центрату насосами ТК і ТВ10;

4 Зниження тиску в першому контурі нижче тиску відкриття ШРУ-А;

5 Організація режиму «скидання-підживлення» по першому контуру;


Аналіз способів запобігання важкого ушкодження актив-ної зони й розробка відпові-дних рекомендацій персона-лу виконується для середніх течій із першого в другий контур у рамках [50].




Додаткових розрахункових обґрунтувань при виконанні


ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 138

Аварія








переоцінки безпеки не по-трібно

2.3 Течі першого контуру в другий з відмовою ФБ «Відведення тепла по першому контуру»

2.3.1 Малі течі з 1-го в 2-й контур


1 Ізоляція аварійного ПГ;

2 Відведення тепловиділень через дру-гий контур (через неаварійні ПГ)

3 Забезпечення подачі розчину борної кислоти в реактор від САОЗ ВТ, НТ;

4 Вживання заходів по дозаповненню баків систем, від яких подається вода в перший контур







2.4 Течі першого контуру з відмовою ФБ «Ізоляція ПГ і керування тиском першого контуру» 2.4.1 Малі течі з 1-го в 2-й контур


1 Розхолоджування через неаварійні ПГ із максимально можливою швидкістю;

2 Зниження тиску в першому контурі до уставок включення САОЗ НД на роботу з лінії планового розхолоджування

Аналіз способів запобігання важкого ушкодження актив-ної зони й розробка відпові-дних рекомендацій персона-лу виконується для середніх течій із першого в другий контур у рамках [50].



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 139

Аварія











3 Розрив корпуса реактора так низький високий менше 5-ти хв Відсутні ФБ, що запобігають важкому ушкодженню активної зони



4 Перехідні процеси й спеціальні ініціатори з відмовою різних ФБ

4.1 Перехідні процеси й спеціальні ініціатори з відмовою ФБ «Відведення тепла по другому контуру»

4.1.1 Знеструмлення всіх секцій нормального електро-постачання

так високий високий близько 2 годин 1 Подача води в ПГ будь-якими доступ-ними засобами;

2 Створення стояночної концентрації бору в першому контурі;

3 Організація розхолоджування КТ;

4 Зниження тиску в першому контурі до тиску, при якому можлива робота САОЗ НТ по лінії планового розхолоджування

Аналіз способів запобігання важкого ушкодження актив-ної зони й розробка відпові-дних рекомендацій персона-лу виконан для аналізу втра-ти живильної води в рамках [50].


4.1.2 Втрата основної живи-льної води

так високий високий 19430 с 1 Подача води в ПГ будь-якими доступ-ними засобами;



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 140

Аварія












4.1.3 Перехідні процеси, що призводять до спрацьову-вання АЗ


1 Подача води в ПГ будь-якими доступ-ними засобами;






4.1.4 Хибне спрацьовування ШЗВК1








1 При успішній роботі ПСП ПГ


ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 141

Аварія








4.1.5 Втрата вакууму кон-денсаторів ТГ








4.1.6 Втрата двох каналів системи техводи відповіда-льних споживачів








4.1.7 Втрата техводи невід-повідальних споживачів






Аналіз способів запобігання важкого ушкодження актив-ної зони й розробка відпові-дних рекомендацій персона-лу виконан для аналізу втра-ти живильної води в рамках [50].



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 142

Аварія








рібно

4.1.8 Втрата витрати системи промконтуру








4.1.9 Хибне закриття локалі-заційної арматури








4.1.10 Втрата однієї секції 6 кВ системи безпеки









ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 143

Аварія








4.1.11 Втрата техводи відпо-відальних споживачів

так високий високий Більше 2-х годин 1 Подача води в ПГ будь-якими доступ-ними засобами;




4.2 Перехідні процеси й спеціальні ініціатори з відмовою ФБ «Керування тиском другого контуру»

4.2.1 Втрата основної живи-льної води

так високий низький перевищує роз-раховане для аварії-представника (див. поз. 4.1.2 цієї табл.)



3 Розхолоджування КТ;

4 При зниженні тиску в першому конту-рі до тиску, при якому можлива робота на перший контур САОЗ НТ, – розхоло-джування енергоблоку згідно

Залежно від конфігурації встаткування, що відмовило, протікання даних ЗПА ана-логічно протіканню ЗПА «Неізолюємий розрив паро-проводу за межами ГО,

між ПГ і ШЗВК» або «Ізо-люємий розрив паропроводу після ШЗВК».

Аналіз способів запобігання важкого ушкодження актив-ної зони й розробка відпові-дних рекомендацій персона-лу виконан для аналізу від-повідних ЗПА, пов'язаних з розривами паропроводів у рамках [50].


4.2.2 Перехідні процеси, що призводять до спрацьову-вання АЗ


4.2.3 Втрата вакууму кон-денсаторів ТГ


4.2.4 Хибне спрацьовування ШЗВК1

так високий низький перевищує роз-раховане для аварії-


ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 144

Аварія








представника (див. поз. 4.1.2 цієї табл.)

4.2.5 Втрата двох каналів системи техводи відповіда-льних споживачів


4.2.6 Втрата техводи невід-повідальних споживачів


4.2.7 Хибне закриття локалі-заційної арматури


4.2.8 Втрата техводи відпові-дальних споживачів


4.3 Перехідні процеси з відмовою ФБ «Забезпечення електропостачання»


ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 145

Аварія








4.3.1 Знеструмлення всіх секцій нормального електро-постачання

так високий високий 21590 с 1 Вживання заходів по відновленню електропостачання;

2 Організація подачі напруги на секції 6 кВ від енергоблоку №1;

3 Організація подачі води в ПГ від деае-ратора;

4 Подача води в другий контур від по-жежних машин

Аналіз виконаний у рамках [50].


5 Розрив паропроводів (у відсікаємої і невідсікаємої частині) з відмовою різних ФБ

5.1 Розрив паропроводів (у відсікаємої і невідсікаємої частині) з відмовою ФБ «Керування тиском другого контура»

5.1.1 Розрив паропрово-ду/трубопроводу живильної води в межах ГО

так високий низький 23425 с 1 Закриття ПСП, як мінімум, на одному паропроводі й організація підживлення ПГ;

2 При неможливості закриття ПСП ор-ганізувати підживлення одного ПГ від АЖЭН для забезпечення розхолоджу-вання першого контуру;

3 Відключення ГЦН петель з відмовив-шими ПСП;



6 Організація поповнення запасів води в баках систем, від яких подається вода в 1-й і 2-й контури



5.1.2 Неізолюємий розрив паропроводу за межами ГО між ПГ і ШЗВК




5.1.3 Ізолюємий розрив па-ропроводу після ШЗВК

так високий низький перевищує роз-раховане для аварії-представника




ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 146

Аварія








(див. поз. 5.1.1 цієї табл.)


5.2 Розрив паропроводів (у відсікаємої і невідсікаємої частині) з відмовою ФБ «Відведення тепла по другому контуру»




2 Організація подачі води, як мінімум, в один ПГ доступними засобами;












5.3 Розрив паропроводів (у відсікаємої і невідсікаємої частині) з відмовою ФБ «Керування реактивністтю»


ні високий низький перевищує роз-раховане для аварії-представника

1 Відключення ГЦН аварійного ПГ (у випадку його невідключення);

2. Введення бору в перший контур;




ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 147

Аварія








(див. поз. 5.1.1 цієї табл.) 3 Локалізація аварійного ПГ;

4 Забезпечення зниження тиску в пер-шому контурі до тиску, при якому від-бувається злив ГЄ САОЗ;

5. Організацію розхолоджування РУ через другий контур



ні високий низький перевищує роз-раховане для аварії-представника (див. поз. 5.1.1 цієї табл.)

1. Введення бору в перший контур;


3 Забезпечення зниження тиску в пер-шому контурі до тиску, при якому від-бувається злив ГЄ САОЗ;

4. Організацію розхолоджування РУ через другий контур



5.4 Розрив паропроводів (у відсікаємої і невідсікаємої частині) з відмовою ФБ «Ізоляція ПГ»



1 Закриття ШЗВК, як мінімум, на одно-му паропроводі з неаварійним ПГ і ор-ганізація розхолоджування першого контуру;

2 Відключення ГЦН на петлях з відмо-вившими ШЗВК;




ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 148

Аварія


















6 Перехідні процеси без спрацьовування АЗ з відмовами різних ФБ

6.1 Перехідні процеси без спрацьовування АЗ з самого початку щільним першим контуром з відмовою ФБ «Керування реактивністю»

ні високий високий Деградації а.з. не відбувається

1 Заходи для примусового опускання ОР СКЗ;

2 Відновлення працездатності ТК-ТВ10, САОЗ ВТ (TQ13 або TQ14);

3 Зниження тиску в першому контурі нижче тиску зливу ГЄ САОЗ;




6.2 Перехідні процеси без спрацьовування АЗ з самого початку щільним першим контуром з відмовою ФБ «Відведення тепла по друго-

так високий низький 12495 с 1 Подача борного концентрату в пер-ший контур від ТК-ТВ10, САОЗ ВТ (TQ13 або TQ14);

2 Зниження тиску в першому контурі нижче тиску зливу ГЄ САОЗ




ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 149

Аварія








му контуру» рібно

6.3 Перехідні процеси без спрацьовування АЗ з самого початку щільним першим контуром з відмовою ФБ «Керування тиском першого контуру»

так високий високий перевищує роз-раховане для аварії-представника (див. поз. 6.2 цієї табл.)

1 Прискорене розхолоджування через другий контур;

2 Зниження тиску в першому контурі доступними засобами



6.4 Перехідні процеси без спрацьовування АЗ з самого початку нещільним першим контуром з відмовою ФБ «Керування реактивністю»

ні високий високий 4326 с 1 Заходи для примусового опускання ОР СКЗ;

2 Відновлення працездатності ТК-ТВ10, САОЗ ВТ (TQ13 або TQ14);




6.5 Перехідні процеси без спрацьовування АЗ з самого початку нещільним першим контуром з відмовою ФБ «Відведення тепла по друго-му контуру»

так високий високий перевищує роз-раховане для аварії-представника (див. поз. 6.4 цієї табл.)

1 Подача борного концентрату в пер-ший контур від ТК-ТВ10, САОЗ ВТ (TQ13 або TQ14);

2 Зниження тиску в першому контурі нижче тиску зливу ГЄ САОЗ



6.6 Перехідні процеси без спрацьовування АЗ з самого початку нещільним першим контуром з відмовою ФБ «Підтримання запасу тепло-носія при низьких тисках»

так низький перевищує роз-раховане для аварії-представника (див. поз. 6.4 цієї табл.)

1 Подача теплоносія в перший контур системою ТК із максимальною витра-тою;

2 Розхолоджування через другий контур до мінімально можливих параметрів



6.7 Перехідні процеси без так низький перевищує роз- 1 Забезпечення відводу залишкових Виключена з аналізу в рам-


ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 150

Аварія








спрацьовування АЗ з самого початку нещільним першим контуром з відмовою ФБ «Відведення залишкових тепловиділень»

раховане для аварії-представника (див. поз. 6.4 цієї табл.)

тепловиділень по другому контуру;

2 Забезпечення подачі теплоносія в пе-рший контур від САОЗ НТ;

3 Вживання заходів по дозаповненню баків систем, які подають теплоносій у перший або в другий контур

ках [50].


Таблиця 2.7 Перелік ЗПА для режиму роботи РУ на знижених рівнях потужності й станах останову

Аварія

Перелік ре-жимів роботи РУ, при яких

можлива аварія


Заходи, спрямовані на запобі-гання важкого ушкодження а.з. Примітка Реактор


Високий тиск у

першому контурі


другому контурі

Орієнтовний запас часу до початку де-градації а.з.

1 Течі першого контуру з відмовою ФБ «Підтримання запасу теплоносія першого контуру» (ФБ-1)

1.1 Великі течі 1-го контуру з відмо-вою ФБ-1

Режими зни-женої потуж-ності, розхоло-джування й розігріву

× × × Застосовні ре-зультати на номінальній потужності, запас часу бі-льший чим у аналогічного ІСА на номі-нальній поту-жності (див. табл. 2.7 цього звіту)

1 Відсутні ефективні дії по запо-біганню ушкодження а.з.;

2 Забезпечення виконання ФБ «Підтримання запасу теплоносія й тривалий відвід залишкових тепловиділень»

Виключена з аналізу в рамках [50], так як наслідки даної ЗПА не будуть більш неспри-ятливими чим для аналогічної ЗПА для режиму роботи РУ на номінальному рівні поту-жності.

Додаткових розрахункових обґрунтувань при виконанні переоцінки безпеки не потрі-бно

Режими «холо- × Застосовні ре- Організація подачі борированої Виключена з аналізу в рамках


ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 151

Аварія











дного» остано-ву із щільним першим конту-ром

зультати на номінальній потужності, запас часу бі-льший чим у аналогічного ІСА на номі-нальній поту-жності (див. табл. 2.7 цього звіту)

води в 1-й контур доступними заспособами

[50].


1.2 Середні течі 1-го контуру з відмо-вою ФБ-1


× × ~42 хв 1 Організація подачі борированої води в 1-й контур доступними заспособами;

2 Організація прискореного роз-холоджування по другому конту-ру

Виключена з аналізу в рамках [50].


Режими «холо-дного» остано-ву із щільним першим конту-ром

× Застосовні ре-зультати на номінальній потужності, запас часу бі-льший чим у аналогічного ІСА на номі-нальній поту-жності (див. табл. 2.7 цього звіту)

Організація подачі борированої води в 1-й контур доступними заспособами




ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 152

Аварія











1.3 Малі некомпен-суємі течі 1-го кон-туру з відмовою ФБ-1


× × × ~86 хв 1 Забезпечення подачі в перший контур борного концентрату на-сосами ТК і ТВ10;

2 Організація прискореного роз-холоджування по другому конту-ру;




Режими «холо-дної» зупинки-із щільним пе-ршим конту-ром




Режими гідро-випробувань РУ

Застосовні ре-зультати на номінальній потужності, запас часу бі-льший чим у аналогічного




ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 153

Аварія











ІСА на номі-нальній поту-жності (див. табл. 2.7 цього звіту)

1.4 Малі компенсу-ємі течі 1-го конту-ру з відмовою ФБ-1


× × × ~86 минут 1 Забезпечення подачі в перший контур борного концентрату на-сосами ТК і ТВ10;

2 Організація прискореного роз-холоджування по другому конту-ру;








Режими гідро-випробувань

Застосовні ре-зультати на



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 154

Аварія











РУ номінальній потужності, запас часу бі-льший чим у аналогічного ІСА на номі-нальній поту-жності (див. табл. 2.7 цього звіту)


1.5 Малі течі з 1-го в 2-й контур з від-мовою ФБ-1




2 Відключення аварійного ПГ по живильній воді;

3 Забезпечення подачі теплоносія в перший контур з максимальною витратою доступними засобами;

4 Зниження тиску в першому контурі нижче тиску уставки від-криття ШРУ-А

Виключена з аналізу в рамках [50], так як наслідки у даному ЗПА не будуть більш неспри-ятливими чим у аналогічної ЗПА для режиму роботи РУ на номінальному рівні поту-жності.



× Застосовні ре-зультати на номінальній потужності, запас часу бі-льший чим у аналогічного


2 Організація подачі борованої води в 1-й контур




ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 155

Аварія












1.6 Середні течі з 1-го в 2-й контур з відмовою ФБ-1


× ~1 година 50 хвилин


2 Відключення аварійного ПГ по живильній воді;

3 Забезпечення подачі теплоносія в перший контур з максимальною витратою доступними засобами;

4 Зниження тиску в першому контурі нижче тиску уставки від-криття ШРУ-А





1 Ізоляція аварійного ПГ по жи-вильній і продувній воді;

2 Дренування аварійного ПГ у систему спецканалізацшї



1.7 Течі, викликані Режими «холо- × 2 години Організація подачі в 1-й контур Виключена з аналізу в рамках


ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 156

Аварія











діями персоналу при проведенні технічного обслу-говування й ремон-ту з відмовою ФБ-1

дної» зупинки з розущільни-ним першим контуром

борованої води (система TQ14, злив ГЄ)

[50].


1.8 Течі 1-го кон-туру за межі ГО з відмовою ФБ-1

Режими «холо-дної» зупинки з розущільни-ним першим контуром

× 2-6 годин 1 Ізоляція течі;

2 Організація зливу ГЕ



2 Течі з першого контуру з відмовою ФБ «Відведення тепла по другому контуру» (ФБ-3)




1 Організація подачі води в ПГ від пожежних машин;

2 Подача в перший контур бор-ного концентрату насосами ТК і ТВ10;

3 Зниження тиску в першому контурі до робочих тисків САОЗ НТ;

4 Організація розхолоджування по 1-му контуру

Виключена з аналізу в рамках [50], так як наслідки у даному ЗПА не будуть більш неспри-ятливими чим у аналогічної ЗПА для режиму роботи РУ на номінальному рівні потуж-ності.


Режими «холо-дної» зупинки-із щільним пе-

Застосовні ре-зультати на номінальній




ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 157

Аварія











ршим конту-ром

потужності, запас часу бі-льший чим у аналогічного ІСА на номі-нальній поту-жності (див. табл. 2.7 цього звіту)

обґрунтувань при виконанні переоцінки безпеки не потрі-бно


Застосовні ре-зультати на номінальній потужності, запас часу бі-льший чим у аналогічного ІСА на номі-нальній поту-жності (див. табл. 2.7 цього звіту)




ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 158

Аварія
















3 Зниження тиску в першому контурі до робочих тисків САОЗ НТ;

4 Організація розхолоджування по 1-му контуру








Застосовні ре-зультати на номінальній потужності,




ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 159

Аварія











запас часу бі-льший чим у аналогічного ІСА на номі-нальній поту-жності (див. табл. 2.7 цього звіту)

переоцінки безпеки не потрі-бно







4 Зниження тиску в першому контурі нижче уставки відкриття ШРУ-А;









ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 160

Аварія


















4 Зниження тиску в першому контурі нижче уставки відкриття ШРУ-А;





Застосовні ре-зультати на номінальній потужності, запас часу бі-льший чим у аналогічного ІСА на номі-нальній поту-жності (див.




ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 161

Аварія











табл. 2.7 цього звіту)

3 Течі з першого контуру з відмовою ФБ «Керування тиском першого контуру» (ФБ-4)




1 Зниження тиску в першому контурі з використанням лінії газових сдувок або відкриттям ЗК КТ;

2 Організація прискореного роз-холоджування через другий кон-тур







Режими гідро- Застосовні ре- Виключена з аналізу в рамках


ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 162

Аварія











випробувань РУ


[50].


3.2 Середні течі з першого в другий контур з відмовою ФБ-4



1 Організація прискореного роз-холоджування через другий кон-тур;

2 Підживлення 1-го контуру від САОЗ ВТ або ГЄ;

3 Зниження тиску в першому контурі до робочих тисків САОЗ НТ.

4 Підтримка тиску 1-го контуру на 4-5 кгс/см2 нижче, чим в 2-му




Застосовні ре-зультати на номінальній потужності, запас часу бі-льший чим у




ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 163

Аварія











аналогічного ІСА на номі-нальній поту-жності (див. табл. 2.7 цього звіту)

4 Течі з першого контуру з відмовою ФБ «Підтримання запасу теплоносія в діапазоні низьких тисків» (ФБ-5)




1 Забезпечення підживлення 1-го контуру від САОЗ ВТ, ТК+ТВ10 або TQ14;

2 При неможливості подати бо-ровану воду в 1-й контур насоса-ми зазначених систем – організа-ція послідовного зливу ГЄ




× Застосовні ре-зультати на номінальній потужності, запас часу бі-льший чим у аналогічного ІСА на номі-нальній поту-жності (див.

1 Організація зливу ГЄ. Виключена з аналізу в рамках [50].



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 164

Аварія



















1 Забезпечення підживлення 1-го контуру від САОЗ ВТ, ТК+ТВ10 або TQ14;

2 При неможливості подати бо-ровану воду в 1-й контур насоса-ми зазначених систем – організа-ція послідовного зливу ГЄ



Режими «холо-дної» зупинки-із щільним пе-

× Застосовні ре-зультати на номінальній

1 Організація зливу ГЄ. Виключена з аналізу в рамках [50].


ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 165

Аварія











ршим конту-ром







5 Течі з першого контуру з відмовою ФБ «Ізоляція ПГ» (ФБ-6)



× × × Застосовні ре-зультати на номінальній потужності, запас часу бі-льший чим у аналогічного

1 Розхолоджування через неава-рійні ПГ із максимально можли-вою швидкістю;

2 Зниження тиску в першому контурі до уставок включення САОЗ НТ на роботу з лінії пла-



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 166

Аварія












нового розхолоджування Додаткових розрахункових обґрунтувань при виконанні переоцінки безпеки не потрі-бно



1.Ізоляція аварійного ПГ;

2 Дренування аварійного ПГ у систему спецканалізації






1 Розхолоджування через неава-рійні ПГ із максимально можли-вою швидкістю;

2 Зниження тиску в першому контурі до уставок включення САОЗ НТ на роботу з лінії пла-нового розхолоджування




ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 167

Аварія













1.Ізоляція аварійного ПГ;

2 Дренування аварійного ПГ у систему спецканалізації



6 Течі з першого контуру з відмовою ФБ «Відвід тепла по першому контуру» (ФБ-7)

6.1 Великі течі 1-го контуру з відмо-вою ФБ-7 з накла-денням відмови ФБ «Підтримання за-пасу теплоносія 1-го контуру»

Режими зни-женої потуж-ності, розхоло-джування, «хо-лодної» зупин-киіз щільним першим конту-ром та розігрі-ву РУ


1 Подача борованної води в пер-ший контур штатними системами (з відновленням устаткування, що відмовило);

2 Організація зливу ГЄ



6.2 Середні течі 1-го контуру з відмо-вою ФБ-7 з накла-

Режими зни-женої потуж-ності, розхоло-

× Застосовні ре-зультати на номінальній

1 Подача борованної води в пер-ший контур штатними системами (з відновленням устаткування,

Виключена з аналізу в рамках [50], так як наслідки у даному ЗПА не будуть більш неспри-


ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 168

Аварія











денням відмови ФБ «Підтримання за-пасу теплоносія 1-го контуру»

джування й розігріву


що відмовило);


ятливими чим у аналогічної ЗПА для режиму роботи РУ на номінальному рівні поту-жності.




1 Подача борованної води в пер-ший контур альтернативними джерелами;

2 Організація зливу ГЄ





× більше 1 доби 1 Відвід тепловиділень через дру-гий контур;

2 Забезпечення подачі розчину бор-ної кислоти в перший контур насо-сами систем ТК і ТВ10;

3 Забезпечення подачі розчину борної кислоти в реактор від

Проаналізована в рамках [50].



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 169

Аварія











САОЗ ВТ;

4 Вживання заходів по дозаповне-ню баків систем, від яких подаєть-ся вода в перший контур;

5 При неможливості подати воду зазначеними системами – органі-зація зливу ГЄ



1 Забезпечення подачі розчину борної кислоти в реактор від САОЗ ВТ;








× Застосовні ре-зультати на номінальній потужності, запас часу бі-льший чим у аналогічного ІСА на номі-

1 Відвід тепловиділень через дру-гий контур;


3 Забезпечення подачі розчину борної кислоти в реактор від




ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 170

Аварія











нальній поту-жності (див. табл. 2.7 цього звіту)

САОЗ ВТ;













× Застосовні ре-зультати на номінальній потужності, запас часу бі-льший чим у аналогічного ІСА на номі-


2 Відвід тепловиділень через дру-гий контур (через неаварійні ПГ);





ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 171

Аварія











нальній поту-жності (див. табл. 2.7 цього звіту)

4 Вживання заходів по дозаповне-ню баків систем, від яких подаєть-ся вода в перший контур



1 Ізоляція аварійного ПГ по живи-льній і продувній воді;


3 Організація зливу ГЄ – при не-можливості подати воду в 1-й контур від інших систем







2 Відвід тепловиділень через дру-гий контур (через неаварійні ПГ);


4 Вживання заходів по дозаповне-ню баків систем, від яких подаєть-ся вода в перший контур



Режими «холо- × Застосовні ре- 1 Ізоляція аварійного ПГ по живи- Виключена з аналізу в рамках


ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 172

Аварія











дної» зупинки-із щільним пе-ршим конту-ром


льній і продувній воді;


3 Організація зливу ГЄ – при не-можливості подати воду в 1-й контур від інших систем

[50].


6.7 Течі, викликані діями персоналу при проведенні технічного обслу-говування й ремон-ту, з відмовою ФБ-7

Режими «холо-дної» зупинки-із розущільне-ним першим контуром


1 Організація подачі води в 1-й контур будь-якими доступними способами (САОЗ ВТ, ТК+ТВ10, TQ14);

2 Організація зливу ГЄ – при не-можливості подати воду в 1-й контур зазначеними системами



6.8 Течі першого контуру за межі ГО з відмовою ФБ-7


× Застосовні ре-зультати на номінальній потужності, запас часу бі-льший чим у

1 Організація підживлення 1-го контуру насосами САОЗ ВТ, НТ або ТК+ТВ10;

2 Організація зливу ГЄ – при не-можливості подавати воду в 1-й контур зазначеними системами




ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 173

Аварія












7 Течі з першого контуру за межі ГО з відмовою функції «Ізоляція першого контуру» (ФБ-8)

7.1 Течі першого контуру за межі ГО з відмовою ФБ-8



1 Організація подачі в 1-й контур борованої води будь-яким досту-пним способом (насоси САОЗ ВТ, НТ, системи продувки-підживлення першого контуру або ГЄ САОЗ);

2 Організація дозаповнения баків систем і баку-приямку

Потрібні додаткові розрахун-кові обґрунтування при вико-нанні переоцінки безпеки

8 Поперечний роз-рив корпусу реак-тора

Режими розхо-лоджування й розігріву РУ

× Застосовні ре-зультати на номінальній потужності, запас часу бі-льший чим у аналогічного ІСА на номі-нальній поту-жності (див.

Відсутні ФБ, що запобігають важкому ушкодженню активної зони




ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 174

Аварія












9 Перехідні процеси, з відмовою ФБ «Відвід тепла по першому контуру» (ФБ-7)

9.1 Втрата САОЗ НТ у режимі відво-ду залишкових енерговидділень з відмовою ФБ-7

Режими холод-ної зупинки із щільним і ро-зущільненим першим конту-ром

× 2-6 годин 1 Організація подачі борованої води в 1-й контур доступним способом (САОЗ ВТ, ТК+ТВ10);

2 Організація зливу ГЄ – при не-можливості подати воду в 1-й контур зазначеними системами



9.2 Втрата однієї секції 6 кВ із від-мовою ФБ-7

Режими зни-женої потуж-ності, розхоло-джування й розігріву РУ





× Застосовні ре-зультати на номінальній потужності, запас часу бі-льший чим у аналогічного

1 Організація подачі в 1-й контур води насосами системи ТК+ТВ10;

2 Організація зливу ГЄ – при не-можливості подати воду в 1-й контур іншими доступними спо-




ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 175

Аварія












собами (САОЗ ВТ, САОЗ НТ або ТК+ТВ10)

9.3 Події внаслідок проведення гідро-випробувань із ві-дмовою ФБ-7



1 Організація подачі борованої води в 1-й контур насосами САОЗ ВТ по лінії рециркуляції від баку-приямку


9.4 Падіння важких предметів у ГЦК із відмовою ФБ-7

Режими холод-ної зупинки із розущільненим першим конту-ром

× 2 години 1 Організація подачі води в 1-й контур за допомогою працездат-ного каналу САОЗ Нт по лінії від баку-приямку;

2 Організація зливу ГЄ – при не-можливості подати воду в 1-й контур від інших джерел



9.5 Знеструмлення всіх секцій норма-льного електропос-тачання з відмовою

Режими холод-ної зупинки із щільним і ро-зущільненим

× Застосовні ре-зультати на номінальній потужності,

1 Організація подачі борованої води в 1-й контур за допомогою САОЗ ВТ або системи ТК разом із ТВ10;

Потрібні додаткові розрахун-кові обґрунтування при вико-нанні переоцінки безпеки


ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 176

Аварія











ФБ-7 першим конту-ром


2 Організація зливу ГЄ – при не-можливості подати воду в 1-й контур іншими доступними спо-собами

9.6 Втрата техводи відповідальних споживачів з від-мовою ФБ-7



Організація зливу ГЄ Виключена з аналізу в рамках [50].


10 Перехідні процеси з відмовою ФБ «Керування тиском першого контуру» (ФБ-4)

10.1 Хибне спра-цьовування висо-конапорних систем з відмовою ФБ-4

Режими розхо-лоджування й холодної зупи-нки із щільним першим конту-ром

× × Загроза дегра-дації а.з. відсу-тня

1 Відключення насосів піджив-лення 1-го контуру;

2 Зниження тиску 1-го контуру доступними способами (система аварійного газовидалення, лінії сдувки на ББ);

3 Відкриття арматур на лініях




ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 177

Аварія











виводу теплоносія

10.2 Події внаслі-док проведення гідровипробувань із відмовою ФБ-4


× × Загроза дегра-дації а.з. відсу-тня

1 Відключення насосів системи ТК;

2 Забезпечення зниження тиску в 1-му контурі доступними спосо-бами (наприклад, за допомогою ЗК ПГ);

3 Підключення САОЗ НТ на ро-боту з лінії планового розхоло-джування



10.3 Втрата живи-льної води з відмо-вою ФБ-4

Режими розхо-лоджування РУ


1 Забезпечення зниження тиску в 1-му контурі будь-якими доступ-ними засобами (використовуючи лінію аварійного газовидалення або лінію газових сдувок);




11 Події внаслідок проведення гідро-випробувань із ві-дмовою ФБ-1


× × Застосовні ре-зультати на номінальній потужності, запас часу бі-льший чим у

1 Забезпечення подачі борного концентрату в 1-й контур насо-сами систем TQ13, TQ14 з мак-симально можливою витратою;

2 Забезпечення зниження тиску в


Додаткових розрахункових обґрунтувань при виконанні переоцінки безпеки не потрі-


ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 178

Аварія












1-му контурі доступними спосо-бами (наприклад, за допомогою ЗК ПГ);

3 При зниженні тиску в 1-му кон-турі й неможливості подавати воду в 1-й контур зазначеними системами – організувати злив ГЭ

бно

12. Ненавмисне зниження концент-рації борної кисло-ти в теплоносії першого контуру з відмовою ФБ-1


× Загроза дегра-дації а.з. відсу-тня

1 Створення стояночноъ концен-трації в 1-му контурі шляхом подачі борного концентрату за допомогою САОЗ ВТ або систе-ми TQ14;

2 Забезпечення зниження тиску 1-го контуру до уставки вклю-чення САОЗ НТ



13 Перехідні процеси з відмовою ФБ «Відвід тепла по другому контуру» (ФБ-3)



× × × Застосовні ре-зультати на номінальній потужності, запас часу бі-льший чим у аналогічного ІСА на номі-нальній поту-жності (див. табл. 2.7 цього

1 Організація подачі води в ПГ будь-яким доступним способом;

2 Створення стояночної концент-рації бору в 1-му контурі;


4 Зниження тиску в першому контурі до уставки включення САОЗ НТ на роботу з лінії пла-




ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 179

Аварія











звіту) нового розхолоджування

13.2 Хибне спра-цьовування ШЗВК з відмовою ФБ-3

Режими зни-женої потуж-ності



2 Створення стояночної концент-рації бору в 1-ом контурі;


4 Зниження тиску в першому кон-турі до уставки включення САОЗ НТ на роботу з лінії планового розхолоджування



13.3 Знеструмлен-ня всіх секцій нор-мального електро-постачання з від-мовою ФБ-3




2 Створення стояночної концент-рації бору в 1-ом контурі;






ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 180

Аварія











Режими «холо-дної» зупинки із щільним і розущільненим першим конту-ром




13.4 Втрата техво-ди відповідальних споживачів з від-мовою ФБ-3


× × × 2-6 годин 1 Організація подачі води в ПГ будь-яким доступним способом;



4 Зниження тиску в першому кон-турі й злив ГЄ








ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 181

Аварія


























ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 182

Аварія











13.6 Втрата техво-ди невідповідаль-них споживачів з відмовою ФБ-3









13.7 Втрата секцій електропостачання 1 категорії з відмо-вою ФБ-3

Режими зни-женої потуж-ності РУ








13.8 Перехідні процеси, що приз-водять до спрацьо-вування АЗ, з від-мовою ФБ-3


× × × Застосовні ре-зультати на номінальній потужності, запас часу бі-






ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 183

Аварія











льший чим у аналогічного ІСА на номі-нальній поту-жності (див. табл. 2.7 цього звіту)




13.9 Втрата витра-ти системи пром-контура з відмовою ФБ-3









13.10 Хибне за-криття локаліза-ційної арматури з відмовою ФБ-3


× × × Застосовні ре-зультати на номінальній потужності, запас часу бі-льший чим у аналогічного ІСА на номі-нальній поту-жності (див.




4 Зниження тиску в першому кон-турі до уставки включення САОЗ НТ на роботу з лінії планового




ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 184

Аварія












розхолоджування

14 Перехідні процеси з відмовою ФБ «Керування тиском другого контуру» (ФБ-9)



× × Застосовні ре-зультати на номінальній потужності, запас часу бі-льший чим у аналогічного ІСА на номі-нальній поту-жності (див. табл. 2.7 цього звіту)



Режими розхо-лоджування РУ




14.2 Хибне спра- Режими зни- × × Застосовні ре- 1 Відключення ГЦН аварійної Виключена з аналізу в рамках


ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 185

Аварія











цьовування ШЗВК з відмовою ФБ-9

женої потуж-ності РУ


петлі;

2 Підживлення неаварійних ПГ;

3 Створення стояночної концент-рації бору в теплоносії 1-го кон-туру;

4 Забезпечення зниження тиску в 1-му контурі до уставки вклю-чення САОЗ НТ;


[50].


14.3 Втрата техво-ди відповідальних споживачів з від-мовою ФБ-9





Режими «холо-дної» зупинки із щільним і розущільненим

Застосовні ре-зультати на номінальній потужності,




ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 186

Аварія











першим конту-ром









Застосовні ре-зультати на номінальній потужності, запас часу бі-льший чим у аналогічного ІСА на номі-нальній поту-




ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 187

Аварія











жності (див. табл. 2.7 цього звіту)

14.5 Втрата техво-ди невідповідаль-них споживачів з відмовою ФБ-9





14.6 Втрата секцій електропостачання 1 категорії з відмо-вою ФБ-9





14.7 Перехідні процеси, що приз-

× × Застосовні ре-зультати на



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 188

Аварія











водять до спрацьо-вування АЗ, з від-мовою ФБ-9

номінальній потужності, запас часу бі-льший чим у аналогічного ІСА на номі-нальній поту-жності (див. табл. 2.7 цього звіту)


14.8 Втрата витра-ти системи пром-контура з відмовою ФБ-9





14.9 Хибне закрит-тя локалізаційної арматури з відмо-вою ФБ-9


× × Застосовні ре-зультати на номінальній потужності, запас часу бі-льший чим у аналогічного




ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 189

Аварія












15 ЗПА з відмовою функції «Забезпечення надійного електропостачання» (ФБ-10)

15.1 Знеструмлен-ня всіх секцій нор-мального електро-постачання з від-мовою ФБ-10



1 Вживання заходів по віднов-ленню електропостачання;

2 Організація подачі напруги на секції 6 кВ від енергоблоку №1;

3 Організація подачі води в ПГ від деаератора;

4 Подача води в другий контур від пожежних машин




× Застосовні ре-зультати на номінальній потужності, запас часу бі-льший чим у аналогічного ІСА на номі-нальній поту-жності (див. табл. 2.7 цього

1 Вживання заходів по віднов-ленню електропостачання;

2 Організація послідовного зливу ГЄ




ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 190

Аварія











звіту)

16 Розрив паропроводів (у відсікаємої і невідсікаємої частині) з відмовою ФБ «Керування тиском другого контуру» (ФБ-9)

16.1 Розрив пароп-рово-ду/трубопроводу живильної води в межах ГО з відмо-вою ФБ-9



1 Закриття ПСП, як мінімум, на одному паропроводі й організація підживлення ПГ;

2 При неможливості закриття ПСП організувати підживлення одного ПГ від АЖЕН для забез-печення розхолоджування пер-шого контуру;

3 Відключення ГЦН петель із, відмовившими ПСП;

4 Створення стояночної концент-рації бору в першому контурі;


6 Організація поповнення запасів води в баках систем, від яких подається вода в 1-й і 2-й конту-ри



16.2 Неізолюємий розрив паропрово-ду за межами ГО між ПГ і ШЗВК з відмовою ФБ-9



16.3 Ізолюємий розрив паропрово-

Режими зни-женої потуж-

× × Застосовні ре-зультати на


ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 191

Аварія











ду після ШЗВК з відмовою ФБ-9

ності, розхоло-джування й розігріву РУ

номінальній потужності, запас часу бі-льший чим у аналогічного ІСА на номі-нальній поту-жності (див. табл. 2.7 цього звіту)

17 Розрив паропроводів (у відсікаємої і невідсікаємої частині) з відмовою ФБ «Відвід тепла по другому контуру» (ФБ-3)





2 Організація подачі води, як мі-німум, в один ПГ доступними засобами;




17.2 Неізолюємий розрив паропрово-ду за межами ГО між ПГ і ШЗВК з відмовою ФБ-3


× × × Застосовні ре-зультати на номінальній потужності, запас часу бі-льший чим у


ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 192

Аварія












17.3 Ізолюємий розрив паропрово-ду після ШЗВК з відмовою ФБ-3



18 Розрив паропроводів (у відсікаємої і невідсікаємої частині) з відмовою ФБ «Ізоляція ПГ» (ФБ-6)



× × >24 годин 1 Закриття, як мінімум, одного ШЗВК на неушкодженому ПГ і організація розхолоджування першого контуру;

2 Відключення ГЦН на петлях з, відмовившими ШЗВК;

3 Створення стояночної концент-рації бору в першому контурі;



18.2 Неізолюємий розрив паропрово-ду за межами ГО

Режими зни-женої потуж-ності, розхоло-

× × >24 годин


ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 193

Аварія











між ПГ і ШЗВК з відмовою ФБ-6

джування й розігріву РУ 4 Зниження тиску в першому

контурі до робочих тисків САОЗ НТ 18.3 Ізолюємий

розрив паропрово-ду після ШЗВК з відмовою ФБ-6


× × >24 годин



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 194

2.5.2.5.3 Рекомендації до дій оперативного персоналу по керуванню запроектними аваріями

У даному підрозділі наведені рекомендації із протиаварійних дій оперативного персоналу для ЗПА при роботі РУ в режимах зупинки. Рекомендації наведені для тих ЗПА й ЕС, які були виділені для виконання детального аналізу в рамках розробки глави ОППБ «Аналіз запроектних аварій» і не розглядалися при виконанні робіт у рамках [50]. При цьому в наведених рекомендаціях міститься оцінка впливу модернізацій систем і обладнання енергоблоку на ефективність виконуваних оперативним персоналом протиаварійних заходів.

2.5.2.5.4 Течі з першого контуру за межі ГО з відмовою функції «Ізоляція першого контуру»

Як показали результати розрахункового аналізу, розвиток даної ЗПА без втручання оперативного персоналу приводить до важкого ушкодження активної зони внаслідок втрати запасу теплоносія першого контуру.

Використання САОЗ НТ для поповнення запасу теплоносія першого контуру при розриві трубопроводів великого діаметра за межами ГО не є найбільш ефективним рішенням: хоча запас часу на ізоляцію течі продовжується на 4 години, одночасно відбуваються спустошення приямка ГО й викид значної кількості борованної радіоактивної води в приміщення за межами ГО на ранній стадії аварії.

При подачі борного концентрату в перший контур за допомогою одного підживлювального насоса, запас часу в оперативного персоналу на ізоляцію течії продовжується на 9 годин.

2.5.2.5.4.1 Знеструмлення всіх секцій нормального електропостачання з відмовою ФБ «Відвід залишкових тепловиділень» для стану РУ з розущільненим першим контуром

Виникнення ЗПА «Знеструмлення всіх секцій нормального електропостачання» для ЕС зі знятою кришкою реактора приводить до відключення насоса САОЗ НТ, що працює в режимі відводу залишкових енерговиділень. Відключення насоса приводить до порушення циркуляції теплоносія через активну зону реактора, збільшенню температури оболонок твэл і розігріву теплоносія першого контуру. Невідновлення обладнання й відсутність підживлення приводять до закипання теплоносія, втраті запасу теплоносія, оголенню активної зони й, як результат, важкому пошкодженню активної зони. Результати розрахункового аналізу (див. [67]) показують, що для виконання дій оперативного персоналу по запобіганню важкого пошкодження активної зони необхідне відновлення ФБ, що відмовила. У якості заходів щодо запобігання важкого пошкодження активної зони розглянуті дії персоналу по відновленню підживлення першого контуру (поновлення



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 195

роботи одного каналу САОЗ НТ як мінімум на підживлення першого контуру). Як показують результати аналізу, успішні відновлювальні дії дозволяють уникнути важкого пошкодження активної зони й перевести реакторну установку в безпечний кінцевий стан. Таким чином, у якості протиаварійних дій у випадку повного знеструмлення для стану РУ з розущільненим першим контуром є реалізація персоналом дій по підживленню першого контуру. При цьому обов'язковою умовою виконання даної стратегії є відновлення функції забезпечення електропостачання хоча б для мінімального набору обладнання, яке працездатне й може виконувати функцію підживлення першого контуру.

2.5.2.5.4.2 Оцінка радіаційних наслідків Проведена оцінка радіологічних наслідків запроектних аварій для стану РУ зі знятою кришкою реактора, які пов’язані з найбільш значними викидами радіоактивних матеріалів за межі гермооб'єму [67].

Для найбільш консервативного варіанта погодних умов ефективна доза опромінення всього тіла за рахунок зовнішнього й внутрішнього опромінення й еквівалентні дози опромінення щитовидної залози й відкритих ділянок шкіри.

За умови, що температура палива не перевищила 1200°С (викид теплоносія 1-го контуру):

ефективна доза опромінення всього тіла – 6.48E-01 мЗв;

доза опромінення щитовидної залози – 5.73E-01 мГр;

доза на відкриті ділянки шкіри – 1.22E-03 мГр.

За умови досягнення температури 1200ºС:

ефективна доза опромінення всього тіла – 4.72E+05 мЗв;

доза опромінення щитовидної залози – 3,95E+03 мГр;

доза на відкриті ділянки шкіри – 7,29E+01 мГр.

2.5.2.5.5 Аналіз запроектних аварій у басейні витримки

2.5.2.5.5.1 Вибір переліку вихідних подій

Для формування переліку вихідних подій для запроектних аварій у БВ і ВСП був застосований детерміністичний підхід, що пов'язано з малою ймовірністю ЗПА в сховищах ЯП і особливостями аварій (можливість виникнення ланцюгової реакції розподілу й великий кількісті палива в сховищах, що може привести до істотного викиду радіоактивних продуктів



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 196

і необхідності розгляду таких аварій незалежно від імовірності їх виникнення) [76]. У результаті роботи [76] для вузла свіжого палива й басейну витримки енергоблоків АЕС України був сформований перелік вихідний подій для запроектних аварій, рекомендований з погляду аналізу ядерної безпеки, який детально описаний в [41]. При оцінці ядерної безпеки в рамках аналізу проектних аварій [60] перевищення критерію прийнятності Кэфф<0,95, з обліком впроваджених на ВП ЗАЕС організаційно-технічних заходів, не відбувається.

До таких організаційно-технічних заходів належать:

збільшена періодичність контролю концентрації бору в БВ до двох раз у зміну, що передбачено технологічним регламентом безпечної експлуа-тації енергоблоку [107];

відповідно до КзПБ (захід № 13503 «Організація нових місць контролю концентрації бору - 10 у системах, пов'язаних з 1-м контуром») у систе-мі охолодження БВ виконується установка боромеров, що дозволяє проводити безперервний контроль концентрації борної кислоти у відсі-ках БВ;

введено обмеження «…тимчасову установку «свіжих» ТВЗ-А, якщо бу-де потреба їх вивантаження з активної зони або із чохла в БВ, робити тільки в гнізда СУЗП БВ. Установка «свіжих» ТВЗ у гнізда неущільне-ного зберігання БВ – заборонена» [206].

Слід також зазначити, що при виконанні розрахунків аналізувалося накладення трьох аварійних подій (по визначенню – запроектна аварія [3, п.2.35]), тому з погляду ядерної безпеки результати АПА застосовні й до АЗПА. Враховуючи все вищевикладене, можна зробити висновок про недоцільність окремих ядерно-фізичних розрахунків у рамках АЗПА БВ. Відповідно до аналізу світового досвіду з рекомендацій до розробки переліку АЗПА для БВ [76] і результатами виконаної переоцінки безпеки енергоблоків ВП ЗАЕС із урахуванням уроків, витягнутих з аварії на АЕС Фукусіма-1 [66], в обсязі АЗПА БВ необхідно розглянути ВП, які приводять до втрати тепловідводу із БВ, його зневоднюванню й виникненню ЛРР у рамках теплогідравлічного аналізу:

повне знеструмлення;

течія із БВ. Аналіз ВП виконується для двох випадків, що огинають:

аварійне вивантаження активної зони;

планове вивантаження частини активної зони. Для розрахунків вибирається відсік TG21B02, який дозволяє одержати комбінацію найменшого запасу води й максимальної потужності, що



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 197

характеризується мінімально-можливим запасом часу до пошкодження твэл, тобто огинаючи реалістичні результати. Для кожної ВП оцінюється ефективність наступних стратегій:

«компенсація кипіння», якою передбачено підживлення БВ, що дозволяє компенсувати википання теплоносія й запобігти зниженню рівня у відсіку;

«підживлення-скидання», якою передбачено підживлення БВ і, при необхідності, відкриття арматур на трубопроводі переливу, що дозволяє відновити рівень у БВ і забезпечити тепловідвід з не перевищенням обраної температури у відсіку.

2.5.2.5.5.2 Вихідні дані для розрахунків

Вихідні дані для розрахунків обрані на підставі проектних даних по конструкціях відсіків басейну й характеристик системи розхолоджування й представлені в [77,п. А.1 додатка А].

2.5.2.5.5.3 Опис розрахункової моделі

Для виконання теплогідравлічного аналізу ВП запроектних аварій у БВ використовується комп'ютерний код ATHLET. ATHLET розроблений в GRS (Німеччина) для чисельного моделювання нестаціонарних теплогідравлічних процесів, що відбуваються в реакторних установках з легководними реакторами типу PWR/ВВЕР і BWR/РВПК при нормальній експлуатації, порушеннях нормальної експлуатації й аваріях. Опис розрахункової моделі відсіку БВ TG21B02 презентовано в [78, п.А.2 додатка А].

2.5.2.5.5.4 Розрахункові аналізи

Для реалізації стратегій, представлених в 2.5.5.2.5.1, використовуються визначені в попередніх розрахунках граничні (мінімальні) видаткові характеристики підживлення БВ, необхідні для відводу залишкових тепловиділень ТВЗ і підживлення відсіків БВ при течі для різних значень температури води у відсіках.

В аварійних режимах, пов'язаних з розгерметизацією контуру або знеструмленням AЕС, підживлення відсіків БВ проводиться по лінії подачі борного розчину з напору спринклерного насоса. Мінімальна витрата охолоджуючої води за результатами випробувань при подачі одночасно в усі відсіки становить близько 160 м3/ч. При подачі в один відсік мінімальна витрата не нижче 100 м3/ч. Також відповідно до реалізації КТР [182] передбачається підживлення БВ від мобільної насосної установки МНУ-500 з витратою 20 - 400м3/год [183]. Введення МНУ в промислову екслуатацію планується в ППР-2018. В [41,підрозділ п.А.3.2.1.4 додатка А] представлена розрахункова оцінка підживлення БВ витратою 100 м3/год при непрацездатності штатної



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 198

системи розхолоджування у випадку аварійного вивантаження палива з реактора.

2.5.2.5.5.5 Критерії прийнятності

Для розглянутих запроектних аварій в якості розрахункового критерію прийнятності визначено неперевищення максимальної проектної межі пошкодження твэл, що передбачає дотримання наступних умов:

температура оболонок твэл – не більш 1200°С;

локальна глибина окиснення оболонок твэл – не більш 18 % від первісної товщини оболонки;

частка прореагувавшего цирконію – не більш 1 % його маси в оболонках твэл.

Вищевказаний критерій використовується для базових розрахункових сценаріїв. Для розрахункових сценаріїв з реалізацією протиаварійних стратегій розрахунки виконуються до моменту підтвердження ефективності стратегії.

2.5.2.5.5.6 Результати розрахунків

Початкові й граничні умови, хронологія подій і результати розрахункових аналізів для планового й аварійного вивантаження активної зони при знеструмленні та при течі у відсіку без дій оперативного персоналу і у комбінації з різними діями персоналу представлені в [41,п. А.3 додатка А]. Узагальнені результати базових (без дій оперативного персоналу) розрахунків до досягнення максимальної проектної межі пошкодження твэл представлені в [41,таблиця 2.71]. Також були виконані розрахунки із протиаварійними діями оперативного персоналу по реалізації наступних стратегій:

«компенсація кипіння», якою передбачено підживлення БВ, що дозволяє компенсувати википання теплоносія й запобігти зниженню рівня у відсіку;

«підживлення-скидання», якою передбачено підживлення БВ і, при необхідності, відкриття арматур на трубопроводі переливу, що дозволяє відновити рівень у БВ і забезпечити тепловідвід з не перевищенням обраної температури у відсіку.

Результати розрахунків, наведені в [41, Додаток А] продемонстрували ефективність реалізації вищевказаних стратегій.

2.5.2.5.6 Запроектні аварії у ВСП

У сховищі свіжого ядерного палива внаслідок впливу екстремальних природних і техногенних явищ (землетрусу сильніше МРЗ, пожежі, сильні вітри й смерчі, аварії на транспорті або на прилеглих об'єктах, удари блискавки, падіння метеоритів, супутників, літаків і т.д.), а також аварій на самої АЕС, які мають категорію запроектних, можуть реалізовуватися



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 199

наступні вихідні події запроектних аварій (Правила безопасности при хранении и транспортировке ядерного топлива на объектах атомной энергетики. ПНАЭ Г-14-029-91):

затоплення сховища класу 1;

виникнення СЛР;

падіння технологічного обладнання й будівельних конструкцій на ядерне паливо.

Випадок затоплення вузла свіжого палива на Запорізькій АЕС розглянутий в [41]. При цьому показано, що при зміні рівня води відбувається порушення критерію kэФФ < 0,95 при невеликому рівні води (від рівня підлоги до верху нижнього ряду контейнерів) і присутності води нормальної щільності (1 г/см3) у всіх контейнерах. У такому випадку максимальний ефективний коефіцієнт розмноження нейтронів становить kэФФ макс = 0,95598 ± 0,00016. Проведені оціночні розрахунки показують, що у випадку збільшення збагачення палива до 4,95 % при зазначених вище умовах можливе виникнення критичності (kэФФмакс=l,00525 ± 0,00015). Однак, зменшення кількості заповнених водою контейнерів до дев'яти штук у випадку використання палива ТВСА дозволяє знизити коефіцієнт розмноження нейтронів до значення kэФФ<0,95. Вихідні події запроектних аварій, які можуть привести до виникнення СЛР, можна умовно розділити на дві категорії - це:

зміна умов уповільнення нейтронів у сховищі;

зміна геометричної конфігурації палива. Зміна умов уповільнення нейтронів у сховищі ЯП без зміни геометричної конфігурації палива, може привести до підвищення властивостей, що розмножують, у випадку виникнення оптимальних умов уповільнення нейтронів. Як показують отримані результати, виникнення критичності навіть при оптимальних умовах уповільнення нейтронів в ВСП, для експлуатованих у цей час типів ТВЗ, неможливо. Зміна геометричної конфігурації палива можлива при падінні технологічного обладнання або будівельних конструкцій на контейнери й чохли, завантажені ядерним паливом, що призведе до їхньої деформації, зминання ТВЗ або навіть розсипанню свіжого палива. Обсяг ушкодження палива при таких ВП можна оцінити тільки за результатами проведення аналізу на міцність. Однак, для найнебезпечнішого випадку розсипання СЯП, аналіз безпеки можна виконати на основі аналізу розмножуючих властивостей консервативної моделі у вигляді гомогенної сфери із суміші палива й води при зміні водо-уранового відношення. Сферична форма обрана, як найбільш консервативна з погляду витоку нейтронів. Варіювався об'ємний вміст неборованної води щільністю 1 г/см3 у суміші ( від 0 до 99 %) і як наслідок цього - радіус сфери (від 2 до 30 см). Таким чином, підбиралося оптимальне



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 200

уран-водне відношення для різних розмірів сфери, що полягає з палива й води. У всіх напрямках приймалися граничні умови відображення на шарі води. На Малюнок 2.1 представлені результати розрахунків коефіцієнта розмноження для сфери, що складається з палива й води.

0

0.4

0.8

1.2

0 0.1 0.2 0.3 0.4 0.5 0.6 0.7 0.8 0.9 1.0

радиус 30смрадиус 25смрадиус 20смрадиус 15смрадиус 10смkэфф=0.95kэфф=1

отношение массы урана к массе воды0.090.49

mU=60.8кг

mU=315.3кг

mU=182.5кгmU=420.4кг

mU=525.6кг

mU/mH2O 1.032.333.996.219.3213.9721.7337.2383.90

mU=105.1кг

mU=210.2кг

mU=243.3кгmU=304.1кгmU=630.7кг

mU=121.7кг

mU=93.4кгmU=124.6кг

mU=31144г

mU=62.3кг

mU=26278г

доля воды в сфере

k эфф

Малюнок 2.1 Коефіцієнт розмноження паливної сфери з палива в

неборованній воді щільністю 0,998 г/см3 При аналізі консервативно розглядалося паливо реактора ВВЕР-1000 зі збагаченням 4,4 % без врахування інтегрованого вигоряючого поглинача. Температура води приймалася рівною 20 °С, щільність – 0,998 г/см3. Як видно з наведеного графіка, найбільші розмножуючі властивості характерні для відношення маси урану, що розсипався, і води приблизно 2,33. При цьому коефіцієнт розмноження нейтронів перевищує 1,0 вже при масі урану більш 60 кг і радіусі отриманої сфери 2:20 см. Таким чином, для запобігання СЛР прочностні характеристики ТВС повинні бути такими, щоб розсипання палива в результаті ВП не перевищувало 14 % для ТВЗА.

2.5.2.6 Аналіз важких аварій

Метою аналізу важких аварій (АВА) є розгляд аварійних сценаріїв з важким пошкодженням активної зони, які характеризуються множинними відмовами в елементах систем безпеки. У результаті розгляду таких сценаріїв повинні бути розроблені стратегії керування важкими аваріями, що дозволяють досягти наступних цілей згідно з програмою робіт з аналізу важких аварій [43]:



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 201

припинення пошкодження активної зони на ранній стадії розвитку (рівень 4 глибокоешелонованого захисту (ГЕЗ);

підтримка локалізаційної здатності ГО настільки довго, наскільки це можливо (рівень 4 ГЕЗ);

мінімізація наслідків радіаційного викиду, як на майданчику, так і за його межами (рівні 4 і 5 ГЕЗ).

Обсяг робіт з аналізу важких аварій включає виконання аналітичних обґрунтувань і розробку матеріалів, що демонструють досягнення цілей керування важкою аварією, зазначених вище, а також розробку на цій основі керівництв з управління важкими аваріями (КУВА). Згідно [43] для типу РУ В-320 передбачене виконання АВА й впровадження КУВА в повному обсязі для пілотного енергоблоку №1 ЗАЕС із наступною адаптацією на інші енергоблоки. Для виконання АВА використовуються результати розробки ІАБ, АЗПА й СОАІ. За результатами ІАБ виконується наступне:

визначаються аварійні послідовності, що призводять до пошкодження активної зони і їх імовірності;

розглядаються основні феномени, що виникають при важких аваріях, без урахування можливих дій персоналу;

визначаються параметри середовища в приміщеннях енергоблоків при важких аваріях, що впливають на роботу обладнання;

визначаються шляхи виходу й поширення радіонуклідів в активній зоні, обладнанні першого й другого контурів, ГО й за її межами.

Отримані результати використовуються для складання переліку аварійних сценаріїв з важким пошкодженням активної зони з урахуванням імовірності виникнення. За результатами АЗПА виконується наступне:

визначаються запроектні аварії, для яких вживання превентивних заходів керування виявляється недостатньо ефективним з погляду запобігання переходу аварії у важку фазу;

визначаються границі можливостей використання обладнання для реалізації заходів щодо керування ЗПА;

рекомендації з керування ЗПА використовуються при обґрунтуванні СОАІ й, таким чином, завершують реалізацію аварійних процедур до моменту пошкодження активної зони, що значною мірою визначає умови переходу на керування важкими аваріями.

Отримані результати АЗПА використовуються для вибору й обґрунтування аварійних сценаріїв, для яких керуючі заходи недостатні з погляду запобігання пошкодження активної зони.



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 202

Матеріали СОАІ використовуються з погляду діагностичних можливостей визначення стану енергоблоку, а також у якості додаткової аргументації при обґрунтуванні аварійних сценаріїв, для яких превентивні заходи недостатні з погляду запобігання пошкодження активної зони. Для енергоблоку №1 ЗАЕС на номінальному рівні потужності були розроблені й погоджені з Держатомрегулювания аналіз вразливості енергоблоку [45] і аналітичне обґрунтування КУВА для номінального рівня потужності [46], стану зупинки й басейну витримки [47,48]. Крім того, погоджені адаптовані на підставі [44] КУВА для номінального рівня потужності для непілотних енергоблоків №2-6 ЗАЕС (лист ДІЯРУ № 15-32/4-1/7536 від 24.11.2015). Для енергоблоку №4 ЗАЕС аналіз вразливості не виконувався. У рамках аналізу відмінностей, виконаного в [41] с урахуванням [44] не виявлено значимих відмінностей між енергоблоками №1 і №4 ЗАЕС, що впливають на АВА й можливість використання АО і ТО КУВА пілотного енергоблоку. Керівництво з управління важкими аваріями для енергоблоку №4 ЗАЕС адаптовано на підставі [44] відповідно до аналітичного й технічного обґрунтування [46,48] стратегій управління важкою аварією, з урахуванням виконаних верифікації й валідації КУВА. При розробці КУВА й технічних обґрунтувань КУВА враховується існуюче на енергоблоках №2-6 ЗАЕС обладнання. При впровадженні додаткових модернізацій, спрямованих на підвищення ефективності стратегій управління ВА, розроблена версія КУВА повинна піддаватися відповідним модифікаціям.

2.5.3 Узагальнюючі висновки з аналізу ФБ-5 «Детерміністичний аналіз безпеки»

Основною метою виконання детерміністичного аналізу безпеки було підтвердження того, що:

для поточного стану енергоблоку виконуються прийняті критерії прийнятності під час його нормальної експлуатації, при порушеннях нормальної експлуатації і проектних аварій з урахуванням змін, виконаних за звітний період;

виконано аналіз запроектних аварій та розроблено заходи з управління ними.

В ході виконаної періодичної переоцінки безпеки по ФБ-5 «Детерміністичний аналіз безпеки енергоблоку» було підтверджено, що на сьогоднішній день для енергоблоку №4 ЗАЕС виконано всебічний поглиблений аналіз безпеки з використанням сучасних методологій на детерміністичній основі. Результати періодичної переоцінки безпеки демонструють наступне:

енергоблок експлуатується безпечно з прийнятним рівнем ризиків. Вимоги щодо забезпечення безпеки реакторних установок, які передбачені проектом, науково-технічною документацією та міжнародною практикою, виконуються в достатньому обсязі;



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 203

виявлені дефіцити безпеки і відхилення від вимог нормативних документів дозволяють експлуатувати енергоблоки в проектних межах і не вимагають зупинки енергоблоку для їх усунення. Їх подальше усунення дозволить підвищити безпеку при подальшій експлуатації АЕС.

У розділі «Аналіз проектних аварій» 21.4.59.ЗППБ.05 [41] було визначено перелік вихідних подій, які проаналізовані в рамках ЗППБ, а також перелік ВП, які потребують додаткового аналізу, в силу виконаних на енергоблоці модернізацій за звітний період, визначено методологію аналізу проектних аварій. У підрозділі «Аварійні інструкції та протиаварійні тренування персоналу» 21.4.59.ЗППБ.05 [41] в стислому вигляді наведено склад, призначення та зміст протиаварійних документів щодо дій персоналу в разі проектних аварій. Також представлена інформація про протиаварійні тренування персоналу, в тому числі про використання навчально-тренувальних центрів. У розділі «Аналіз проектних аварій» 21.4.59.ЗППБ.05 [41] була визначена методологія аналізу запроектних аварій в рамках ЗППБ, представлені результати розробки переліку ЗПА для режимів роботи РУ на номінальному рівні потужності, і режимів зниженої потужності РУ і зупинки, виконані аналізи ряду ВП, а також наведені рекомендації з протиаварійних дій оперативного персоналу для ЗПА для стану РУ з розущільненим першим контуром, які були охоплені в рамках робіт [50]. У розділі «Аналіз важких аварій» 21.4.59.ЗППБ.05 [41] були розглянуті аварійні сценарії з важким пошкодженням активної зони і відображено стан справ з розробленими стратегіями управління важкими аваріями і керівництвами з управління важкими аваріями (КУВА) для всіх регламентних станів РУ та БВ. В цілому, на енергоблоці №4 ЗАЕС, за результатами оцінки ФБ-5 «Детерміністичний аналіз безпеки енергоблоку», можна відзначити відповідність результатів оцінки фактора встановленим критеріям, які висуваються до цього фактору національними та міжнародними вимогами. Протягом наступних трьох років на енергоблоці №4 ЗАЕС запланована реалізація заходів КЗПБ, спрямованих на усунення дефіцитів безпеки і відхилень від вимог національних нормативних документів, що сприятиме підвищенню безпеки і надійності експлуатації енергоблоку. Згідно «Програми робіт із впровадження модернізованого ядерного палива виробництва компании «Вестінгауз» (ТВЗ-WR) на енергоблока АЕС України» на енергоблоці №4 ЗАЕС з 2017 почалося впровадження ядерного палива виробництва компанії «Westinghouse» (ТВЗ-WR). Перед впровадженням ядерного палива виробництва компанії «Westinghouse» (ТВЗ-WR) було виконано аналіз його безпечного використання на енергоблоці №4 ВП ЗАЕС, представлений в [207], який підтвердив, що для енергоблоку №4 ВП ЗАЕС виконуються прийняті критерії прийнятності для нормальної експлуатації, порушень нормальної



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 204

експлуатації та проектних аварій з урахуванням впровадження ядерного палива виробництва компанії «Westinghouse» (ТВЗ-WR). Даний звіт пройшов державну експертизу з ЯРБ і узгоджений Держатомрегулювання. Аналіз запроектних аварій, з урахуванням використання ядерного палива виробництва компанії «Westinghouse» (ТВЗ-WR), буде виконано для енергоблоку №5 ЗАЕС в рамках розробки ФБ-5 «Детерміністичний аналіз безпеки» в складі робіт з продовження терміну експлуатації енергоблоку №5, з подальшою адаптацією на інші енергоблоки ВП ЗАЕС. Слід зазначити поступове підвищення безпеки і надійності ЯПВУ в зв'язку з реалізацією заходів КЗПБ, спрямованих на усунення дефіцитів безпеки і відхилень від вимог національних нормативних документів. При цьому особливу увагу на енергоблоці №4 ЗАЕС було приділено заходам при тривалому знеструмленні АЕС, що включають забезпечення підживлення ПГ, забезпечення підживлення і охолодження БВ, забезпечення аварійного електропостачання в умовах тривалого повного знеструмлення АЕС та ін. Виходячи з вищесказаного, можна зробити висновок про те, що даний фактор безпеки поліпшується у зв'язку з реалізацією додаткових заходів щодо підвищення безпеки, з урахуванням виконання вимог нововведених нормативних документів, які спрямовані на уточнення вимог з безпеки, і енергоблок може безпечно експлуатуватися в понад проектний термін до 04.04.2038 року.

2.6 Фактор безпеки №6 «Імовірнісний аналіз безпеки»

Основними задачами аналізу ФБ -6 «Імовірнісний аналіз безпеки» є:

визначення того, що існуючі імовірнісні оцінки безпеки коректно враховують як проектні характеристики споруд, систем та елементів енергоблоку, так і зміни, пов'язані з:

- зміною проекту внаслідок модернізації; - зміною природних і техногенних характеристик району розташування

АЕС; - удосконаленням регулюючих вимог з безпеки АЕС; - удосконаленням методології аналізу безпеки АЕС, включаючи аналіз

проектних і запроектних аварій; - накопиченням досвіду експлуатації однотипних енергоблоків; - появою нових науково-технічних даних;

підтвердження високого рівня безпеки енергоблоку в характеристиках частоти плавлення активної зони і частоти граничного аварійного викиду;

порівняння отриманих результатів ІАБ з критеріями безпеки, прийнятими в діючих нормативних документах;



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 205

демонстрація того, що напрямки щодо зниження ризику, виявлені в результаті імовірнісних аналізів, в повній мірі враховані в заходах, спрямованих на підвищення безпеки енергоблоку;

визначення того, що результати імовірнісних оцінок безпеки враховані при розробці керівництв з управління запроектними аваріями;

демонстрація того, що значення частот пошкодження активної зони і граничного аварійного викиду не перевищать критерії безпеки, встановлені нормативними документами, протягом понадпроектного строку експлуатації енергоблоку.

Докладний аналіз фактора безпеки розглянуто в документі ЗППБ Фактор безпеки №6. «Вероятностный анализ безопасности энергоблока №4». 21.4.59.ОППБ.06» [69].

2.6.1 Методи і критерії оцінки

Методи оцінки При розробці 21.4.59.ОППБ.06 [69] застосовувався метод експертної оцінки критеріїв за кількісними імовірнісними показниками безпеки (ЧПАЗ, ЧГАВ).

Критерії оцінки Відповідно до п. 4.1 [3], АЕС відповідає вимогам безпеки, якщо в результаті вжитих в проекті технічних та організаційних заходів досягнута базова мета безпеки. Критеріями безпеки для діючих енергоблоків АЕС є:

неперевищення оцінного значення частоти важкого пошкодження активної зони, що дорівнює 10-4 на реактор за рік. Необхідно прагнути того, щоб оцінене значення частоти такого пошкодження не перевищувало 10-5 на реактор за рік;

неперевищення значення частоти граничного аварійного викиду радіоактивних речовин у навколишнє природне середовище для діючих АС установлюється на рівні не більше ніж 10-5 на реактор за рік. Необхідно прагнути того, щоб значення такого показника не перевищувало 10-6 на реактор за рік.

Результати ІАБ були співвіднесені з імовірнісними критеріями безпеки, визначеними в [3]. При цьому для отримання кількісного значення критерію ЧПАЗ, ЧГАВ і ЧПП була використана інтегральна імовірнісна модель енергоблоку №4 [70], яка включає в себе повний спектр вихідних подій для всіх регламентних станів РУ та БВ.

2.6.2 Аналіз фактора безпеки

Обсяг робіт, методологія аналізу і структура ФБ-6 відповідає вимогам, встановленим в документі [6]. ІАБ виконаний з урахуванням наступних факторів:

критерії:



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 206

- частота важкого пошкодження активної зони; - частота граничного аварійного викиду;

джерела радіоактивних речовин: - активна зона; - басейн витримки; - інші;

вихідні події аварії: - внутрішні ВПА; - внутрішні екстремальні впливи; - зовнішні екстремальні впливи (без урахування сейсмічного впливу);

стан енергоблоку: - РУ на потужності; - РУ на зниженому рівні потужності; - РУ в стані зупинки.

ІАБ-1 містить в собі наступні етапи:

збір вихідних даних з надійності обладнання, інцидентам та порушенням;

ідентифікація та групування ВПА;

системний аналіз;

аналіз критеріїв успіху;

аналіз аварійних послідовностей;

аналіз надійності персоналу;

кількісна оцінка, аналіз і інтерпретація результатів. ІАБ-2 містить в собі наступні задачи:

інтерфейс між ІАБ 1-го і 2-го рівнів;

аналіз міцності ГО;

аналіз уразливості ГО;

розробка дерев подій ГО;

кількісна оцінка, аналіз і інтерпретація результатів. У звіті [204] наведено перелік модернізацій та реконструкцій енергоблоку №4 ВП ЗАЕС, виконаних до 30.06.2015р. та врахованих в імовірнісній моделі. У рамках ІАБ енергоблоку №4 ВП ЗАЕС був виконаний повний спектр досліджень, який містить в собі наступний обсяг робіт:



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 207

ІАБ-1 РУ ВВП усіх ЕС;

ІАБ-1 РУ ВЗ усіх ЕС;

ІАБ-1 РУ ВП усіх ЕС;

ІАБ-1 РУ ЗЕВ усіх ЕС;

ІАБ-1 БВ ВВП усіх ЕС;

ІАБ-1 БВ ВЗ усіх ЕС;

ІАБ-1 БВ ВП усіх ЕС;

ІАБ-1 БВ ЗЕВ усіх ЕС;

ІАБ-2 РУ ВВП усіх ЕС;

ІАБ-2 РУ ВП усіх ЕС;

ІАБ-2 РУ ВЗ усіх ЕС;

ІАБ-2 РУ ЗЕВ усіх ЕС,

ІАБ-2 БВ ВВП усіх ЕС;

ІАБ-2 БВ ВП усіх ЕС;

ІАБ-2 БВ ВЗ усіх ЕС;

ІАБ-2 БВ ЗЕВ усіх ЕС. 2.6.3 Результати оцінки

Детальний опис результатів виконаних ІАБ наведений в [69], а також в [70].

2.6.3.1 Кількісна оцінка ІАБ-1 РУ

Даний розділ являє собою узагальнені результати кількісної оцінки для інтегральної ЧПАЗ, яка містить в собі наступні ІАБ:

ІАБ-1 ВВП усіх ЕС (детальний опис див. [64]);

ІАБ-1 ВЗ усіх ЕС (детальний опис див. [72]);

ІАБ-1 ВП усіх ЕС (детальний опис див. [73]);

ІАБ-1 ЗЕВ усіх ЕС (детальний опис див. [74]). Згідно з виконаними кількісними розрахунками, інтегральне значення ЧПАЗ для енергоблоку №4 ЗАЕС, при ступені відсікання мінімальних перетинів рівному 1Е-12, становить 6,45E-06 1/рік [70]. У таблиця 2.5 наведені результати кількісної оцінки інтегральної ЧПАЗ, а також внесок ЧПАЗ від окремих ІАБ в інтегральну ЧПАЗ. Як випливає з таблиця 2.5 найсуттєвіший вклад в інтегральну ЧПАЗ (близько 30%) вносять внутрішні затоплення. Внесок в інтегральну ЧПАЗ окремих ІАБ-1 РУ, наведений на малюнку 22. Таблиця 2.5 Внесок ЧПАЗ окремих ІАБ-1 РУ в інтегральну ЧПАЗ



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 208

Найменування ІАБ ЧПАЗ 1/рік Відсоток від інтегральної ЧПАЗ

ІАБ-1 РУ ВВП усіх ЕС 1,80E-06 27,9 % ІАБ-1 РУ ВП усіх ЕС 1,42E-06 22,0 % ІАБ-1 РУ ВЗ усіх ЕС 1,93E-06 29,9 % ІАБ-1 РУ ЗЕВ усіх ЕС 1,31Е-06 20,2 % Інтегральна ЧПАЗ 6,45E-06 100 %

Малюнок 2.2 Внесок ЧПАЗ розглянутих ІАБ-1 РУ в інтегральну ЧПАЗ 2.6.3.2 Кількісна оцінка ІАБ-1 БВ

Даний розділ являє собою узагальнені результати кількісної оцінки для інтегральної ЧПП, яка містить в собі наступні ІАБ:

ІАБ-1 БВ ВВП усіх ЕС (детальний опис див. [75]);

ІАБ-1 БВ ВП усіх ЕС (детальний опис див. [79]);

ІАБ-1 БВ ВЗ усіх ЕС (детальний опис див. [80]);

ІАБ-1 БВ ЗЕВ усіх ЕС (детальний опис див. [81]). Згідно з виконаними кількісними розрахунками, інтегральне значення ЧПП для енергоблоку №4 ЗАЕС, при ступені відсікання мінімальних перетинів рівному 1Е-12, становить 5,82E-06 1/рік [70]. У таблиця 2.6 наведені результати кількісної оцінки інтегральної ЧПП, а також внесок ЧПП окремих ІАБ в інтегральне значення ЧПП. Як випливає з таблиця 2.6, найсуттєвіший вклад в інтегральну ЧПП (близько 94%) вносять зовнішні екстремальні впливи.



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 209

На малюнку 2.3 наведений розподіл вкладу ЧПП окремих ІАБ в інтегральне значення ЧПП. Нижче наведені основні результати фінальної кількісної оцінки, для всіх розглянутих ВПА. Таблиця 2.6 Внесок ЧПП розглянутих ІАБ-1 БВ в інтегральну ЧПП Найменування ІАБ ЧПП 1/рік Відсоток від інтегральної

ЧПП ІАБ-1 БВ ВВП усіх ЕС 3,36E-07 5,77 % ІАБ-1 БВ ВП усіх ЕС 4,50E-08 0,77 % ІАБ-1 БВ ВЗ усіх ЕС 8,81E-10 0,02 % ІАБ-1 БВ ЗЕВ усіх ЕС 5,44E-06 93,44 % Интегральна ЧПП 5,82E-06 100 %

Малюнок 2.3 Внесок ЧПП розглянутих ІАБ-1 БВ в інтегральну ЧПП

2.6.3.3 Кількісна оцінка ІАБ-2 РУ

У цій частині звіту наведені результати кількісної оцінки ІАБ 2 рівня РУ, яка містить в собі наступні ІАБ [82]:

ІАБ-2 РУ ВВП для усіх ЕС;

ІАБ-2 РУ ВЗ для усіх ЕС;

ІАБ-2 РУ ВП для усіх ЕС;

ІАБ-2 РУ ЗЕВ для усіх ЕС. Усі розрахунки виконані при ступені відсікання мінімальних перетинів рівному 1Е-12. У таблиця 2.7 наведені результати визначення сумарних частот реалізації дерев подій гермооб'єму для РУ [70]. Таблиця 2.7 Частота кінцевих станів ІАБ-2



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 210

Кінцевий стан ГО Опис кінцевого стану

Частота кін-цевого стану,

1/рік

ST0 Кінцевий стан, який об'єднує всі послідовності, при яких гермооб'єм зберігає свою цілісність. Це включає і цілісність шахти

1,36E-06

ST1

Кінцевий стан, який об'єднує всі послідовності, при яких гермооб'єм відмовляє на ранньому етапі, але розплавлена активна зона затримується в корпусі реактора. Спринклерна система відмовляє внаслідок відмови ГО або в результаті відмов компонентів системи

7,70E-09

ST2

Кінцевий стан, який об'єднує всі послідовності, при яких гермооб'єм відмовляє на ранньому етапі, але розплавлена активна зона затримується в корпусі або в шахті реактора. Спринклерна система працездатна

5,42E-08

ST3

Кінцевий стан, який об'єднує всі послідовності, при яких гермооб'єм відмовляє на ранньому етапі, але розплавлена активна зона затримується в шахті реактора. Спринклерна система відмовила або відмовляє внаслідок відмови ГО

9,28E-08

ST4

Кінцевий стан, який об'єднує всі послідовності, при яких і гермооб'єм, і шахта реактора відмовляють на ранньому етапі. Спринклерна система відмовила або відмовляє внаслідок відмови ГО або шахти

2,14E-06

ST5

Кінцевий стан, який об'єднує всі послідовності, при яких гермооб'єм (у циліндричній і купольної частини) зберігає свою цілісність, але шахта реактора відмовляє на ранньому етапі аварії. Спринклерна система відмовила або відмовляє внаслідок відмови шахти реактора

2,58E-06

ST6

Кінцевий стан, який об'єднує всі послідовності, при яких гермооб'єм відмовляє на пізньому етапі аварії, але розплав-лена активна зона затримується в шахті реактора. Сприн-клерна система відмовила або відмовляє внаслідок відмови ГО

<1,00E-12

ST7

Кінцевий стан, який об'єднує всі послідовності, при яких і гермооб'єм, і шахта реактора відмовляють на пізньому етапі аварії. Спринклерна система відмовила або відмовляє вна-слідок відмови ГО або шахти

<1,00E-12

ST8

Кінцевий стан, який об'єднує всі послідовності, при яких гермооб'єм (у циліндричній і купольної частини) зберігає свою цілісність, але шахта реактора відмовляє на пізньому етапі аварії. Спринклерна система відмовила або відмовляє внаслідок відмови шахти реактора

<1,00E-12

ST9 Кінцевий стан, який об'єднує всі послідовності, при яких зроблений байпас гермооб'єму внаслідок течі з I в II контур і ПСП по II контуру знаходяться у відкритому положенні

1,81E-07

ST10 Кінцевий стан, який об'єднує всі послідовності, при яких зроблений байпас гермооб'єму внаслідок течі з I в II контур і ПСП по II контуру працюють в режимі підтримки тиску

4,63E-08

Внесок окремих кінцевих станів представлений на малюнку 2.4.



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 211

Малюнок 2.4 Внесок кінцевих станів в сумарну частоту СПЕ Внесок кінцевих станів, при яких викиди за межі ГО перевищують витік через проектні нещільності (все, за винятком ST0), наведений на малюнку 2.5.

Малюнок 2.5 Внесок кінцевих станів в сумарну частоту викидів Ґрунтуючись на наведених вище результатах і [69] можна зробити наступні висновки:

Ґрунтуючись на значеннях частоти (таблиця 2.7) і відсоткового розподілу ([69]) окремих кінцевих станів ГО можна сказати, що стани з



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 212

успіхом ГО і затримкою викидів в межах ГО (ST0) дорівнюють 21,1% від загальної частоти станів з пошкодженням активної зони. Це означає, що в 78,9% випадків важкої аварії викиди за межі ГО перевищать значення викиду внаслідок витоку через проектні нещільності. Частота цих викидів (сума частот ST1-ST10) дорівнює 5,09Е-06 1/рік;

категорії викидів ST1, ST2, ST3, ST6, ST7, ST8 і ST10 мають мінімальний внесок в частоту викидів за межі ГО. Їх сумарна частота дорівнює 2,01Е-07 1/рік, причому з цих категорій викидів ST3 є домінуючим. Через малу частку внеску цих станів вони не являють собою інтересу для аналізу.

В таблиця 2.8 наведений внесок ЧГАВ окремих ІАБ-2 РУ в інтегральне значення ЧГАВ. Таблиця 2.8 Внесок ЧГАВ окремих ІАБ-2 РУ в інтегральне значення ЧГАВ РУ

Найменування ІАБ Частота, 1/рік Внесок, % ІАБ-2 РУ ВВП усіх ЕС 1,27E-06 24,9 % ІАБ-2 РУ ВП усіх ЕС 9,07E-07 17,8 % ІАБ-2 РУ ВЗ усіх ЕС 1,61E-06 31,6 % ІАБ-2 РУ ЗЕВ усіх ЕС 1,31E-06 25,6 % ЧГАВ для РУ 5,09E-06 100 %

На малюнку 2.6 графічне наведено розподіл ЧГАВ по окремим ІАБ-2 для РУ.

Малюнок 2.6 Внесок ЧГАВ розглянутих ІАБ-2 РУ в інтегральну ЧГАВ

2.6.3.4 Кількісна оцінка ІАБ-2 БВ

Даний розділ являє собою результати кількісної оцінки для інтегральної ЧГАВ, яка містить в собі наступні ІАБ [82]:

ІАБ-2 БВ ВВП для усіх ЕС;

ІАБ-2 БВ ВП для усіх ЕС;



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 213

ІАБ-2 БВ ВЗ для усіх ЕС;

ІАБ-2 БВ ЗЕВ для усіх ЕС. Згідно з виконаними кількісними розрахунками, інтегральне значення ЧГАВ для енергоблоку №4 ЗАЕС, при ступені відсікання мінімальних перетинів рівному 1Е-12, становить 5,57E-06 1/рік. В таблиця 2.9 наведені результати кількісної оцінки інтегральної ЧГАВ, а також внесок ЧГАВ окремих ІАБ в інтегральну ЧГАВ. Як випливає з таблиці я 2.9, найсуттєвіший вклад в інтегральну ЧГАВ (близько 98%) вносять зовнішні екстремальні впливи. Внесок в інтегральну ЧГАВ окремих частин ІАБ-2 наведений на малюнку 2.7. Таблиця 2.9 Внесок розглянутих ІАБ-2 БВ в інтегральну ЧГАВ

Найменування ІАБ Частота, 1/рік Внесок, %

ІАБ-2 БВ ВВП 1,05E-07 1,89 %

ІАБ-2 БВ ВП 2,15E-08 0,39 %

ІАБ-2 БВ ВЗ 8,81E-10 0,02 %

ІАБ-2 БВ ЗЕВ 5,44E-06 97,71 %

ЧГАВ для БВ 5,57E-06 100 %

Малюнок 2.7 Внесок ЧГАВ розглянутих ІАБ-2 БВ в інтегральну ЧГАВ В таблиція 2.10 наведені результати визначення сумарних частот реалізації дерев подій гермооб'єму для БВ [70]. Таблиця 2.10 Частоти кінцевих станів ГО для БВ по кожній категорії


Частота кінцевого

стану, 1/рік



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 214


Частота кінцевого

стану, 1/рік

ST0 Кінцевий стан, який об'єднує всі послідовності, при яких гермооб'єм зберігає свою цілісність. Це включає і цілісність шахти

2,56E-07

ST11 Кінцевий стан, який об'єднує всі послідовності, при яких відбувається наднормативний викид радіоактивних ре-човин через відмову ГО під час вибуху водню для БВ

3,14E-08

ST12 Кінцевий стан, який об'єднує всі послідовності, при яких відбувається наднормативний викид радіоактивних ре-човин через відмову відкритого ГО для БВ

5,54E-06

Внесок окремих кінцевих станів наведений на малюнку 2.8.

Малюнок 2.8 Внесок кінцевих станів в сумарну частоту СПЕ

Внесок кінцевих станів, при яких викиди за межі ГО перевищують витік через проектні нещільності (все, за винятком ST0), наведений на малюнку 2.9.



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 215

Малюнок 2.9 Внесок кінцевих станів в сумарну частоту викидів

Основний висновок, який можна зробити грунтуючись на значеннях частоти (таблиця 2.10) і відсоткового розподілу (малюнок 2.9) окремих кінцевих станів ГО: стану з успіхом ГО і затримкою викидів в межах ГО (ST0) дорівнюють 4,39% від загальної частоти станів з пошкодженням активної зони. Це означає, що в 95,61% випадків важкої аварії викиди поза межами ГО перевищать проектні викиди. Частота цих викидів (сума частот ST11-ST12) дорівнює 5,57 E-06.

2.6.4 Узагальнюючі висновки з аналізу ФБ-6 «Імовірнісний аналіз безпеки»

В даному розділі наведені результати переоцінки безпеки в частині ФБ-6 «Імовірнісний аналіз безпеки». В результаті виконаних кількісних оцінок отримані:

розрахункове значення інтегральної частоти пошкодження активної зони становить 6,45E-06 1/рік. Максимальним вкладником в інтегральну ЧПАЗ є виникнення внутрішніх затоплень на зниженому рівні потужності та у стані зупинки (внесок близько 30%);

розрахункове значення інтегральної частоти граничного аварійного викиду для РУ становить 5,09E-06 1/рік;

розрахункове значення інтегральної частоти граничного аварійного викиду для БВ складає 5,57E-06 1/рік;

розрахункове значення інтегральної частоти пошкодження палива складає 5,82E-06 1/рік. Максимальним вкладником в інтегральну ЧПП є виникнення зовнішніх екстремальних впливів (внесок близько 94%).

Отримані у результаті кількісних розрахунків значення ЧПАЗ і ЧГАВ РУ повністю задовольняють імовірнісним критеріям безпеки, встановленим в НП 306.02.141-2008 [3] для діючих енергоблоків АЕС, а саме: ЧПАЗ – 6,45Е-06 <1,0Е-04 1/рік и ЧГАВ – 5,09Е-06 1/рік < 1,0Е-05 1/рік.



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 216

Розрахункове значення інтегральної частоти пошкодження палива складає 5.82E-06 1/рік. У діючих нормативних документах відсутний показник з частоти пошкодження палива в басейні витримки відпрацьованого палива, тому можна констатувати тільки те, що дана величина значно нижче нормативного цільового показника по пошкодженню палива для діючих АЕС - 1.0Е-04 на реактор в рік. Крім того, в рамках даного звіту не наводиться оцінка інтегрального значення ЧГАВ для РУ та БВ через відсутність на даний момент відповідної методології. Однак, згідно з пп. 2.2, 3 Протоколу наради від 08.09.2015 р [200], вирішено виконати експлуатуючою організацією дослідницьку роботу для одного з серійних енергоблоків АЕС України з метою розробки методології та проведення коректної інтегральної оцінки значення ЧГАВ від РУ та БВ. До отримання та обговорення результатів такої роботи прийнято відкладення рішення при розгляді результатів ІАБ 2-го рівня для енергоблоків ВП ЗАЕС, ВП РАЕС, ВП ЮУАЕС, ВП ХАЕС. Листом №15-28 /6316 від 07.10.15 р Держатомрегулювання погодило можливість прийняття відкладеного рішення за інтегральною оцінкою значення ЧГАВ від РУ та БВ для енергоблоків АЕС України до виконання дослідницької роботи. Кількісні розрахунки виконувалися з використанням імовірнісних моделей у форматі розрахункового коду SAPHIRE (ver.8). При виконанні імовірнісних аналізів були враховані проектні характеристики споруд, систем та елементів енергоблоку, так і зміни, пов'язані з:

зміною проекту внаслідок модернізацій;

удосконаленням регулюючих вимог з безпеки АЕС;

удосконаленням методології аналізу безпеки АЕС, включаючи аналіз проектних і запроектних аварій;

накопиченням досвіду експлуатації однотипних енергоблоків;

появою нових науково-технічних даних. За результатами імовірнісних оцінок визначено перелік заходів, спрямованих на підвищення рівня безпеки енергоблоку. Більшість проблем, виявлених в результаті імовірнісних аналізів, враховані в заходах, спрямованих на підвищення безпеки енергоблоку, передбачених у КзПБ [17]. За результатами кількісної оцінки, реалізація всього комплексу запропонованих заходів на підставі результатів ІАБ 1-го і 2-го рівня для повного спектру подій [205], веде до значного зниження інтегрального значення ЧПАЗ, а також до істотного зниження ЧГАВ. Це дозволяє говорити про те, що при реалізації запропонованих заходів, встановлені в ЗВБ критерії безпеки будуть виконуватися і протягом понад проектного строку експлуатації.



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 217

Оцінка і прогноз зміни стану ФБ-6 на період довгострокової експлуатації вимагає постійного вивчення, контролю та аналізу реалізованих на енергоблоці модернізацій і заходів, спрямованих на підвищення безпеки. Виходячи з вищесказаного, можна зробити висновок про те, що фактор безпеки відповідає вимогам чинних НД з безпеки, при цьому стан фактора покращується у зв'язку з реалізацією додаткових заходів щодо підвищення безпеки, з урахуванням виконання вимог нововведених нормативних документів, які спрямовані на уточнення вимог з безпеки , і енергоблок №4 може безпечно експлуатуватися в понад проектний термін до 04.04.2038 року.

2.7 Фактор безпеки №7 «Аналіз впливу на безпеку енергоблоку №4 зовнішніх і внутрішніх подій»

Основною метою даного фактора безпеки є встановлення того, що при виникненні внутрішніх і зовнішніх подій забезпечується безпека енергоблоку. Докладний аналіз фактора безпеки розглянуто в документі ЗППБ Фактор безпеки ФБ-7. Аналіз впливу на безпеку енергоблоку №4 зовнішніх і внутрішніх подій. 21.4.59.ОППБ.07 [83].

2.7.1 Метод та критерії оцінки

Метод оцінки Для оцінки аналізу впливу на безпеку енергоблоку внутрішніх і зовнішніх подій використовуються детерміністичні і імовірнісні методи оцінки впливів. При аналізі впливу внутрішніх пожеж і затоплень на енергоблоці №4 ЗАЕС використовувалася методологія, представлена в [72 – 73]. При аналізі токсичних газів і вибухів використовувалася методологія, наведена в [74]. При аналізі падіння важких предметів, биття трубопроводів, запарювання, зрошення або розривів трубопроводів використана методологія, наведена в [73]. В аналізі ЗЕВ використовувалася методологія, наведена в керівництвах МАГАТЕ: International Atomic Energy Agency, Extermal Human Induced Events in Site Evaluation for Nuclear Power Plants, IAEA Safety Standards (Series NS-G-3.1) та International Atomic Energy Agency, Meteorological and Hydrological Hazards in Site Evaluation for Nuclear Installations, IAEA Safety Standards (Series SSG-18).

Під час виконання аналізу ФБ-7 були використані статистичні методи розрахунку, а також методи, які вимагають застосування розрахункових кодів.

Критерії оцінки



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 218

Результати аналізу внутрішніх і зовнішніх екстремальних впливів на енергоблок повинні бути порівняніні з ймовірнісними критеріями безпеки, встановленими регулюючим органом. У відповідності з п. 4.1 [3], АЕС відповідає вимогам безпеки, якщо в результаті вжитих в проекті технічних і організаційних заходів досягнута базова мета безпеки. При оцінці ФБ-7 критеріями безпеки для енергоблоку №4 ЗАЕС є:

неперевищення інтегрального оцінного значення частоти важкого пошкодження активної зони, рівного 10-4 на реактор на рік;

неперевищення інтегрального значення частоти граничного аварійного викиду радіоактивних речовин в навколишнє середовище, рівного 10-5 на реактор на рік;

у звіті ФБ-7 «Анализ воздействия на безопасность энергоблока №4 внешних и внутренних событий» [83] в рамках періодичної переоцінки безпеки енергоблоку №4 виконаний аналіз впливу на безпеку енергоблоку внутрішніх і зовнішніх подій з урахуванням виконаних на енергоблоці модернізацій, оцінені частоти виникнення подій, визначені проблемні питання і коригувальні заходи щодо поліпшення ФБ-7.

Перелік подій що аналізуються

У ФБ-7 представлені екстремальні події, розглянуті в ІАБ по відношенню до внутрішніх і зовнішніх екстремальних впливів при роботі енергоблоку №4 ЗАЕС у всіх експлуатаційних станах. Перелік аналізованих подій, розглянутий в ФБ-7 відповідає п.4.4 нормативного документа НП 306.2.162-2010 [52]: 1) внутріші: пожежі;

затоплення;

токсичні гази;

вибухи;

падіння важких предметів;

биття трубопроводів;

запарювання;

зрошення, 2) зовнішні: повені і затоплення;

урагани і смерчі;

максимальні і мінімальні температури;




ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 219

падіння літальних апаратів;

вибухи;

токсичні гази.

Даний перелік не охоплює частину подій, які повинні бути розглянуті відповідно до вимог МАГАТЕ [7].

У категорії внутрішніх екстремальних впливів до таких подій належить «вплив предметів, що летять» (див. п. 5.77 [7]).

У категорії зовнішніх екстремальних впливів відповідно до п. 5.78 [7] також були розглянуті «сильні снігопади», «ожеледь (обмерзання)», «удари блискавок», «зовнішні пожежі» і «грунтові води».

Крім зазначених вище в категорії зовнішніх екстремальних впливів в цьому звіті наведені результати аналізу впливу граду і блискавки, розглянуті в ІАБ зовнішніх екстремальних впливів[74].

У відповідності з [88] в категорії зовнішніх екстремальних впливів також були розглянуті сильні снігопади і ожеледь (обмерзання).

Даний перелік не охоплює частину подій, які повинні бути розглянуті відповідно до вимог МАГАТЕ [7, 88]. До таких подій належать «вплив предметів, що летять» (внутрішні події) і пожежі (зовнішні події).

Аналіз впливу предметів що летять виконано в [89], який містить:

виявлення джерел, що володіють достатньою енергією для появи предметів, що летять;

визначення приміщень, в яких розташовуються можливі джерела летячих предметів, що представляють певну небезпеку для розташованих в цих приміщеннях систем важливих для безпеки і систем безпеки;

оцінювання ймовірності утворення предметів, що летять і аналіз впливу.

Проведений аналіз показує малу ймовірність утворення предметів, що летять, а в одиничних випадках можливї їх появи, безпеку роботи енергоблоку забезпечена проектними рішеннями. Таким чином, предмети що летять, не роблять впливу на об'єкти важливі для безпеки і виключені з подальшого розгляду в рамках аналізу впливу зовнішніх екстремальних впливів.

Результати аналізу впливу зовнішніх пожеж представлені в [90] та пп. 3.3.8, 3.4.1 [74]. Відповідно з виконаним аналізом, основними пожежонебезпечними об'єктами, що знаходяться поза майданчиком АЕС, є об'єкти, на яких загоряння може стати причиною пожежі (або небезпечним фактором впливу пожежі). До них відносяться:



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 220

склади (сховища) ПММ;

лісні масиви та травяний покрив.

Оцінка впливу зовнішнього пожежі на енергоблок № 4 ВП ЗАЕС заснована на порівнянні нормативно-обгрунтованих безпечних відстаней від енергоблоку № 4 до потенційних джерел пожеж.

Результати оцінки показують, що потенційні джерела пожеж знаходяться на відстанях, що перевищують величини безпечних відстаней, і прямого впливу тепловим потоком на будівлі і основне обладнання енергоблоку, а значить і на безпеку експлуатації енергоблоку не впливають. Протипожежна безпека забезпечується існуючими нормативними розривами будівель і споруд, протипожежними заходами (системи пожежогасіння, автодороги, гідранти та ін.), а також наявністю двох пожежних депо (на 4 і 6 автомашин), розташованих в 2 км по шляху проходження від проммайданчика АЕС (при нормативній відстані не більше 4 км).

Таким чином, зовнішні пожежі, які можуть виникнути за межами і в межах майданчика ЗАЕС, не роблять впливу на об'єкти важливі для безпеки, що знаходяться в районі енергоблоку № 4, і виключені з подальшого розгляду в рамках аналізу впливу зовнішніх впливів.

При розробці звіту по стрес – тестам [91] в п.п. 2.10 было розглянуто питання комбінації впливів. Проведені дослідження показали, що поєднання (комбінація) ВЕВ не призводить до погіршення обстановки, що склалася.


2.7.2.1 Внутрішні події

2.7.2.1.1 Внутрішні пожежі

Оцінка частоти виникнення внутрішніх пожеж була виконана з урахуванням рекомендацій, викладених в інструкціях МАГАТЕ і Комісії ядерного регулювання США. Необхідність переоцінки частот виникнення загорянь була обумовлена виконанням вимоги п. 5.3.8 [6]. При перегляді частот були оновлені вихідні дані по пожежним подіям, включаючи період спостереження, а також враховані зміни в джерелах загоряння, зміни в обладнанні і т.п. В першу чергу аналізувалися наступні чинники:

реконструкції і модернізації обладнання і систем, що виконано на енергоблоці;

зміни, що стосуються розташування/додавання нового обладнання;

зміни в типі встановленого обладнання, які можуть вплинути на вихідні частоти виникнення пожежі в розглянутих приміщеннях.



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 221

Результати розрахунку частот виникнення пожеж в пожежних секторах/відсіках енергоблоку № 4 ЗАЕС представлені в таблиці 1 документа [83].

Так як частоти загоряння в пожежних секторах/відсіках вище, ніж 10-7 1/рік (критерій відсіву у відповідності з п.4.4 [52]), то пожежі у всіх секторах/відсіках підлягають подальшому аналізу.

Результати розрахунку частот виникнення пожеж в пожежних секторах/відсіках енергоблоку №4 ЗАЕС представлені в [73].

В рамках роботи [73] був виконаний аналіз внутрішніх пожеж на номінальному рівні потужності з урахуванням виконаних модернізацій на енергоблоці № 4 ЗАЕС, розраховані нові значення частот за джерелами загоряння, виконаний якісний і кількісний відсів пожежних секторів, детальний аналіз сценаріїв розвитку пожеж, а також виконано кількісний аналіз аварійних послідовностей дерев розвитку пожеж. В матеріалах [73] представлені результати аналізу внутрішніх пожеж при роботі енергоблоку на зниженому рівні потужності та в стані зупинки.

В рамках розробки інтегральної моделі ІАБ 1-го і 2-го рівня для повного спектру вихідних подій для всіх станів РУ [70] матеріали ІАБ внутрішніх пожеж на НРП та при ЗРПтаСЗ [73] були узагальнені і переглянуті. В [70] ІАБ внутрішніх пожеж на НРП та ЗРПтаСЗ включений в інтегральну модель і оновлений станом на 30.06.15, при цьому оновлені частоти ВПА і показники надійності станом на 30.06.15. Результати кількісної оцінки аварійних послідовностей від вихідних подій, пов'язаних з внутрішніми пожежами на енергоблоці №4 ЗАЕС, для всіх станів РУ наведені в таблиці 2.16 цього звіту.

2.7.2.1.2 Внутрішні затоплення

Оцінка частот виникнення затоплень виконувалася окремо по кожній зоні в залежності від джерела затоплення та категорії течі. Результати переглянутих частот затоплень представлені в [72] та навдені в документі [83]. Так як частоти виникнення затоплень для зазначених зон затоплень вище, ніж10-7 1/рік (критерій відсіву у відповідності з п.4.4 [52]), то затоплення у всіх зонах підлягають подальшому аналізу. В рамках роботи [72] був виконаний аналіз внутрішніх затоплень на номінальному рівні потужності з урахуванням виконаних модернізацій на енергоблоці №4 ЗАЕС, визначені частоти виникнення внутрішніх затоплень та шляхи їх поширення, а також виконаний аналіз впливу внутрішніх затоплень на роботу енергоблоку. В результаті детального аналізу зон затоплень були визначені сценарії розвитку затоплень, що ведуть до ВПА, а також виконаний аналіз наслідків розривів (течі) високоенергетичних трубопроводів. У матеріалах [72] представлені результати аналізу внутрішніх затоплень при роботі енергоблоку на зниженому рівні потужності та в стані зупинки.



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 222

У рамках розробки інтегральної моделі ІАБ 1-го й 2-го рівня для повного спектра вихідних подій для всіх станів РУ [70] матеріали ІАБ внутрішніх затоплень на НРП і при ЗРПіСЗ [72] були узагальнені й переглянуті. В [70] ІАБ внутрішніх затоплень на НРП і ЗРПіСЗ включений в інтегральну модель і оновлений за станом на 30.06.15, при цьому оновлені частоти ВПА й показники надійності за станом на 30.06.15. Результати кількісної оцінки аварійних послідовностей від вихідних подій, пов'язаних із внутрішніми затопленнями на енергоблоці № 4 ЗАЕС, для всіх станів РУ представлено в таблиця 2.13 цього звіту.

2.7.2.1.3 Токсичні гази

Вплив токсичних газів і аерозолів розглядається з погляду забезпечення працездатності експлуатаційного персоналу, що працює на БЩУ й РЩУ. Вплив токсичних газів від джерел, розташованих на майданчику АЕС розглянуто в п.2.4.2.2.9 [83]. У цьому аналізі, якмй припускає розгляд внутрішніх подій, аналізуються джерела, розташовані безпосередньо в будинку головного корпуса енергоблоку, де розміщаються БЩУ й РЩУ. У технологічному процесі виробництва електроенергії на енергоблоці №4 ЗАЕС у різних технологічних схемах використовуються (застосовуються) хімічні реагенти, речовини й розчини [90]. Перелік цих реагентів, клас їх небезпеки відповідно до нормативної документації [84], а також найменування технологічних схем, де вони застосовуються, і будинків (джерел) у яких вони розташовані, наведено в таблиці 3 [83]. Інші реагенти (коагулянти, флокулянти, дезактивуючі розчини, тощо), застосовувані на енергоблоці в технологічних системах не є шкідливими речовинами. Усі перераховані речовини розташовані в ємностях поза будинком головного корпуса. Застосування зазначених речовин у РВ й ТВ обмежене їхнім дозуванням у теплоносія 1- го й 2- го контурів енергоблоку, внаслідок чого їх концентрація в теплоносії знижується. Не виключена можливість розриву трубопроводів і ємностей 1- го й 2- го контурів енергоблоку з наступним запарюванням приміщень і проникненням у приміщення БЩУ й РЩУ пари, що містить розведені токсичні речовини. На випадок аварійного забруднення атмосферного повітря передбачається робота системи кондиціювання в замкненому режимі й застосування індивідуальних засобів захисту органів дихання. Комбінація цих способів дозволяє виключити ризик впливу токсичних пар на персонал БЩУ й РЩУ. Ці заходи дозволяють зробити висновок, що у випадку розгерметизації устаткування приміщення локалізується, проводиться дезактивація токсичних речовин, тобто відсутній вплив на безпечну експлуатацію енергоблоку. Таким чином, даний вид впливів виключається з подальшого розгляду. Докладно заходу щодо запобігання наслідків впливу токсичних газів викладено в книзі 9 частини 3 ДМАБ [98] і книзі 8 частина 5 [16].



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 223

2.7.2.1.4 Вибухи

Вплив вибухів від джерел, розташованих на майданчику АЕС розглянуто в п.2.4.2.2.8 [83].У даному аналізі розглянутий фактор, що ушкоджує, від вибуху – ударна хвиля. Вторинні фактори, що ушкоджують, від вибухів у цьому аналізі не розглядаються через аналіз їх в рамках інших робіт:

аналіз впливу предметів, що летять, виконаний в [89];

аналіз впливу відкритого вогню, температури середовища, втрати видимості внаслідок задимлення виконаний в [73];

аналіз впливу токсичних продуктів горіння, зниженої концентрації кисню виконаний в [98].

У якості джерел виникнення ударної хвилі в аналізі були розглянуті руйнування трубопроводів і посудин під тиском, ємностей зі зрідженим або стисненим газом, вибухи посудин, що містять вибухонебезпечні речовини. Відповідно до [3] «…у проекті АС повинні бути передбачені технічні засоби й організаційні заходи, спрямовані на запобігання проектних аварій і обмеження їх наслідків і які забезпечують безпеку при кожному ВПА, що враховуються проектом з накладенням однієї незалежної від вихідної події відмови кожного з елементів систем безпеки». Таким чином, з погляду забезпечення безпеки, внутрішні вихідні події аналізуються в частині впливу тільки на системи, що беруть участь у безпечній зупинці й підтримці РУ в безпечному стані. У справжньому аналізі, що припускає розгляд внутрішніх подій [6], аналізуються джерела, розташовані безпосередньо в будинках і спорудженнях, що містять СВБ. У ймовірних сценаріях наслідків реалізації вихідних подій через внутрішні впливи, відповідно до класифікації глави 7 книги 8 частин 1-4 [99], розглядаються будівлі і споруди АЕС, у яких перебувають системи важливі для безпеки, а саме:

головний корпус енергоблоку №4 (поз. 1 на Малюнок 2.10 2.2.1010);

спецкорпус із «брудною» естакадою (поз. 5 на Малюнок 2.10);

резервна дизельна електростанція для енергоблоку №4 (поз. 2 на Малюнок 2.10);

загальноблокова резервна дизельна електростанція (поз.3 на Малюнок 2.10).

У якості можливих джерел виникнення повітряної ударної хвилі в будівлях і спорудах, що містять СВБ, аналізувалися [90]:

посудини, що працюють під тиском;

сховища горючих речовин. Перелік джерел вибуху і їх характеристики в будівлях і спорудах, що містять СВБ, наведено в таблиця 2.11.


ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 224

Таблиця 2.11 Запорізька АЕС. Перелік джерел вибуху тапредметів, що летять на майданчику АЕС [90]

Номер спору-

дження по плану

Найменування споруди Найменування джерела Аналіз джерела вибуху

Характеристика вибухонебезпечних джерел

кількість устаткуван-

ня

кількість устатку-

вання

кількість устатку-

вання 1 Турбінне відділення:

Система охолодження турбо-генератора

Водень Виконаний у рамках ІАБ внутрішніх пожеж [73], результати наведено в п.2.4.2.1.1 [83]

1 1 1

1 Турбінне відділення: Трубопроводи і ємності 2- го контуру

Теплоносій висо-ких параметрів

Виконаний у рамках ІАБ внутрішніх затоплень [72], результати наведено в п.2.4.2.1.2 [83]

- - -

1 Реакторне відділення: - Гермооб’єм; - Ємності 1- го контуру, підк-лючені до системи азоту та газових сдувок

Водень Вибух водню усередині гермооболонки й в устатку-ванні, у якому можливе нагромадження водню під-лягає відсіву, тому що реалізовані та заплановані до впровадження на енергоблоці заходи щодо відводу й допалюванню водню дозволяють не допускати ви-никнення вибухонебезпечних концентрацій водню [16]. Згідно [85] впроваджувані на енергоблоці захо-ди щодо відводу й допалюванню водню виключають виникнення умов детонації в приміщеннях ГО

- - -

1 Реакторне відділення: Трубопроводи і ємності 2- го й 1- го контурів

Теплоносій висо-ких параметрів

Виконаний у рамках ІАБ внутрішніх затоплень [72],результати наведено в п.2.4.2.1.2 [83]

- - -

2 РДЕС енергоблоку №1, 2, 3, 4, 5, 6 Підземний бак дизельного палива

Дизельне паливо Виконаний у рамках ІАБ ЗЕВ [74], результати наве-дено в п.2.4.2.2.8 [83]

3х6 3х6 3х6

3 ЗРДЕС енергоблоків Бак аварійного зливу палива

Дизельне паливо Виконаний у рамках ІАБ ЗЕВ [74], результати наве-дено в п.2.4.2.2.8 [83]

1 1 1


ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 225

1. Головний корпус (енергоблоки 1-6); 2. Дизельгенераторна. 3; Загальноблокова дизельгенераторна; 4. Блокова насосна станція; 5. Спецкорпус; 6. Об'єднаний допомі-

жний корпус; 7. Сховище твердих радіоактивних відходів; 8. Адміністративний корпус із прохідними №1; 9. Прохідна №2; 10. Лабораторно-побутовий корпус; 11. Об'єднане маслогосподарство зі складом дизпалива; 12. Майданчик ССВЯП; 13. НТЦ; 14. лінія-750 кВ; 15. Бризкальний пристрій відповідальних споживачів; 16. ка-

нал, що підводить; 17. скидний канал; 18. Інженерний корпус; 19. Блок майстерень ЕЦ; 20. ЛБК РСП; 21. Будинку зберігання парогенераторів; 22. Майданчик важкова-говиків; 23. Їдальня №18; 24. Покритий склад кабельної продукції; 25. Будинок технічного архіву; 26. Вентиляційна труба;

27. ЛЕП 750 кВт; 28. ЛЕП 330 кВт; 29. ЛЕП 150 кВт; 30 – водойма

Малюнок 2.10 Схема Генерального плану Запорізької АЕС



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 226

Турбінне відділення – водень У турбінному й деаераторному відділеннях немає посудин, що містять вибухонебезпечні середовища. Єдиним джерелом можливого виникнення ударної хвилі в турбінному й деаераторному відділеннях є вибух водню, що перебуває в корпусі й системі охолодження турбогенератора. Відповідно до рекомендацій [87] сценарії розвитку пожежі на турбогенераторі передбачають аналіз можливого запалення/ вибуху водню, як локального, у межах турбоагрегату, так і масштабного (катастрофічного) з ушкодженнями усередині будівлі машзала, потенційними ушкодженнями прилягаючих приміщень і порушенням структурної цілісності будівлі. Такий аналіз для енергоблоку № 4 ЗАЕС був виконаний у рамках ІАБ внутрішніх пожеж, результати якого наведено в розділі 1.17 [73]. Частоти виникнення локального та масштабного вибухів водню на турбогенераторі по даним [73] оцінюються величинами 7,49E-04 1/рік і 5,65E-04 1/рік, відповідно. Частоти локального й масштабного вибухів водню на турбогенераторі були оцінені виходячи із частоти виникнення пожежі на ТГ [73] і умовних імовірностей виникнення пожеж на ТГ різних категорій [73]. При розрахунках використовувалося дерево розвитку пожежі для сценарію із загорянням на ТГ у межах пожежного відсіку TB-002-01, наведене в [73]. Як видно із представлених результатів, критерій відсівання подій по частоті (10-7 1/рік відповідно до п.4.4 [52]) не виконується, тому дані події підлягають подальшому аналізу. Турбінне відділення й реакторне відділення – теплоносій високих параметрів У якості вихідних подій, що приводять до виникнення ударної хвилі в негерметичній частині реакторного відділення й турбінному відділенні, розглядається розрив наступних трубопроводів високого тиску: головних паропроводів, трубопроводів живильної води парогенераторів, трубопроводів стисненого повітря до пневмоприводів, трубопроводів продувки-підживлення першого контуру, трубопроводів продувки парогенераторів, напірних трубопроводів насосів аварійного введення бору. Аналіз впливу зазначених подій виконаний у рамках ІАБ внутрішніх затоплень, результати якого наведені в [72]. Також у негерметичній частині реакторного відділення відсутні посудини, що містять вибухонебезпечні речовини. У якості джерел виникнення ударної хвилі усередині захисної оболонки в даному аналізі розглядаються тільки імпульс підривної хвилі, викликаний розущільненням трубопроводів першого контуру. Інші можливі джерела виникнення ударної хвилі не розглядаються, оскільки усередині герметичної захисної оболонки немає ємностей, у яких би перебували вибухонебезпечні суміші, а також немає балонів зі стислим або зрідженим газом.



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 227

Посудини, що містять рідкі середовища під високим тиском і розташовані в межах ГО (корпус реактора, гідроємності САОЗ, компенсатор тиску, парогенератори), не розглядаються в якості джерел виникнення ударної хвилі, оскільки ймовірність їх руйнування менше 1E-6 [105]. У результаті миттєвого розриву трубопроводів у повітрі виникає ударна хвиля, викликана розширенням пари, що утворювалася при витіканні. Аналіз результатів розрахунків показує, що вплив від ударної хвилі зменшується зі зменшенням діаметра трубопроводу й зі збільшенням відстані від місця виникнення розриву до перешкоди. Найбільшу енергію має вибухова хвиля, утворена при розущільнені трубопроводу ГЦК (Dу 850) [19]. Стіни й перекриття внутрішніх приміщень гермозони розраховані на вплив від механічних навантажень, що виникають при розущільнені контуру теплоносія, включаючи ПА, пов'язану з миттєвим розривом трубопроводу ГЦК Dy 850 в умовах впливу землетрусу інтенсивністю до 6 балів включно. Вибухова хвиля при розриві трубопроводів меншого діаметра або із середовищем більш низьких параметрів, ніж параметри першого контуру, не може викликати руйнування будівельних конструкцій або технологічного встаткування. Трубопроводи ГЦК розташовані в приміщеннях ГА407/1 і ГА407/2 і кожна з петель відділена від іншої будівельними конструкціями. Колони й захисні стіни шахти реактора в зоні патрубків, що граничать із басейном витримки й шахтою мокрого перевантаження ВКП, розраховані на ударну хвилю від розриву Dу 850 і виконуються з металоконструкцій із заповненням бетоном у якості біозахисту. Таким чином, вибухова хвиля, що утворюється в результаті розриву ГЦТ однієї з петель, значною мірою буде поглинена будівельними конструкціями та не виявить впливу на обладнання сусідніх петель. У приміщеннях ГА407/1 і ГА407/2 відсутні елементи систем, важливих для безпеки (крім трубопроводів, приєднаних до ГЦТ), які можуть бути ушкоджені в результаті розриву трубопроводу Dу850. Можливе ушкодження трубопроводів, приєднаних до ГЦТ аварійної петлі, не виявить більш істотного впливу на безпеку енергоблоку, ніж саме руйнування ГЦТ. Крім того, згідно з досвідом експлуатації й експериментальним випробуванням трубопроводів [86], виникнення тріщин і розвиток їх у розрив трубопроводу повним діаметром не відбувається миттєво. Зміна параметрів усередині трубопроводів у плині тривалого часу спричинить значне зниження інтенсивності виниклої ударної хвилі. Для зменшення ймовірності розриву трубопроводів відповідно до заходу №12203 КзПБ [17] на ЗАЕС-4 планується впровадити засоби й системи для реалізації концепції «течиї перед руйнуванням». У цей час можна відзначити наступне, що фактичні властивості матеріалів приблизно на 20 % перевищують прийняті в розрахунках нормативні значення запасу міцності, і розвиток течі відбувається поетапно (наскрізна тріщина в ГЦТ, що дає протечку 38 л/хв, є стабільною при навантаженнях, відповідних до нормальних умов експлуатації й при впливі МРЗ). Таким чином, можливо,



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 228

зафіксувавши утвір течі на початковому етапі, запобігти її подальшому розвитку, зупинивши реактор і виконавши необхідні ремонтні роботи. Реалізація зазначеної концепції дозволяє знизити ймовірність розриву трубопроводів до величини менш 10-7 1/рік [86] і таким чином, відповідно до п.4.4 [52], відсіяти вплив від миттєвого розриву трубопроводів у ГО. Вищенаведений аналіз дозволяє зробити вивід, що вплив від ударної хвилі на будівельні конструкції усередині гермооболонки і на технологічне обладнання не приведе до виходу їх з ладу й, як наслідок, безпосередній вплив від ударної хвилі не впливає на забезпечення безпеки енергоблоку. Реакторне відділення – водень Вибух водню усередині гермооболонки й в обладнанні, у якому можливе нагромадження водню, у якості вихідної події розглядається з врахуванням реалізованих і планованих до впровадження на енергоблоці заходів щодо відводу та рекомбінації водню, які дозволяють не допускати виникнення вибухонебезпечних концентрацій водню для більшості аварійних проектних сценаріїв і частково для запроектних. Більш детальна інформація з реалізованих і планованих до реалізації заходів наведено в книзі 8 частина 5 ДМАБ [16]. Крім того, при несправності в системі азоту й газових сдувок і підвищенні концентрації водню в обладнанні значно нижче вибухонебезпечної концентрації водню, енергоблок повинен бути зупинений і переведений в «холодне» стан з виконанням оргтехзаходів по недопущенню подальшого росту концентрації водню [107]. На енергоблоці існує система контролю концентрації водню, яка буде працездатна при проектних режимах (обмеження по проектній межі температури в ГО). Для запроектних аварій у рамках заходу КзПБ [17] №17201 передбачене впровадження системи контролю концентрації водню й кисню, а також вологості середовища. Дані параметри будуть доступні операторові на БЩУ в рамках впровадження ПАМС. Для енергоблоку №4 строк реалізації – 31.12.2018. Крім того, відповідно до заходу КзПБ [17] №17203 передбачається встановити в ГО, у місцях найбільш імовірного скупчення водню, пасивні автокаталітичні рекомбінатори водню (ПАРВ). Даний захід планується впровадити до 31.12.2018. З метою недопущення ушкодження ГО, як останнього бар'єра на шляху поширення іонізуючого випромінювання й радіоактивних речовин, на енергоблоці передбачене впровадження заходу КзПБ [17] №17205. Даний захід планується впровадити до 31.12.19. Також у якості вихідної події не розглядається вибух водню усередині ГО, тому що в цей час реалізовані система контролю концентрації водню й проект по відводу водню з ГО на систему допалювання. У режимах нормальної експлуатації перемішування водню усередині ГО здійснюється системами рециркуляційної вентиляції TL01-TL05. Крім того, відповідно до заходу КзПБ [17] №17203 передбачається встановити в гермооб’ємі, у місцях найбільш імовірного скупчення водню, пасивні каталітичні допалювачі водню. Даний захід планується впровадити до 31.12.2018. Згідно [85] впроваджувані на енергоблоці заходи щодо відводу й



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 229

допалювання водню виключають виникнення умов детонації в приміщеннях ГО для важких аварій без накладення додаткової відмови. Перераховані вище заходи щодо відводу й рекомбінації водню дозволяють зробити висновок, що усередині обладнання РУ й у гермооб’ємі за станом на сьогоднішній момент для ряду запроектних аварій можуть досягатися вибухонебезпечні концентрації водню. Таким чином, питання утвору вибухонебезпечних концентрацій усередині встаткування й гермооб’єма РО необхідно віднести до проблемних, розв'язок якого залежить від впровадження перерахованих вище заходів. РДЕС, ЗРДЕС – дизельне паливо Згідно з аналізом потенційних джерел вибухів на майданчику ЗАЕС, виконаному в рамках ІАБ ЗЕВ [74], більшість із них можна вважати несуттєвими стосовно енергоблоку №4 ЗАЕС. Проведений аналіз показав, що аварії, пов'язані зі зберіганням дизельного палива (РДЕС, ЗРДЕС), при використанні самих консервативних моделей оцінки впливу, не перевищують проектних меж вибухостійкості розглянутих на майданчику об'єктів і не можуть виявити будь якого впливу на їхнє нормальне функціонування. Таким чином, техногенні аварії, пов'язані з вибухами на вибухопожеженебезпечних об'єктах майданчика ЗАЕС виключені з подальшого розгляду.

2.7.2.1.5 Падіння важких предметів

У ДМАБ енергоблоку № 4 ЗАЕС [89] розглянуті падіння важких предметів у наступних будинках:

падіння вантажів у реакторному відділенні;

падіння вантажів у спецкорпусі;

падіння вантажів у турбінному відділенні;

падіння вантажів у РДЕС. Крім того в [89] розглянуте падіння контейнера з відпрацьованим паливом з висоти більш 9 м, а також падіння вантажів у реактор і басейн витримки при перевантаженні палива. Якісний аналіз вихідних подій і їх наслідків при впливі падаючих вантажів на СВБ на спецкорпусі, турбінному відділенні й РДЕС показав, що немає небезпечних наслідків з погляду виконання функцій безпеки АЕС [89]. В [75] також були розглянуті події, пов'язані з падінням важких предметів у БВ:

падіння транспортного контейнера зі свіжими касетами й випадіння касет з контейнера;

падіння чохла зі свіжими касетами й випадіння касет із чохла;



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 230

падіння касети при її транспортуванні над реактором і басейном витримки;

падіння контейнера ТК-13 у реакторному відділенні;

падіння гідрозатвора. Якісний аналіз даних подій і їх наслідків дозволили виключити їх з розгляду стосовно до аналізу БВ, (див. п. 2.2.4 книги 1 [75]). У результаті аналізу впливу падіння важких предметів у будівлях і спорудах енергоблоку №4 ЗАЕС для детального аналізу були залишені події, пов'язані з падінням важких предметів у ГЦК, у корпус реактора, або на інше технологічне встаткування. Відповідно до результатів оцінки частот ВПА, виконаної в рамках ІАБ 1-го рівня для внутрішніх ВПА на зниженому рівні потужності й при зупиненому реакторі енергоблоку № 4 ЗАЕС [64], для експлуатаційного стану ЕС8 «Робота при здренованому першому контурі» частота ВПА Т17 «Падіння важких вантажів над активною зоною реактора або ГЦК» становить 4,62E- 03 1/рік. Результати кількісної оцінки подій, пов'язаних з падінням важких вантажів представлено в таблиці 2.19. Як видно із представлених результатів, критерій відсіву подій по частоті (10-7 1/рік відповідно до п.4.4 [52]) не виконується, тому дані події підлягають подальшому аналізу.

2.7.2.1.6 Биття трубопроводів, запарювання й зрошення

Аналіз спектра просторових взаємодій у відповідності зі звітом [83] включає:



зрошення (забризкування) і детально розглянутий в [72]. Аналіз можливого поширення/впливу наведеного спектра просторових взаємодій, як у межах зон затоплення, так і при можливому впливі на інші зони затоплень енергоблоку №4 ЗАЕС виконаний у рамках ІАБ внутрішніх затоплень, результати якого наведені в [72]. Усі системи були ретельно проаналізовані на предмет просторових взаємодій і виконана оцінка уразливості обладнання до даних взаємодій. У результаті аналізу були розраховані умовні ймовірності відмов компонентів систем внаслідок кожного виду просторових взаємодій, ініційованих різними вихідними подіями затоплень, які представлені в [72]. Частоти зазначених ВПЗ наведені в Табл. 2.2 книги 3 [72]. За результатами розрахунків частот критерій відсіву подій по частоті (10-7 1/рік відповідно до п.4.4 [52]) не виконується, тому дані події підлягають подальшому аналізу.



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 231

Внутрішні події «биття трубопроводів», «запарювання», «зрошення» є ефектами виникнення ВПА, пов'язаних з течами/розривами трубо(паро)проводів за межами ГО, наслідку зазначених подій розглянуті разом із внутрішніми затопленнями, результати наведені в [72].

2.7.2.2 Зовнішні події

2.7.2.2.1 Повені й затоплення

Затоплення майданчика АЕС у результаті злив За результатами аналізу майданчика ЗАЕС, наведеного в п. 3.3.1 [74], не виявлено елементів, які можуть піддатися затопленню й привести до створення аварійної ситуації. Для забезпечення захисту території АЕС від атмосферних опадів передбачені системи водостоків будівель і система промзливневої каналізації майданчика. Наприклад, колодязі для обслуговування й ремонту підземних комунікацій розміщаються навколо оббудовування РО й машзала на відстані ~20…30 м і підняті на висоту ~0,2…0,3 м від рівня землі. При цьому майданчик ЗАЕС має ухил убік берегової лінії Каховського водоймища. Входи в будівлі й споруди АЕС мають установлений нормативними документами необхідний підйом над рівнем планування майданчика. Порівнюючи висоту підйому води під час інтенсивного дощу з оцінками висот інженерних споруджень над територією майданчика, і враховуючи наявність дощової каналізації на майданчику АЕС, можна зробити висновок, що затікання води усередину споруд АЕС не відбудеться. При сильних дощах можливі порушення в роботі встаткування ВРП й іншого встаткування системи нормального електропостачання, які, у принципі, можуть привести до ВПА, розглянутим у ІАБ 1-го рівня для внутрішніх ініціаторів у групі Т1 «Знеструмлення всіх секцій нормального електропостачання». У дану групу включені події, пов'язані із втратою зовнішніх (ВРП, включаючи зовнішню мережу) і внутрішніх (трансформатори власних потреб, включаючи резервні) джерел нормального електропостачання енергоблоку [64]. Таким чином, ВПА, пов'язане з відмовою систем електропостачання й наслідку даної ВПА, вже розглянуті у ІАБ 1- го рівня для внутрішніх ВПА. З урахуванням цього, можливий безпосередній вплив дощу на електроустаткування енергоблоку може бути виключено з подальшого розгляду на підставі одного із критеріїв якісного відсіву, тому що можливий збиток для енергоблоку від розглянутого зовнішнього впливу не перевищує наслідки від внутрішнього ВПА. Виходячи з вищесказаного, можна зробити висновок, що сильні дощі не представляють небезпеки для споруд і елементів АЕС, і даний вплив може бути відсіяний. Річкові затоплення До таких затоплень відносяться затоплення, викликані проривом гребель Дніпровського каскаду. Аналіз даного виду впливу виконаний в п.3.3.4 [74].



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 232

Оцінка подій, пов'язаних з проривом гребель, виконана для найбільш консервативного випадку, в якості якого розглядається прорив всіх гребель Дніпровського каскаду вище розташування ЗАЕС та збереження працездатності греблі Каховської ГЕС. Визначено максимально можливий рівень в Каховському водосховищі, який дорівнює 19,36 м БС, що нижче за позначку проммайданчика ЗАЕС - 22,0 м БС. Як видно, підйом рівня Каховського водосховища не зробить прямого впливу на енергоблок № 4 ЗАЕС, але можливі порушення в роботі обладнання, розміщеного в будівлі БНС-4, а також порушення в роботі бризкальних басейнів турбінного відділення енергоблоків, розташованих в каналах ставка - охолоджувача. Річкові затоплення у відповідності з [74], можуть ініціюівати ВПА Т32 – «Відмови конденсатно-вакуумної системи»(відмови VC10D01,02,03) і ВПА Т31 -«Перехідні процеси, що вимагають спрацьовування АЗ»(відмови VC20D01,02). Для подальшого аналізу вибрано ВПА Т31, як більш консервативне (результати ІАБ 1 рівня для внутрішніх ВПА). Умовна ймовірність пошкодження активної зони для обраного ВПА з урахуванням додаткових відмов представленого вище устаткування дорівнює 1,56E-6. Для кількісної оцінки впливу, викликаного зовнішнім затопленням, були проаналізовані частоти руйнування гребель, наведені в [92]. Згідно з цими оцінками для деяких гребель частота може бути 1E-03 1/рік, база даних для всіх гребель дає діапазон 1E-04 - 1E-05 1/рік. Всі греблі Дніпровського каскаду віднесені до першого класу по капітальності і розраховані на паводок 0,01% забезпеченості. Таким чином, частота руйнування греблі не перевищує 1E-04 1/рік. На підставі наведених вище даних для подальшого аналізу прийнято найбільш консервативне значення частоти руйнування греблі рівне 1E-03 1/рік. Це значення прийнято як частота руйнування всього Дніпровського каскаду. Відповідно до [93] за період з 2000 р по 30.06.2015 через руйнування гребель порушень в роботі енергоблоків ЗАЕС не відбувалося. Відповідно до результатів кількісної оцінки, виконаної в п.3.3.4 [74] при найбільш консервативних припущеннях, ЧПАЗ енергоблоку №4 ЗАЕС від впливів, викликаних зовнішнім затопленням, складе 1Е-03 * 1,56Е-06 = 1,56E 09 1/рік, тобто близько 0,1% від ЧПАЗ внутрішніх ВПА. Отримане значення нижче критерію відсіву. Таким чином, події пов'язані з річковими затопленнями виключаються з подальшого розгляду на підставі незначного впливу на ЧПАЗ. Грунтові води Відповідно до результатів аналізу, представленого в п.3.3.5 [74], існування на ЗАЕС системи моніторингу за рівнем підземних вод, а так само систем дренажів і водозниження, які вносять визначальний внесок в рівень грунтових вод, дозволяють зробити висновок про контроль за проектною межею рівня грунтових вод. При не перевищенні проектного критерію системи енергоблоку невразливі до фактору рівня підземних (ґрунтових) вод. У разі зупинки (відмов) роботи насосної станції водозниження, рівень грунтових вод буде зростати, але швидкість росту буде незначна, що



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 233

дозволяє виконати заходи щодо запобігання затопленню уразливого обладнання на майданчику ЗАЕС. Статистичних даних по впливу грунтових вод на обладнання, що призводять до аварійного останову енергоблоків немає за весь час експлуатації. Відповідно, при наявних на ЗАЕС заходів щодо запобігання високого рівня грунтових вод, даний природний фактор в ІАБ для зовнішніх впливів може не розглядатися. Таким чином, дії на АЕС, пов'язані з затопленням майданчика АЕС в результаті випадання сильних дощів (злив), річкових затоплень і грунтових вод виключаються з подальшого розгляду в рамках аналізу впливу зовнішніх подій на безпеку енергоблоку.

2.7.2.2.2 Урагани і смерчі

Сильні вітри, урагани На підставі даних, наведених у п. 3.3.6 [74], навантаження, що виникають в результаті вітрового тиску на будівлі ЗАЕС, не перевищують 7,1 кПа. Таке навантаження менше вибухостійкого елементів будівельних конструкцій, що свідчить про запас міцності достатній для затвердження того, що для будівель і споруд ЗАЕС сильні вітри не становлять небезпеки. Вплив сильного вітру на світлоаераційні панелі ТО, транспортні ворота, вікна та двері БНС може викликати пошкодження панелей або зрив з петель погано замкнених дверей або воріт, що в свою чергу може викликати відмови обладнання, яке підлягає таким впливам в цих будівлях. Відмови, викликані таким впливом, були проаналізовані в [74] і виключені з розгляду на підставі незначного (менше 1%) вкладу в ЧПАЗ. Таким чином, дії на будівлі АЕС, пов'язані з сильними вітрами (ураганами), виключаються з подальшого розгляду. Вплив сильного вітру на ВРУ і лінії електропередач може привести до обривів гнучких ліній зв'язку, що з'єднують енергоблок з ВРУ-750 кВ, і гнучкою лінії зв'язку 150 кВ з резервними трансформаторами, і як наслідок ВПА Т1 «Знеструмлення всіх секцій нормального електропостачання». Виникнення даного ВПА, через вітрових впливів, що не пов'язано з виникненням додаткових відмов і може бути виключено з розгляду, оскільки це ВПА розглянуто в ІАБ 1-го рівня для внутрішніх ініціаторів і події, пов'язані з впливом вітрів враховані в розрахунку частот ВПА. Смерчі На підставі даних, наведених у п. 4.2 [74], розрахована консервативно сумарна річна частота виникнення смерчів в районі розташування ЗАЕС складає 5,438Е-06 1/год, що перевищує встановлений у [52] критерій відсіву подій (10-7 1/рік). Дану подію не виключено з розгляду і надалі враховано при оцінці ризику пошкодження активної зони від зовнішніх впливів.

2.7.2.2.3 Максимальні і мінімальні температури

Вплив максимальних і мінімальних температур повітря на будівлі, споруди та елементи систем безпеки ЗАЕС розглянуто в п. 3.3.10 [74].



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 234

До систем енергоблоку, які підлягають під дії високих температур, відносяться:

електронні компоненти систем технологічних захистів 1-го й 2-го контурів, системи аварійного захисту, АКНП;

автоматика східчастого пуску РДЕС;

регулятори 1-го й 2-го контурів;

конденсатно-вакуумна система (підвищення температури ставка охолоджувача).

Відмови даного обладнання можуть відбуватися при не забезпеченні нормальної (проектної) роботи систем вентиляції, або через недолік проектних рішень у системах вентиляції, що не забезпечують необхідну температуру повітря при аномальному підвищенні температури навколишнього середовища. У результаті відмов розглянутих систем можлива ініціація ВПА Т31 – «Перехідні процеси, що вимагають спрацьовування АЗ» [64]. Для розрахунків частоти події були проаналізована дані по експлуатаційних подіях ЗАЭС і АЕС України, що ініціюються розглянутим ВЭВ. За даними, представленим в [94], є 6 випадків відхилень і порушень у роботі АЕС від впливу екстремальних температур. Однак, випадків ініціювання зазначеного ВПА від впливу високих температур не зафіксоване. Для оцінки частоти ВПА застосований метод консервативної байесовской оцінки (n=0,5). Період спостереження на 30.06.2015 для специфічних даних склав 18,5 реакторо-років, для узагальнених – 184,5 реакторо- років. Частота розглянутого ВПА оцінена як 4.93E-03 1/рік. УІПАЗ для Т31 рівна 1.72E-08 Відповідно, ЧПАЗ для даного впливу рівна 4.93E-03*1.72E-08=8,48E-11 1/рік, що значно нижче 1% від ЧПАЗ внутрішніх ВПА. Таким чином, вплив високих температур на електротехнічне й електронне обладнання в результаті не забезпечення системами вентиляції робочих параметрів, виключено з подальшого розгляду на підставі незначного внеску в ЧПАЗ. Підвищення температури ставка-охолоджувача може привести до зниження вакууму в конденсаторах турбіни. Втрата вакууму в конденсаторі ТГ розглядається як складова ІСА Т32 – Відмова вакуумної-конденсатно-вакуумної системи [64]. Аналіз подій, що характеризуються підвищенням температури ставка-охолоджувача й відповідно циркуляційної води (див. дані в таблицях 6.1 і 6.2 [94]) показує, що підвищення температури циркуляційної води не приводило до ВПА за розглянутий період спостереження, а тільки до розвантажень енергоблоків. Для оцінки частоти можливої події, якщо таке буде мати місце на ЗАЕС, застосований метод консервативної байесовскої оцінки (n=0,5). Період спостереження на 30.06.2015 для специфічних даних склав 18,5 реакторо-років, для узагальнених 184,5 реакторо-років. Частота, розглянутого ВПА,



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 235

оцінена як 4.93E-03 1/рік. УІПАЗ для Т32 рівна 4.28E-08 [64]. Відповідно, ЧПАЗ для даного впливу рівна 4.93E-03 *4.28E-08 = 2.11E-10 1/рік, що значно нижче 1% від ЧПАЗ внутрішніх ВПА. Таким чином, вплив високих температур на ставок-охолоджувач виключено з подальшого розгляду на підставі незначного внеску в ЧПАЗ. До систем енергоблоку, підданим впливу низьких температур, відносяться:

система технологічних захистів 1-го контуру;

система технологічних захистів 2-го контуру;

система аварійного захисту;

устаткування електроживлення СУЗ;

підсистема АКНП. Наведений перелік визначений на підставі виконаного аналізу систем, а також опитувань кваліфікованого персоналу (операторів БЩУ). За результатами системного аналізу визначене, що можливі відмови зазначених систем можуть приводити до ВПА Т31 – «Перехідні процеси, що вимагають спрацьовування АЗ» [64]. Результати аналізу підтверджуються переліком аномальних подій, представленим в [94]. Усі зафіксовані події із впливом фактора низьких температур ініціювали вказану вище ВПА. Умовна ймовірність ушкодження активної зони реактора для ВПА Т31 за результатами ІАБ 1 рівня для внутрішніх вихідних подій дорівнює 1.72E-08 [64]. Частота перевищення мінімальної проектної температури (- 34 С) згідно [74] не перевищує 1E-02 1/рік. Відповідно ЧПАЗ для даного впливу рівна: 1E- 02*1.72E-08=1.72E-10, що значно нижче 1% від ЧПАЗ внутрішніх ВПА. Таким чином, вплив низьких температур також виключено з подальшого розгляду на підставі незначного внеску в ЧПАЗ.

2.7.2.2.4 Сильний снігопад

Вплив сильних снігопадів на перекриття будівель і споруд АЕС, у яких перебувають системи, важливі для безпеки, розглянуто в п. 3.3.9 [74], там же наведені дані по проектних снігових навантаженнях на будівлі та споруди. Сильним снігопадом на території України вважається снігопад з кількістю опадів 20 мм і більш за 12 годин і менш. Для району розташування майданчика ЗАЕС, середня з найбільших за зиму висот сніжного покриву на закритій ділянці рівна 14 см, найбільша — 35 см [101], даний район характеризується малою кількістю випадання снігу. Максимальна кількість опадів при сильних снігопадах, спостережена на території Запорізької області за період спостереження близько 20 років склало 128 мм за 24 години [108]. Повторюваність сильних снігопадів для даного регіону становить приблизно один раз за 3-5 років [74]. В [74] розглянуто:



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 236

вплив снігу на будівлі та споруди АЕС;

вплив снігу на ВРУ й лінії електропередач. Для запобігання скупчення снігу на дахах машзалів енергоблоків і інших будівель на ВП ЗАЕС передбачено низку організаційно-технічних заходів. Так на рівні цехів в осінньо-зимовий період створюються аварійні й резервні бригади по очищенню снігу і ожеледі на дахах машзалів енергоблоків №1-6, а також на дахах інших будівель, закріплених за підрозділами. У сезон снігопадів проводиться контроль величини сніжного покриву, а також ожеледі і джерел її появи на дахах будинків і ухвалюються заходи для їхнього своєчасного видалення. Регламентована товщина сніжного покриву не більш 10 см. При перевищенні зазначеної товщини ухвалюються термінові заходи щодо усунення аварійної ситуації. У період рясних снігопадів оперативним персоналом здійснюється додаткові щозмінні огляди дахів машзалів на предмет виявлення місць скупчення снігу і його товщини. Регулюються заходи Вказівкою по станції. Враховуючи, що контрольований рівень сніжного покриву значно нижче проектного (10 см проти 36 см) і той факт, що контроль над висотою сніжного покриву і його очищення на дахах будинків і споруджень ЗАЕС забезпечені системою організаційно-технічних заходів, скупчення снігу на дахах до проектного рівня є подією малоймовірним і може не розглядатися надалі. Крім впливу снігу на дахи будівель і споруд у п. 3.3.9 [74] також розглянутий вплив снігу на лінії електропередач, ВРУ й інші системи енергозабезпечення. Загалом, сніг не представляє погроз для ЛЕП. Обриви ЛЕП від налипання мокрого снігу — подія малоймовірна. Такі ушкодження можливі від ожеледних відкладань, розглянуті у розділі 2.4.2.2.5 [83]. У кожному разі, обриви гнучких ліній зв'язку або відмови на ВРУ чи інших систем енергозабезпечення можуть привести до виникнення ВПА Т1 «Знеструмлення всіх секцій нормального електропостачання». Виникнення даного ВПА через снігові впливи не пов'язане з виникненням додаткових відмов і може бути виключено з розгляду на тій підставі, що дане ВПА вже розглянуте у ІАБ 1-го рівня для внутрішніх ініціаторів.

2.7.2.2.5 Ожеледь (зледеніння)

Вплив ожеледі (зледеніння) розглянуте в п. 3.3.11 [74], при цьому сильна ожеледь може бути причиною порушень роботи ліній електропередач через обрив проводів, руйнування ізоляторів і опор лінії електропередачі. На підставі розрахунків гранично припустимих навантажень в [109] визначений максимальний діаметр ожеледі, рівний 108 мм, що приводить до обриву проводів ВЛ 750 і 150 кВ і оцінена його частота, складова 6,145E-03 1/рік. Збір даних про ожеледь та зледеніння на території України й Запорізькій області виконаний по 2005 рік [110]. За двадцятирічній період спостереження в Запорізькій області зафіксовано 3 випадки ожеледі діаметром 21-30 мм і стільки ж діаметром 31-40 мм (на проводах



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 237

ожеледного верстата). Максимальний діаметр ожеледі на проводах ожеледного верстата склав 34 мм. У п. 3.3.11 [74] дані про повторюваність ожеледі (різного по силі) у регіоні розміщення ЗАЕС були доповнені періодом спостереження з 2006 по 30.06.2015 рік з використанням даних [74],[111]. Відповідно до [74] за період з 2006 по 30.06.2015 рік у районі ЗАЕС повторюваність і розмір ожеледі не перевищили зареєстрованих раніше максимальних величин. За результатами аналізу п. 3.3.11 [74] вплив ожеледі може приводити до обриву проводів гнучких зв'язків основний (750 кВ) і резервної (150 кВ) ліній електропередач, що приводить до ВПА, розглянутим у ІАБ 1-го рівня для внутрішніх ініціаторів у групі Т1 «Знеструмлення всіх секцій нормального електропостачання». Відповідно до прийнятих в [74] критеріями відсіву, це ВПА, що виникає в результаті ожеледно-вітрових навантажень, може бути виключено з розгляду, як враховане у ІАБ 1-го рівня для внутрішніх ініціаторів. Таким чином, вплив на АЕС ожеледних відкладань виключається з подальшого розгляду.

2.7.2.2.6 Землетруси

Робота з визначення характеристик сейсмічних впливів виконувалася в рамках проектів ISA для всіх АЕС України Ліверморскою Національною Лабораторією США. У рамках виконання вищевказаного аналізу були отримані основні характеристики сейсмічних впливів для всіх АЕС України (в тому числі ЗАЕС), зокрема, криві ймовірності перевищення пікових прискорень ґрунту й спектри відгуку для всіх проммайданчиків українських АЕС [112]. В [74] не виконувався аналіз вразливості енергоблоку № 4 ЗАЕС із використанням наявних даних по ймовірності перевищення пікових прискорень ґрунту проммайданчику ЗАЕС і проектних вимог [113] до бальності проммайданчику. Згідно з даними п.3.2.9 [187], сейсмічні впливи, що відповідають МРЗ, з піковим значенням прискорення ґрунту рівним 400 см/с2 (по верхній межі), можуть виникати в районі проммайданику ЗАЕС із періодом повторення, рівним 2000000 років (що відповідає частоті 2Е-06 1/рік). За даними п. 3.2.9 [187] для енергоблоку № 4 ЗАЕС отримане із прийнятими допущеннями значення частоти ушкодження активної зони при сейсмічних впливах, і становить більш 1% від ЧПАЗ внутрішніх ВПА. Отже, сейсмічні впливи не задовольняють прийнятому критерію по частоті кінцевих станів. На підставі виконаних граничних розрахунків можна зробити висновок, що енергоблок № 4 ЗАЕС є вразливим до сейсмічних впливів. У якості вихідних даних сейсмічного ІАБ, використовуються результати заходів КзПБ №10101 («Розробка матеріалів і виконання кваліфікації елементів енергоблоку») і №18101 «Забезпечення сейсмостійкості систем і будівельних конструкцій». Згідно план-графіку реалізації КзПБ енергоблоку №4 ЗАЕС строки виконання заходів наступні:



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 238

№10101 – 31.12.2018;

№18101 – 31.12.2018;

№19103 – 31.12.2018. Відповідно до інформації, наведеної вище, розробка сейсмічного ІАБ для енергоблоку №4 ЗАЕС перенесена на більш пізній строк. У цей час роботи з аналізу сейсмічних впливів виключені із заходу №19103 «Облік повного спектра вихідних подій для всіх регламентних станів РУ й БВ у ІАБ» повідомленням №20 від 28.04.2015 про внесення змін в «Комплексну (зведену) програму підвищення рівня безпеки енергоблоків атомних електростанцій України» [17]. Даним повідомленням до складу КзПБ був включений новий захід №19106 «Розробка сейсмічного ІАБ» (Строк реалізації відповідно до КзПБ до 31.12.2020). Повідомлення №20 від 28.04.2015 погоджене листом Держатомрегулювання України № 15-11/5702 від 10.09.2015. Строк виконання заходу №19106 «Розробка сейсмічного ІАБ» згідно план-графіка КзПБ – 31.12.20.

2.7.2.2.7 Падіння літальних апаратів

Вплив падіння літальних апаратів на безпеку АЕС розглянуто в п. 3.4.2 [74]. У рамках виконання аналізу п. 3.4.2 [74] використовувалися отримані з офіційних джерел дані про типи повітряних судів, повітряних коридорах, що проходять поблизу Запорізької АЕС, і прилеглих аеропортах, інтенсивності польотів по виділених коридорах, а також дані про умови експлуатації повітряного транспорту в Україні. Розрахунки частоти падіння повітряного судна на об'єкти ВП ЗАЕС із урахуванням ефективної площі об'єктів АЕС, важливих для безпеки, наведено у п. 4.3 [74]. Результати розрахунків наведено в таблиці 2.12. Таблица 2.12 Частоти падіння повітряних суден на будівлі та споруди ВП ЗАЕС

Наймену-вання

Частота па-діння для комерційної авіації, 1/рік

Частота падіння для авіації загального призначення

Літаків ти-пу АН-2, 1/рік

Літаків ма-сою менш 3.4 т, 1/рік

Вертольо-тів, 1/рік

Сумарна, 1/рік

Реакторне відділення 1.521E-10 1.83E-07 2.05E-07 3.71E-08 4.26E-07

ДВ й ЕЕТУ 4.89Е-11 6.11E-08 7.05E-08 1.85E-08 1.50E-07 Машзал 5.27Е-11 6.54E-08 7.70E-08 2.55E-08 1.68E-07 БНС-4 1.639E-11 1.77E-08 1.85E-08 5.26E-09 4.15E-08 РДЕС-4 1.022E-11 1.06E-08 1.08E-08 3.93E-09 2.53E-08 Спецкорпус 1.150E-10 1.49E-07 1.81E-07 6.61E-08 3.96E-07 Бризкаль-ний при-стрій

3.326E-10 4.41E-07 2.09E-07 2.53E-07 9.03E-07

ВРУ-750 1.026E-09 1.38E-06 1.20E-06 6.37E-07 3.22E-06



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 239

Відповідно до вимог [52] події із частотою виникнення вище, ніж 1Е-07, не можуть бути відсіяні. Дані події не виключені з розгляду й надалі враховані при оцінці ризику ушкодження активної зони від падіння повітряних суден авіації загального призначення на реакторне відділення. ДВ й ЕЕТУ, машзал, спецкорпус, бризкальні пристрої й ВРУ-750. Падіння літаків комерційної авіації виключено з розгляду відповідно до [52] (частота нижче критерію відсіву 1Е-07). Аналіз падіння літальних апаратів на об'єкти енергоблоку №4 ЗАЕС для всіх регламентних станів реакторної установки, виконаний і наведений в [74]. Залежно від місця падіння повітряного судна можлива реалізація різних сценаріїв розвитку ВПА. У п. 5.2 [74] розглянуті сценарії з падінням повітряного судна на реакторне відділення, турбінне відділення, спецкорпус, бризкальні пристрої й ВРУ-750. Відповідно до результатів п. 5.2 [74] падіння літального апарата може приводити до ВПА Т31, Т32, Т12, Т62, Т1 з накладенням додаткових відмов устаткування залежно від місця падіння. Частоти падіння повітряного судна на різні об'єкти енергоблоку №4 ЗАЕС для всіх експлуатаційних станів РУ визначені й наведені в п. 5.2 [74]. Результати кількісної оцінки аварійних послідовностей від вихідних подій, пов'язаних з падінням літальних апаратів (повітряних суден) на енергоблок №4 ЗАЕС, для всіх станів РУ наведені в п. 7.3 [74]. У рамках розробки інтегральної моделі ІАБ 1-го й 2-го рівня для повного спектра вихідних подій для всіх станів РУ [70] матеріали ІАБ ЗЕВ на НРП і ЗРПіСЗ [74] були узагальнені. В [70] ІАБ ЗЕВ на НРП і ЗРПіСЗ включений в інтегральну модель і оновлений за станом на 30.06.2015 г., при цьому оновлені частоти ВПА й показники надійності за станом на 30.06.2015 р. Результати кількісної оцінки аварійних послідовностей від вихідних подій, пов'язаних із впливом падіння літальних апаратів на енергоблок №4 ЗАЕС, для всіх станів РУ наведені в [74].

2.7.2.2.8 Вибухи

Основними вибухонебезпечними об'єктами, що перебувають поза майданчиком АЕС і на її території є об'єкти, на яких вибух може стати причиною руйнувань. У звіті [74], розглянуті впливи вибухів на будинки й спорудження АЕС, які можуть виникнути на:

автомобільному транспорті;

залізничному транспорті;

річковому транспорті;

вибухонебезпечних об'єктах майданчика АЕС;

складах вибухових речовин. Основними параметрами для оцінки уразливості енергоблоку, будівель і споруд до різних типів вибухів є проектний критерій по вибухостійкості й параметри повітряної ударної хвилі (ПУХ), а саме величина максимально



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 240

надлишкового тиску у фронті ПУХ і тривалість фази стиску. Порівняння цих параметрів ПУХ із проектними критеріями дозволяє зробити висновок про уразливість об'єктів. За даними п. 3.4.4.1 [74] найближча автомобільна дорога місцевого значення ΙV технічної категорії, розташована на відстані 3 км від АЕС. Безпечна відстань при можливій максимальній аварії на автомобільному транспорті при Рдоп = 10 кПа становить 132 м (дефлаграційний вибух 2.2 т). Отже, вплив на реакторне відділення від потенційних джерел підривної небезпеки на автомобільному транспорті буде менш 10 кПа [113]. Конструкції реакторного відділення розраховані на 30 кПа. Таким чином, аварії на магістральному автомобільному транспорті не представляють істотної небезпеки для енергоблоків ЗАЕС і виключені з подальшого розгляду. Відповідно до п.3.4.4.3 [74] у регіоні немає великих залізничних транспортних вузлів. Залізнична станція Енергодар перебуває в 2,4 км від АЕС. Під'їзна залізнична колію АЕС і Запорізької ТЕС примикають до станції Енергодар. Безпечні відстані при можливих максимальних аваріях на залізничному транспорті при надлишковому тиску 10 кПа дорівнює 553 м (при дефлаграційному вибуху 163 т) і 576 м (при вибуху ПХ – 100 т). Фактична відстань майже в 4 рази перевищує ці безпечні відстані. При перерахуванні на конструкції реакторного відділення, тиск ПУХ від потенційних джерел підривної небезпеки на залізничному транспорті буде дорівнювати 2,5 кПа, при розрахунках споруджень РО на ударну хвилю 30 кПа. Таким чином, події пов'язані з аваріями на залізничному транспорті, також виключені з подальшого розгляду. У п. 3.4.4.4 [74] розглянуті можливі небезпеки від річкового транспорту. Судна з іншими народногосподарськими вантажами проходять по фарватеру Каховського водоймища, який віддалений від АЕС на безпечну відстань (4,0 км). Безпечна відстань при можливій максимальній аварії на водному транспорті при надлишковому тиску 10 кПа дорівнює 604 м (дефлаграційних вибух 210 т), що значно менше фактичної відстані в 4000 м. Таким чином, події пов'язані з аваріями на річковому транспорті, виключені з подальшого розгляду. Відповідно виконаному в п. 3.4.1.1 [74] аналізі потенційних джерел вибухів на майданчику ЗАЕС і в межах 10-ти км зони, більшість із них можна вважати несуттєвими стосовно енергоблоку №4 ЗАЕС. Проведений аналіз показав, що аварії, пов'язані з виробництвом водню, зберіганням дизельного палива, бензину, мазуту й пропан-бутану при використанні самих консервативних моделей оцінки впливу не перевищують проектних меж вибухостійкості, розглянутих на майданчику об'єктів, і не можуть виявити якого-небудь впливу на їхнє нормальне функціонування. Таким чином, техногенні аварії, пов'язані з вибухами на промислових об'єктах у



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 241

межах 30-ти, 10-ти кілометрової зони й вибухопожеженебезпечних об'єктах майданчика ЗАЕС виключені з подальшого розгляду. Аварії на військових підприємствах також виключені з розгляду через відсутність таких в 30-ти кілометровій зоні ЗАЕС. По території проммайданчику ЗАЕС транспортується пропан-бутан. Пропан-бутан перевозиться бортовими автомобілями ЗИЛ-130, ГАЗ-53 у балонах ємністю 50 л у зрідженому виді під тиском 0,63 МПа в кількості не більш 50 балонів за рейс. Події, пов'язані із транспортуванням пропану по території, що прилягає до енергоблоку №4 ЗАЕС, відповідно виконаному в п. 3.4.4.2 [74] аналізу, виключені з подальшого розгляду на підставі незначного внеску в ЧПАЗ. На підставі наведених вище результатів, зроблений висновок, що впливи, пов'язані з вибухами, не представляють небезпеки для ЗАЕС і можуть бути виключені з подальшого розгляду, тому що дані ЗЕВ характеризуються показниками, які нижче проектних меж.

2.7.2.2.9 Токсичні гази

Вплив токсичних газів на безпеку енергоблоку № 4 ЗАЕС розглянуто в п. 3.4.5 [74], де проаналізовані події, пов'язані з витоком хімікатів і викидом небезпечних хімічних речовин. Відповідно до п. 3.4.5 [74]у радіусі 10 км навколо ЗАЕС джерелами викидів можуть бути:

хлораторна;

станція очищення питної води м. Енергодар;

бакове господарство хімводоочистки проммайданчику АЕС. Методика оцінки уразливості енергоблоку № 4 ЗАЕС від аварій з витоком хлору й аміаку полягала у визначенні глибини зони ураження і порівнянні її з фактичною відстанню до енергоблоку. У якості аварії, що приводить до витоку хлору, розглядалася аварія з ушкодженням (вибухом) одного контейнера із хлором у приміщенні хлораторної. За даними п. 3.4.5.1 [74] в результаті виконаної оцінки визначена глибина зони ураження, яка дорівнює 0,91 км. Зазначене значення менше фактичної відстані від хлораторної до енергоблоку № 4 ЗАЕС, яке дорівнює 1,9 км. Таким чином, аварії з витоком хлору на хлораторної, виключені з подальшого розгляду. Детальний опис виконаної оцінки презентовано в [74]. В рамках аналізу, наведеного в п. 3.4.5.2 [74], були розглянуті потенційні наслідки аварії на станції очищення питної води м. Енергодар, пов'язані з повним ушкодженням контейнера із хлором. В результаті аналізу було встановлено, що зона ГДК для хлору значно менше фактичної відстані від станції очищення питної води м. Енергодар до енергоблоку. Таким чином,



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 242

аварії з витоком хлору на станції очищення питної води м. Енергодар, виключені з подальшого розгляду. У якості аварії, що приводить до витоку аміаку, розглядалася аварія з ушкодженням бака розчину аміаку на баковому господарстві хімводоочищення проммайданчика ЗАЕС (п.3.4.5.3 [74]). Визначення глибини зони ураження виконана із застосуванням методики [72]. За даними [72] для наявної кількості розчину аміаку радіус ізоляції при аварії становить 100 м. Дане значення менше фактичної відстані до енергоблоку № 4 ЗАЕС, рівного 0,600 км. Таким чином, аварії з витоком аміаку на баковому господарстві, виключені з подальшого розгляду. Детальний опис оцінки уразливості енергоблоку при аваріях з витоком аміаку на баковому господарстві химводоочищення проммайданчику ЗАЕС наведено в [180].

2.7.2.2.10 Гради

Оцінку уразливості енергоблоку №4 ЗАЕС до впливу градів виконано в п.3.3.2 [74]. Влучення великого граду може викликати ушкодження порцелянових ізоляторів ліній електропередачі, трансформаторів і т.д. при підвищеній вологості або через дощ, що супроводжуються градом, приводить до ВПА, розглянутим у ІАБ 1-го рівня для внутрішніх ініціаторів у групі Т1 — «Знеструмлення всіх секцій нормального електропостачання». Згідно [74], випробуваннями на міцність тарілок ізолятора встановлене, що ізолятор руйнується при енергії удару 392 Дж. Цю енергію має град діаметром 116 мм [109]. У рамках аналізу [74] з певною часткою консерватизму передбачається, що гради розміром 90-100 мм приводять до аналогічних ушкоджень. Так само передбачається, що влучення градів під певним кутом у світлоаераційні панелі, вікна ТВ, БНС приведе до їхнього руйнування й можливому ушкодженню їх уламками відкритого обладнання в зазначених будинках (вертикальне падіння градів під час штилю або слабкого вітру не приводить до розглянутих відмов). Таким чином, вплив великого граду ініціює ВПА T1 з додатковими відмовами. Виникнення ВПА Т1 без додаткових відмов виключено з розгляду, оскільки це ВПА враховане у ІАБ 1-го рівня для внутрішніх ініціаторів [74]. По даним [180] повторюваність штилів і слабких вітрів (до 2 м/с) – 50%. Тому що зі східного напрямку будиівлі ТВ і БНС захищені оббудовуванням РВ, вплив вітру із цього напрямку не розглядається. Відповідно до рози вітрів повторюваність вітрів з можливих напрямків, що впливають на ТВ і БНС становить 71%. Тоді ЧПАЗ від впливу градів дорівнює ЧПАЗ=2E-05* *0,5*0,71*1,23E-04=8,73E-10, де 1,23E-04 – УІПАЗ для Т1 з додатковою відмовою систем VC10,20 на БНС, RC12S01, RC12S02, RQ11S01, RQ12S01 а також регуляторів RL71-74 у результаті падіння уламків конструкцій на обладнання вище відм.15 м ТВ.



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 243

Таким чином, вплив градів виключено з подальшого розгляду на підставі незначного внеску в ЧПАЗ.

2.7.2.2.11 Блискавки

Оцінку уразливості енергоблоку №4 ЗАЕС до впливу блискавок розглянуто в п. 3.3.2 [74]. Згідно [74], на ЗАЕС за розглянутий період часу мали місце удари й вплив блискавок на проведення гнучкого зв'язку, кабелю, розрядники блокових трансформаторів. Усього було відібрано 7 порушень у роботі енергоблоків ЗАЕС і одне на РАЕС у період з 1985 року по 30.06.2015 рік. Тільки три з розглянутих події привели до аварійної зупинки. Згідно з фінальним групуванням ВПА [64] для внутрішніх ініціаторів, проведеному в рамках ІАБ-1 для енергоблоку № 4 ЗАЕС, дані події можна віднести до групи ВПА Т1 — «Знеструмлення всіх секцій нормального електропостачання». Виконаний аналіз наслідків від ударів блискавок не виявив можливих додаткових відмов устаткування, змодельованого у ІАБ, за винятком обладнання, що є ініціатором самого ВПА. Таким чином, вплив блискавки виключається з подальшого розгляду, тому що зазначені події враховані при розрахунках частот ІАБ 1 рівня для внутрішніх ВПА.

2.7.3 Узагальнюючі висновки з аналізу ФБ-7 «Аналіз впливу на безпеку енергоблоку №4 зовнішніх і внутрішніх подій»

Відповідно до переліку внутрішніх подій (п.2.7.1) були проаналізовані наступні події:

пожежі;

затоплення;


вибухи;

падіння важких предметів;



зрошення, з погляду оцінки частоти їх виникнення та впливу на споруди, системи й елементи енергоблоку. За критерієм відбору подій по частоті їх виникнення більш 10-7 1/рік усі вищевказані впливи були детально проаналізовані, за винятком токсичних газів, вплив яких був проаналізований на якісному рівні по характеру впливу на роботу енергоблоку. З розглянутого в п.2.7.1 переліку зовнішніх екстремальних подій виключені з детального розгляду по частоті виникнення менш 10-7 або такі, що мають незначний вплив на безпеку енергоблоку наступні події:



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 244

повені й затоплення;

максимальні й мінімальні температури;

сильний снігопад;

ожеледь;

вибухи;


вплив предметів, що летять;


гради;

блискавки. Для подальшого аналізу із зовнішніх впливів були виділені:

смерчі;


падіння літальних апаратів. Короткі результати аналізу внутрішніх і зовнішніх впливів, відібраних для подальшого розгляду, наведені в [83]. Кількісні показники впливу на безпеку енергоблоку вищевказаних подій (за винятком землетрусів) наведено в таблиція 2.13. Слід зазначити, що для ВП землетрусів дотепер немає завершених і погоджених у встановленому порядку аналізів впливу на безпеку енергоблоку, тому аналіз сейсмічної небезпеки, віднесений до проблемних питань. Порівняння інтегральних значень ЧПАЗ і ЧГАВ від повного спектра вихідних подій при всіх можливих станах РУ із критеріями безпеки наведені у звіті ФБ-6 Імовірнісний аналіз безпеки [69].



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 245

Таблиця 2.13 Кількісні характеристики впливу на безпеку енергоблоку №4 ЗАЕС внутрішніх і зовнішніх впливів

Найменування впливу ЧПАЗ (ЧПП для ІАБ БВ), ЧГАВ, 1/рік

Внутрішні екстремальні події ІАБ-1 РУ ВП для всіх ЕС 1,42E-06 ІАБ-2 РУ ВП для всіх ЕС 9,07E-07 ІАБ-1 БВ ВП для всіх ЕС 4,50E-08 ІАБ-2 БВ ВП для всіх ЕС 2,15E-08 ІАБ-1 РУ ВЗ для всіх ЕС 1,93E-06 ІАБ-2 РУ ВЗ для всіх ЕС 1,61E-06 ІАБ-1 БВ ВЗ для всіх ЕС 8,81Е-10 ІАБ-2 БВ ВЗ для всіх ЕС 8,81Е-10 Падіння важких предметів (ІАБ-1) 4,78E-08 Падіння важких предметів (ІАБ-2) 3,47Е-08 Зовнішні екстремальні події ІАБ-1 РУ ЗЕВ для всіх ЕС 1,31E-06 ІАБ-2 РУ ЗЕВ для всіх ЕС 1,31E-06 ІАБ-1 БВ ЗЕВ для всіх ЕС 5,44Е-06 ІАБ-2 БВ ЗЕВ для всіх ЕС 5,44Е-06 Землетруси (попередня оцінка) Не оцінювалось

Ґрунтуючись на результатах аналізу внутрішніх і зовнішніх впливів, наведених в [83], а також кількісних показників із таблиція 2.13, можна зробити висновок, що проект енергоблоку, технічні засоби й адміністративні заходи щодо захисту споруд, систем і елементів забезпечують надійний захист енергоблоку від впливу екстремальних впливів природного і техногенного походження. Дані висновки не відносяться до аналізу впливу землетрусів на безпеку енергоблоку № 4 ЗАЕС, який виконується в цей час. В ході виконаної періодичної переоцінки безпеки по ФБ-7 «Аналіз впливу на безпеку енергоблоку внутрішніх і зовнішніх подій» було підтверджено що, на сьогодні для енергоблоку № 4 ЗАЕС виконуються вимоги по забезпеченню безпеки реакторних установок, передбачені нормативними документами (наведені результати не враховують сейсмічного впливу на конструкції, системи та компоненти енергоблоку №4 ЗАЕС). Отримані на підставі цього дослідження рекомендації відповідають заходам Комплексної (зведеної) програми підвищення рівня безпеки енергоблоків атомних електростанцій [17] і заплановані до впровадження. На даний момент оцінка сейсмічного впливу на майданчику ВП ЗАЕС не завершена. Роботи по врахуванню сейсмічних впливів для майданчика ЗАЕС будуть виконуватися в рамках «Плану заходів щодо оцінки сейсмічної небезпеки й перевірці сейсмостійкості діючих АЕС». З метою підвищення безпеки й мінімізації внеску зовнішніх впливів на працездатність станції, ЗАЕС у строки, визначені КзПБ, виконує наступні заходи 10101; 18101.



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 246

Оцінка сейсмічного впливу на майданчик ВП ЗАЕС, включаючи розробку сейсмічного ІАБ, виконується в строки, установлені для заходів КзПБ №18101, 18102, 19106 «План-Графіком реалізації заходів Комплексної (зведеної) програми підвищення рівня безпеки енергоблоків атомних електростанцій». За результатами виконання визначених вище заходів будуть усунуті дефіцити безпеки, пов'язані із зовнішніми впливами та виявлені на етапах оцінки зовнішніх і внутрішніх екстремальних впливів. Крім того, буде виконана оцінка сейсмічного впливу на майданчик АЕС, визначені можливі дефіцити безпеки, пов'язані із сейсмічним впливом, розроблені й реалізовані заходи щодо їхнього усунення або зм'якшення наслідків їх впливу. Виходячи з вищенаведеного, можна зробити висновок про те, що фактор безпеки відповідає вимогам діючих НД з безпеки, при цьому стан фактора поліпшується у зв'язку з реалізацією додаткових заходів щодо підвищення безпеки, з урахуванням виконання вимог нововведених нормативних документів, які спрямовані на уточнення вимог по безпеці, і енергоблок №4 може безпечно експлуатуватися у понадпроектний строк до 04.04.2038 року.

2.8 Фактор безпеки №8 «Експлуатаційні показники безпеки енергоблоку»

Метою аналізу цього фактора безпеки є оцінка поточного стану експлуатаційної безпеки енергоблоку на основі аналізу трендів показників експлуатаційної безпеки, а також тенденцій змін безпеки енергоблоку, виходячи з досвіду його експлуатації. Детальний аналіз фактора безпеки наведений у документі ЗППБ 21.4.59.ОППБ.08 «Фактор безопасности №8. Эксплуатационные показатели безопасности энергоблока №4» [115].

2.8.1 Підходи й обсяг аналізу з фактору «Експлуатаційні показники безпеки енергоблоку»

У процесі аналізу ФБ-8 «Эксплуатационная безопасность» 21.4.59.ОППБ.08 [115] був наведений опис існуючої на ЗАЕС номенклатури основних показників експлуатації, представлений опис системи розслідування й обліку порушень у роботі АЕС, опис системи звітності й зберігання інформації про режими експлуатації енергоблоку №4 і експлуатаційні показники безпеки та порушення у роботі енергоблоку №4 ЗАЕС.

Методи оцінки Оцінка даного фактора безпеки проводиться за допомогою застосування методів експертної оцінки, а також кількісного і якісного аналізу. Основним інструментом для одержання інформації про стан досліджуваного фактора безпеки і його аналізу є інформаційна система оцінки поточного рівня безпеки (ІС ПРБ [116]), розроблена ДП «НАЕК «Енергоатом» на підставі й відповідно до галузевого стандарту «Система



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 247

оценки уровня эксплуатационной безопасности и технического состояния атомных электрических станций с водо-водяными энергетическими реакторами» СТП 0.41.066-2006 [117]. Крім системи ІС ПРБ, для більш детальної оцінки стану даного фактора безпеки, були використані матеріали «Отчета по оценке текущего уровня эксплуатационной безопасности и технического состояния энергоблоков № 1-6 ОП ЗАЭС за 2015 год» [118], і відповідна виробнича й організаційно-розпорядча документація, використана при його підготовці. При цьому слід зазначити, що для тих показників, де це можливо, у методиках і формулах розрахунків показників закладене порівняння поточного значення аргументу розрахунків показників стосовно припустимих і нормованих значень, встановлених органами державного регулювання ядерної й радіаційної безпеки або експлуатуючою організацією. Однак такий підхід застосовано не до всіх показників, що розраховуються згідно [117], і тому для них були використані інші формули й методики розрахунків, опис яких наведено для кожного показника у відповідному підпункті звіту. Частина із цих методик і формул розрахунків показників була запозичена з нормативного документа колишнього СРСР «Тимчасове положення про складання річних звітів по оцінці поточного рівня експлуатаційної безпеки для АЕС із ВВЕР» від 1992 року, інша частина розроблена на галузевому рівні в Дирекції НАЕК «Енергоатом» під час розробки [117] і системи ІС ПРБ, з використанням, у тому числі, методології розрахунків показників експлуатаційної безпеки, яка застосовується Комісією ядерного регулювання США (NRC). Для визначення граничних значень показників (т.зв. «колірних зон») був використаний наступний підхід. Для кожного показника на основі фактичних історичних даних за максимально доступний період (тому що для різних показників облік відповідних вихідних даних ведеться починаючи з різного періоду експлуатації енергоблоку) будується графік зміни його значень. Потім обчислюється середнє значення показника ξ. Далі обчислюється величина стандартного відхилення σ, яка, у сукупності з ξ використовується для визначення граничних значень. Таким чином, для визначення граничних значень використовувався принцип, описаний нижче. При цьому використання знака «±» відображає той факт, що для оцінки різних показників використовується різний напрямок зміни їх значень, а саме:

ξ ± σ - «зелена зона»;

ξ ± 2σ - «біла зона»;

ξ ± 3σ - «жовта зона». Необхідно відзначити, що даний принцип є винятково математичним способом, який відображає принциповий підхід до визначення меж зон. У значеннях галузевих меж зон певні зміни були внесені від самого початку,



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 248

при цьому виконуються їхні щорічні коректування на рівні Дирекції ДП «НАЕК «Енергоатом» шляхом внесення відповідних змін у програмний комплекс системи ІС ПРБ. Зміни в програмний комплекс системи ІС ПРБ вносяться на підставі того, що чисто математичний підхід не завжди коректно відображає фізичний зміст використовуваних меж і, таким чином, спотворюється суть знаходження значень показників у тієї або іншій зоні. Це особливо актуально для тих показників, для яких недостатньо історичних даних для одержання коректної статистики, або для тих з них, для яких спостерігаються різкі стребки в змінах значень, обумовлені самої методикою розрахунків. Крім того, через відмінність у підходах до обліку вихідних даних для деяких показників на різних майданчиках АЕС України, корегування меж зон проводяться також за результатами експертних оцінок на нарадах, які періодично проводяться в Дирекції ДП «НАЕК «Енергоатом». Із цієї причини для різних майданчиків АЕС України межі зон для того самого показника можуть відрізнятися. Таким чином, підводячи підсумки опису критеріїв оцінки показників експлуатаційної безпеки слід зазначити наступне. Використання вищеописаного підходу для оцінки поточного рівня експлуатаційної безпеки показує як змінюється її рівень із часом, тобто фактично проводиться порівняння поточного стану безпеки кожного енергоблоку (або станції в цілому, залежно від конкретного показника) з попередніми станами безпеки за аналізований період. Це дає можливість визначити напрямок зміни рівня безпеки, тобто його тренд, оцінити його динаміку, оцінити т.зв. «слабкі місця» у рівні експлуатаційної безпеки та при необхідності ухвалювати рішення щодо відповідних коригувальних заходів. Такий підхід є набагато більш консервативним у порівнянні зі звичайним порівнянням із установленими нормативними й галузевими вимогами, тому що встановлені межі зон показників свідомо більш «строгі» стосовно значень аргументів показників, які визначені нормативними або галузевими вимогами. Крім того, даний підхід є більш показовим і придатним для прогнозування поведінки показників у майбутньому, тому що дозволяє визначити потенційно небезпечні відхилення на більш ранньому рівні, використовуючи зміни напрямку відповідних трендів. Додатково слід зазначити, що галузеві межі для показників ДП «НАЕК «Енергоатом» є більш консервативними, ніж межі, встановлені Комісією ядерного регулювання США (NRC) для АЕС США. Як і в Україні, у США для різних майданчиків межі можуть відрізнятися, однак, як можна переконатися на інтернет-сторінці NRC http://www.nrc.gov/NRR/OVERSIGHT/ASSESS/pi_summary.html, межі для показника NRC IE-01 «Unplanned Scrams per 7000 Critical Hrs» (який відповідає показнику частоти спрацьовування АЗ реактора в ІС ПРБ [116]) становлять:

«зелена» < 3 < «біла» < 6 < «жовта». У той же час у системі ІС ПРБ ті ж самі межі для показника частоти спрацьовування АЗ становлять:



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 249

«зелена» < 0,89 < «біла» < 1,42 < «жовта». Аналогічна ситуація для показника NRC MS-05 «Safety System Functional Failures»:

«зелена» < 5 < «біла» < 6 < «жовта». Для відповідного до показника NRC MS-05 показника частоти відмов СБ MS-F в ІС ПРБ:

«зелена» < 0,56 < «біла» < 0,97 < «жовта». Крім того, графіки зміни значень показників NRC відображають тільки дворічний цикл їх зміни, що є менш показовим для оцінки змін за весь історичний період.

Критерії оцінки Критерієм позитивної оцінки даного фактора є відповідність значень показників експлуатаційної безпеки граничним значенням, встановленим відповідно до [117] і наведеним у програмному забезпеченні системи ІС ПРБ, а також у Таблиця 2.17. Нижче наведений опис граничних значень показників ІС ПРБ згідно [117], а в Таблиця 2.17 їхні чисельні значення. Для кожного показника визначаються чотири зони умов експлуатації:

«Зелена» зона - зона нормальної експлуатації. Ця зона характеризується прийнятними значеннями показників;

«Біла» зона - зона підвищеного уваги. У цій зоні значення показників відбивають тенденцію до погіршення умов експлуатації;

«Жовта» зона - зона прийняття й реалізації коригувальних заходів. При досягненні значеннями показників меж цієї зони, АЕС розробляє коригувальні заходи, спрямовані на те, щоб експлуатаційні характеристики відповідали вимогам проекту й погоджує їх з державним органом регулювання ядерної й радіаційної безпеки в сфері використання ядерної енергії;

«Червона» зона – зона ухвалення рішення про можливість подальшої експлуатації енергоблоку. При переході значень одного або декількох показників у четверту зону АЕС розглядає питання про подальшу експлуатацію енергоблоку, розробляє й погоджує з державним органом регулювання ядерної й радіаційної безпеки в сфері використання ядерної енергії коригувальні заходи. Продовження експлуатації енергоблоку АЕС здійснюється за узгодженням з регулювальним органом.

Встановлені граничні значення задовольняють наступним вимогам:

дозволяють завчасно виявляти погіршення умов експлуатації;



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 250

перехід показника з однієї зони в іншу розглядається як погіршення або поліпшення умов експлуатації й, у випадку погіршення, викликає адекватну реакцію експлуатуючої організації;

граничні значення встановлені для кожного експлуатаційного показника;

граничні значення встановлені на основі результатів обробки статистичних даних і експертних оцінок по галузі і є загальними для всіх РУ одного типу.

Галузеві межі, наведені в Таблиця 2.17 визначені методом статистичного аналізу й експертної оцінки даних за період з 1-го кварталу 2000 року по 4 квартал 2014 року для енергоблоків ВП АЕС із ВВЕР-1000. Таблиця 2.17 Галузеві межі колірних зон значень показників експлуатаційної безпеки згідно [116]

Найменування показника Межі зон Показник стійкості роботи енергоблоку «зелена» < 3.79 < «біла» <5.72 < «жовта» Показник частоти спрацьовування АЗ реактора «зелена» < 0.89 < «біла» < 1.42 < «жов-

та» Показник частоти порушення меж і/або умов безпечної експлуатації

«зелена» < 1 < «біла» < 2 < «жовта»

Показник частоти запуску СБ «зелена» < 1 < «біла» < 2 < «жовта» Показники аварійної готовності системи аварій-ного електропостачання

«зелена» > 99.18 > «біла» > 98.36 > «жо-вта»

Показник готовності системи аварійного вве-дення бору високого тиску (TQ13)


Показники готовності системи аварійної живи-льної води (TX)


Показник готовності системи аварійного й пла-нового розхолоджування (TQ12)


Показник частоти відмов СБ «зелена» < 0.56 < «біла» < 0.97 < «жов-та»

Показник готовності оперативного персоналу «зелена» < 1.81 < «біла» < 3.09 < «жов-та»

Показник працездатності системи керування й захисту


Показник виходу радіонуклідів йоду в 1-й кон-тур

«зелена» < 15.93 < «біла» < 25.16 < «жо-вта»

Показники цілісності обладнання й трубопрово-дів 1-го контуру

«зелена» < 0.49 < «біла» < 0.87 < «жов-та»

Показник цілісності теплообмінної поверхні ПГ «зелена» < 30 < «біла» < 70 < «жовта» межі розраховані виходячи з регламентно-го обмеження для даного показника (5 кг/ч)

Показник цілісності системи герметичних ого-роджень

«зелена» < 79.61< «біла» <85.45 < «жов-та»

Показник порушень при транспортно-технологічних операціях зі свіжим або відпра-цьованим ядерним паливом


Показник ефективності керування старінням «зелена» < 87.79 < «біла» < 78.16 < «жо-вта»

Показник порушення ВХР «зелена» < 1 < «біла» < 2 < «жовта» Показник відхилення ВХР другого рівня «зелена» < 0.72 < «біла» < 1.37 < «жов-

та» Показник відхилення ВХР першого рівня «зелена» < 2.59 < «біла» <4.59 < «жовта»



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 251

Найменування показника Межі зон Показник відхилення діагностичних показників ВХР


Показники середньої індивідуальної дози опро-мінення персоналу


Показник колективної дози опромінення на один енергоблок


Показник радіоактивних викидів в атмосферу «зелена» < 0.25 < «біла» < 0.33 < «жов-та»

Показник радіоактивних викидів у зовнішні во-дойми


Показник утворення рідких радіоактивних від-ходів

«зелена» < 0.24 < «біла» < 0.4 < «жовта»

Показник утворення твердих радіоактивних від-ходів


Показник переробки рідких радіоактивних від-ходів

«зелена» > 0.27 > «біла» > 0.18 > «жов-та»

Показник переробки твердих радіоактивних від-ходів

«зелена» > 7.02 > «біла» > 4.05 > «жов-та»

Показник якості процедур «зелена» > 76.62 > «біла» > 59.48 > «жо-вта»

Показник частоти внутрішніх перевірок Рза са-мооцінкою якості експлуатації

«зелена» > 30 > «біла» > 18 > «жовта»

Показник якості технічного обслуговування й ремонту


Показник кількості аналогічних порушень «зелена» < 2.06 < «біла» < 3.23 < «жов-та»

Показник впровадження коригувальних заходів «зелена» < 31.22 < «біла» < 4.98 < «жов-та»

Показник використання встановленої електрич-ної потужності


Показник частоти порушень у роботі енерго-блоку


Показник використання часу «зелена» < 66.89 < «біла» < 56.89 < «жо-вта»

Показник готовності несення номінального на-вантаження.


Показник виробничих втрат «зелена» < 0.03 < «біла» < 0.05 < «жов-та»

Показник частоти виникнення пожеж «зелена» < 1 < «біла» < 2 < «жовта»


2.8.2.1 Експлуатаційні показники безпеки енергоблоку

Аналіз показників безпеки енергоблоку дозволяє оцінити стан фізичних бар'єрів, систем і елементів, важливих для безпеки, і їх здатність виконувати функцій безпеки. Номенклатура, принцип формування показників експлуатаційної безпеки, методика їх розрахунків і аналізу, методика виявлення тенденцій стану експлуатаційної безпеки представлені в [117] з урахуванням вимог нормативних документів. Пріоритетом у діяльності ВП ЗАЕС є забезпечення безпеки АЕС при експлуатації, стан якої характеризується показниками її складових:



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 252

ядерної безпеки;

радіаційної безпеки;

технічної безпеки;

охорони праці;

культури безпеки;

технічного стану. Для аналізу й оцінки складових безпеки, а так само технічного стану енергоблоку, застосовується ряд показників, які відповідно до характерних ознак, утворюють окремі групи й підгрупи. Документом [117] також передбачений порядок розробки й надання звітів в органі державного регулювання ядерної й радіаційної безпеки. Збір, обробка даних і розрахунки виконані для наступних основних показників:

показник стійкості роботи енергоблоку;

показник частоти спрацьовування АЗ реактора;

показник аварійної готовності системи аварійного електропостачання;

показник готовності системи аварійного введення бору високого тиску (TQ13);

показник готовності системи аварійної живильної води(TX);

показник готовності системи аварійного й планового розхолоджування (TQ12);

показник частоти відмов СБ;

показник готовності оперативного персоналу;

показник виходу радіонуклідів йоду в перший контур;

показник цілісності обладнання й трубопроводів 1-го контуру;

показник цілісності теплообмінної поверхні ПГ;

показник цілісності системи герметичних огороджень;

показник середньої індивідуальної дози опромінення персоналу;

показник колективної дози опромінення на один енергоблок;

показник радіоактивних викидів в атмосферу;

показник радіоактивних викидів у зовнішні водойми;

показник утворення рідких радіоактивних відходів;

показник утворення твердих радіоактивних відходів;

показник переробки рідких радіоактивних відходів;



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 253

показник переробки твердих радіоактивних відходів;

показник кількості аналогічних порушень;

показник використання встановленої електричної потужності;

показник частоти порушень у роботі енергоблоку. Та додаткових показників:

показник частоти порушення меж і/або умов безпечної експлуатації;

показник частоти запуску СБ;

показник працездатності системи керування й захисту;

показник порушень при транспортно-технологічних операціях зі свіжим або відпрацьованим ядерним паливом;

показник ефективності керування старінням;

показник порушення ВХР;

показник відхилення ВХР другого рівня;

показник відхилення ВХР першого рівня;

показник відхилення діагностичних показників ВХР;

показник виробничих втрат;

показник частоти виникнення пожеж;

показник якості процедур;

показник частоти внутрішніх перевірок з самооцінки якості експлуатації;

показник якості технічного обслуговування й ремонту;

показник впровадження коригувальних заходів;

показник використання часу;

показник готовності несення номінального навантаження. Нижче наведені матриці основних (Таблиця 2.18) і додаткових (Таблиця 2.19) показників ІС ПРБ для енергоблоку №4 ОП ЗАЭС за станом на 31.12.2015 року, розраховані відповідно до [117]. Крім показників, розрахованих відповідно до [117], у п. 2.4.1.3.15 і п. 2.4.1.3.16 звіту [115] наведені показник корінних причин порушень у роботі енергоблоку (помилки персоналу, відмови устаткування, недоліки адміністративного керування) і показник кількості втручань персоналу під час відмов або відключення способів автоматизації (коефіцієнт успішності цих втручань), відповідно.



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 254

Ефективність радіаційного захисту на об'єктах ВП ЗАЕС оцінена наступними показниками радіаційної безпеки, представленими і докладно проаналізованими в щорічних звітах з стану радіаційної безпеки й радіаційного захисту на Запорізькій атомній електростанції:

колективними дозами опромінення персоналу, нормованими на один енергоблок і на кількість виробленої електричної енергії;

газо-аерозольним викидом радіонуклідів, нормованим на 1000 Мвт установленій потужності;

водним скиданням радіонуклідів, нормованим на 1000 Мвт установленій потужності;

індексами викидів і скидань радіоактивних речовин у навколишнє середовище.

Виконаний аналіз [115] підтвердив ефективність радіаційного захисту на об'єктах ВП ЗАЕС.

Більш детально інформація про стан експлуатаційних показників безпеки енергоблоку №4 ВП ЗАЕС представлена у звіті [115]. Крім того, в [115]представлений опис і оцінка ефективності існуючої на ВП ЗАЕС системи обігу з радіоактивними відходами.


ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 255

Таблиця 2.18 Матриця основних показників інформаційної системи оцінки поточного рівня безпеки (ІС ПРБ) для енергоблоку №4 ВП ЗАЕС

Групи показ-ників Ядерна Безпека Технічна безпека Радіаційна безпека

Кул

ьтур

а бе

з-пе

ки

Пок

азни

ки

техн

ічно

го

стан

у Підгрупи показ-ників

Вихідні події

Готовність до ліквідації пору-шень

Цілісність фізич-них бар'єрів

Протирадіаційний за-хист персоналу й на-вколишнього середо-вища

Обіг з радіоактивними від-ходами

Код показника IE-1 IE-2 MS-1

MS-2

MS-3

MS-4

MS-F

EP-1

BI-1

BI-2

BI-3

BI-4

IDО-1

KDO-2

RPA-1

RPV-1

RAO-1

RAO-2

RAO-3

RAO-4

SC-2 KIUM

TC-1

Енергоблок №4 G G G G G G G G G G G G G G G G G G Y G G G G

Примітки IE-1 - Показник стійкості роботи енергоблоку; IE-2 - Показник частоти спрацьовування АЗ реактора; MS-1 - Показник аварійної готовності системи аварійного електропостачання; MS-2 - Показник готовності системи аварійного введення бору високого тиску (TQ13); MS-3 - Показник готовності системи аварійної живильної води(TX); MS-4 - Показник готовності системи аварійного й планового розхолоджування (TQ12); MS-F - Показник частоти відмов СБ; EP-1 - Показник готовності оперативного персоналу; BI-1 - Показник виходу радіонуклідів йоду в перший контур; BI-2 - Показник цілісності обладнання й трубопроводів 1-го контуру; BI-3 - Показник цілісності теплообмінної поверхні ПГ; BI-4 - Показник цілісності системи герметичних огороджень; IDO1 - Показник середньої індивідуальної дози опромінення персоналу; KDO2 - Показник колективної дози опромінення на один енергоблок; RPA-1 - Показник радіоактивних викидів в атмосферу; RPV-1 - Показник радіоактивних викидів у зовнішні водойми; RAO-1 - Показник утворення рідких радіоактивних відходів; RAO-2 - Показник утворення твердих радіоактивних відходів; RAO-3 - Показник переробки рідких радіоактивних відходів; RAO-4 - Показник переробки твердих радіоактивних відходів; SC-2 - Показник кількості аналогічних порушень; КIUМ - Показник використання встановленої електричної потужності; TC-1 - Показник частоти порушень у роботі енергоблоку


ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 256

Таблиця 2.19 Матриця додаткових показників інформаційної системи оцінки поточного рівня безпеки (ІС ПРБ) для енергоблоку №4 ВП ЗАЕС

Групи показ-ників Стан ядерної безпеки

Стан технічної безпеки Показники стану охорони праці

Стан культури безпеки Технічний стан

Підгрупи пока-зників

Частота вихідних подій

Готов-ність до ліквідації порушень

Стан фізичних бар'єрів

Забезпечення якості експлуа-тації

Ефектив-ність зво-ротного зв'язку по досвіду експлуата-ції

Використання встановленої потужності енергоблоку

Код показника KPP KCVP KG

Енергоблок №4 G G G G G G G G Y G G Y G G G G G Примітки KCPB - Показник частоти порушення меж і/або умов безпечної експлуатації; KCSB - Показник частоти запуску СБ; KSUZ - Показник працездатності системи керування й захисту; KTTO - Показник порушень при транспортно - технологічних операціях зі свіжим або відпрацьованим ядерним паливом; KYS - Показник ефективності керування старінням; KVX1 - Показник порушення ВХР; KVX2 - Показник відхилення ВХР другого рівня; KVX3 - Показник відхилення ВХР першого рівня; KVX4 - Показник відхилення діагностичних показників ВХР; KPP - Показник виробничих втрат; KCVP - Показник частоти виникнення пожеж; KKD - Показник якості процедур; KCS - Показник частоти внутрішніх перевірок Рза самооцінкою якості експлуатації; KRTO - Показник якості технічного обслуговування й ремонту; KVKM - Показник впровадження коригувальних заходів; KV - Показник використання часу; KG - Показник готовності несення номінального навантаження



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 257

2.8.2.2 Поточний стан експлуатаційної безпеки енергоблоку №4 ВП ЗАЕС, аналіз даних тенденції їх зміни.

Виконаний аналіз показників експлуатації енергоблоку №4 за період з 1-го кварталу 2006 року по 4-й квартал 2015 року показав, що:

показник стійкості роботи енергоблоку стабільно перебуває в зоні нормальної експлуатації. За останній аналізований рік відбулася одна подія, що вплинула на значення показника (16.05.2015 - Відключення енергоблоку №4 від мережі дією технологічного захисту "Відмінність положення ГСМ РК більш 30% номінального ходу при роботі на ЕГСР" через розчленовування штока датчиків положення сервомоторів з рейкою РК). Коригувальних заходів не потрібно. Необхідно забезпечити збереження досягнутого рівня й прагнути до його підвищення шляхом збереження й підвищення надійності систем і елементів енергоблоку, їх своєчасним ремонтом і модернізацією;

показник частоти спрацьовування АЗ реактора, починаючи з 2 кварталу 2013 року перебуває стабільно в зоні нормальної експлуатації;

показники аварійної готовності СБ стабільно перебували в зоні нормальної експлуатації більшу частину часу аналізованого періоду;

показник частоти відмов СБ стабільно перебував у зоні нормальної експлуатації аналізованого періоду, крім третього кварталу 2008 року. Коригувальних заходів не потрібно. Необхідно забезпечити збереження досягнутого рівня й прагнути до його підвищення шляхом збереження й підвищення надійності систем і елементів енергоблоку, їх своєчасним ремонтом і модернізацією;

показник готовності персоналу стабільно перебуває в зоні нормальної експлуатації, починаючи з 2006 року. Неправильних дій персоналу, які були причиною порушення, не зафіксовано після 3 кварталу 2012 року. Поліпшення стану показника досягнуте в першу чергу в результаті проведеної на ВП ЗАЕС системної роботи, спрямованої на підвищення й підтримку кваліфікації персоналу. Коригувальних заходів не потрібно. Необхідно забезпечити збереження вже досягнутого рівня й прагнути до його підвищення шляхом удосконалювання системи підготовки й підтримки кваліфікації персоналу;

показник частоти порушення меж і/або умов безпечної експлуатації стабільно перебуває в зоні нормальної експлуатації. За аналізований період не відбулося жодного випадку порушення меж і/або умов безпечної експлуатації. Коригувальних заходів не потрібно;

показник частоти запуску СБ стабільно перебуває в зоні нормальної експлуатації. За весь аналізований період включення СБ не зафіксоване. Коригувальних заходів не потрібно;



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 258

за весь аналізований період відмов елементів автоматики органів СУЗ, які б приводили до втрати функцій керування й захисту реактора, не було. Коригувальних заходів не потрібно;

за весь аналізований період не відбулося жодного випадку порушення при транспортно-технологічних операцій зі свіжим та відпрацьованим ядерним паливом. Коригувальних заходів не потрібно;

показник виходу радіонуклідів йоду в 1-й контур стабільне перебуває в зоні нормальної експлуатації. Максимальне наближення до регламентного обмеження - експлуатаційній межі по активності в т/н I-го контуру, рівному 0,001 Ки/кг, склало 5 %. При цьому протягом більшої частини аналізованого періоду це значення коливалося близько 1%. Коригувальних заходів не потрібно. Необхідно забезпечити збереження досягнутого рівня й прагнути до його підвищення шляхом удосконалювання системи контролю цілісності оболонок твел і ефективним виконанням заходів, спрямованих на забезпечення цілісності й надійності твел;

показник цілісності обладнання і трубопроводів першого контуру стабільно перебуває в зоні нормальної експлуатації. За весь аналізований період не відбулося жодного випадку порушення цілісності устаткування й трубопроводів 1-го контуру, через що лінія тренда для даного показника відсутня;

протягом аналізованого періоду протікання з першого контуру не спостерігалися. Показник цілісності теплообмінної поверхні ПГ стабільно перебуває в зоні нормальної експлуатації. Коригувальних заходів не потрібно;

коливання значення показників носять природній характер, що відображає результати щорічних експлуатаційних випробувань. На результати зазначених випробувань впливає низка факторів, найбільш значні з яких - сезонні атмосферні й тимчасові (тривалість випробувань). Таким чином, можна зробити висновок про те, що стан системи герметичного огородження підтримується на високому рівні, що відповідає вимогам НД (п. 8.3.11 ПНАЭ Г–10–021–90 [119]). Коригувальних заходів не потрібно;

показник ефективності керування старінням стабільно перебуває на рівні 100 %, починаючи з 2-го кварталу 2006 року. Остання відмова із причин, пов'язаних зі старінням устаткування, відбувся в третьому кварталі 2005 року. Проте, мали місце виходи значень показника за межі зони нормальної експлуатації. У зв'язку із цим необхідно підкреслити актуальність своєчасної оцінки технічного стану елементів енергоблоку, а також розробки відповідних заходів щодо зм'якшення й призупиненню процесів старіння;



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 259

показники ведення водно-хімічного режиму:

- показник порушення ВХР стабільно перебуває в зоні нормальної експлуатації. За аналізований період з 1 кварталу 2006 року по 4 квартал 2015 року не зафіксоване жодного випадку розвантаження або переходу РУ в кожне зі станів: «РУ на мінімально – контрольованому рівні потужності», «гаряча зупинка», «холодна зупинка», викликаних відхиленнями нормованих показників якості теплоносія першого контуру, і/або продувної води ПГ від припустимих значень. Коригувальних заходів не потрібно;

- в останнє значення показника відхилення ВХР другого рівня перебували в «жовтій» зоні в 3 кварталі 2013 року. Причиною цього стали присоси сирої води в конденсаторі турбіни через нещільності теплообмінних трубок у половинці SD-12Б, що привело до необхідності зниження потужності енергоблоку до 590 Мвт., відключенню ЦН №3 і глушіння дефектних теплообмінних трубок;

- значення показника відхилення ВХР у межах 1-го рівня стабільно перебувають у зоні нормальної експлуатації, починаючи з 3 кварталу 2010 року. Коригувальних заходів не потрібно;

- відхилення діагностичних показників ВХР при його виході за межі зони нормальної експлуатації було зафіксовано в 4 кварталі 2011 р. через збільшення масової концентрації розчиненого кисню в підживлювальній воді 1 контуру у зв'язку з несправністю датчика TS14Q01 внаслідок аварійного відключення системи дожигання водню TS10. Слід зазначити, що аналіз показників ведення водно-хімічного режиму протягом 2006-2015 років показав, що показники якості теплоносія першого контуру й робітничих середовищ другого контуру енергоблоків перебували в межах значень, встановлених нормативними документами;

показники радіаційної безпеки:

- показник середньої індивідуальної дози опромінення персоналу стабільно перебуває в «зеленій» зоні. Порівняльний аналіз колективних доз опромінення показав, що за останні роки спостерігається тенденція до зниження доз опромінення. Коригувальних заходів не потрібно;

- показник колективної дози опромінення на один енергоблок має стабільну динаміку поліпшення показника й перебуває в «зеленій» зоні. Необхідно забезпечити збереження досягнутого рівня й прагнути до його підвищення шляхом як поліпшенням системи контролю над опроміненням персоналу, так і зниженням радіаційного впливу на персонал, використовуючи принципи захисту часом, відстанню й екрануванням;



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 260

- значення показника радіоактивних викидів в атмосферу повільно, але стабільно поліпшується. Знаходження показника в «жовтій» зоні до 2006 року пояснюється вузькістю експлуатаційних меж значень показника, обумовлених відносно малим розкидом значень викидів (у межах десятих часток відсотків). Починаючи з 2006 року, у цілому значення показника радіоактивних викидів в атмосферу відповідають зоні нормальної експлуатації. Коригувальних заходів не потрібно;

- максимальне значення показника радіоактивних викидів у зовнішні водойми з урахуванням нових меж скидання коливається в межах 1-2 % від припустимих значень. Це характеризує ефективність заходів на ВП ЗАЕС, спрямованих на зниження радіаційного впливу на навколишнє середовище в результаті радіоактивних викидів у зовнішні водойми;

- за аналізований період показник утворення рідких радіоактивних відходів стабільно перебуває в «зеленій» зоні з невеликою тенденцією до поліпшення. Необхідно підтримувати досягнутий рівень і прагнути до його поліпшення. Коригувальних заходів не потрібно;

- показник утворення твердих радіоактивних відходів після тривалого знаходження в «жовтій» зоні, починаючи з 2-го кварталу 2009 року стійко перебуває в «зеленій» зоні й має виразну тенденцію до зниження (поліпшення);

- значення показника переробки рідких радіоактивних відходів перебуває в «зеленій» зоні, але має тенденцію зменшення. Для того, щоб показник не вийшов за межі «зеленої» зони необхідне будівництво ангарного сховища, призначеного для зберігання контейнерів КРВ-200 і безперебійна поставка контейнерів КРВ-200 (установка глибокого випарювання для рідких РАВ);

- значення показника переробки твердих радіоактивних відходів перебуває в «зеленій» зоні. Є загальна тенденція поліпшення показника за останні 10 років, в тому числі, за рахунок поліпшення якості розділення відходів на етапі освіти, і зниження частки непереробних відходів в загальній кількості утворюються РАВ. Коригувальних заходів не потрібно;

В 2018 році планується введення в експлуатацію комплексу по переробці РАВ й установки вилучення ТРВ, яка дозволить вилучити й переробити на установках КПРАВ на початковому етапі близько 3000 м3. До 2021 року планується спорудження тимчасового сховища легкого типу для зберігання кондиціонованих РАО в залізобетонних контейнерах, проектна місткість сховища становить 1300 ж/б контейнерів. За умови готовності спеціалізованих підприємств до приймання РАВ АЕС на поховання, ж/б



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 261

контейнери із продуктом переробки РАВ/сольовим плавом будуть передаватися із ЗАЕС для кінцевого поховання. Введення в експлуатацію комплексу по переробці РАВ, а також тимчасового сховища легкого типу для зберігання кондиціонованих РАВ в залізобетонних контейнерах дозволить забезпечити достатність обсягів для зберігання РАВ на період понадпроектної експлуатації. Нижче наведена діаграма заповнення сховищ, яка підтверджує зроблений висновок.

2.8.2.3 Визначення кількості РАВ, що утворюються при проектних аваріях

Аналіз достатності систем обігу з РАВ при ПА, виконаний для режимів, які розглянуті в АПА «ЕР49-2007.413.ОД.2. «Хмельницкая АЭС. Энергоблок № 1. Разработка анализа проектных аварий (АПА) энергоблока №1 ХАЭС. Анализ групп исходных событий (ИС) ННЭ и ПА. Книга 3» [239]. У даному звіті представлений докладний опис сценаріїв розвитку вихідних подій і процесів, що відбуваються при протіканні різних проектних аварій. Найбільш несприятливі наслідки, з погляду кількості утворення РРВ і їх активності, виникають при аварії з розривом ГЦТ Ду850 мм (МПА). При виникненні цієї аварії передбачається утворення 1202 м3 теплоносія першого контуру з питомою активністю 1,86×1014 Бк/м3 (6,94×1013 Бк/м3 через 30 діб після виникнення аварії) і 1500 м3 дезактивационных розчинів, з питомою активністю 1÷10 ×107 Бк/м3 [244]. Обсяги й характеристики рідких середовищ, що утворюються після дезактивації, порівнянні із середнім надходженням трапних вод на переробку при нормальній



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 262

експлуатації двох енергоблоків за 1 місяць [246, 247], отже, надалі розглядається достатність існуючих систем переробки, для очищення теплоносія першого контуру й подальшого зберігання утворених при цьому РРВ. Очищення теплоносія першого контуру від надлишкової активності здійснюється за допомогою системи СВО-4 на спецкорпусі 1,2, до складу яких входять дві групи фільтрів (механічний, катіонітний і аніонітний фільтри, а також пастка зернистих матеріалів). До складу кожної системи також входять 4 проектних бака об’ємом 400 м3 кожний (сумарний об’єм на 2-х спецкорпусах 3200 м3) [240, 241]. Продуктивність кожної групи фільтрів становить до 40 м3/годину [240, 241]. Теплоносій першого контуру відбирається з бака-приямка ГА-201 і послідовно проходить механічний фільтр, катіонітний фільтр, аніонітний фільтр і пастку зернистих матеріалів. Очищена вода вертається в баки, звідки може знову подаватися на фільтри, забезпечуючи, таким чином, можливість багаторазового очищення теплоносія першого контуру до прийнятних значень активності. Коефіцієнти осадження ізотопів, що мають визначальний внесок в активність, на фільтрах СВО-4, становлять [244]: для механічного фільтра – 0,1; для катіонітного фільтра – 0,8 по ізотопах Sr, Cs, Ce, La; для аніонітного фільтра – 0,9 по ізотопах Ru (0,99 по ізотопах I).

У результаті очищення теплоносія системою СВО-4, відбувається осадження ізотопів на іонообмінних смолах катіонітного й аніонітного фільтрів, і меншою мірою, на наповнювачі механічного фільтра, у результаті чого основна частка активності залишається у фільтрах. Питома активність фільтрів, після 30 доби роботи системи, складе [244]: для механічного фільтра – 5,86×1014 Бк/м3; для катіонітного фільтра – 1,24×1016 Бк/м3; для аніонітного фільтра – 6,03×1015 Бк/м3.

З метою зменшення радіоактивного забруднення фільтрів, слід періодично здійснювати регенерацію й промивання фільтрів. Оскільки радіоактивні ізотопи в основному присутні в теплоносії в іонній формі, у процесі регенерації активність буде переходити в регенераційний розчин, обсяг якого, з урахуванням розведення промивним розчином, складе не більш 100 м3 [240, 241]на кожну операцію регенерації. Надалі очищений теплоносій може бути перероблений на установках СВО-3,7. Для приймання очищеного теплоносія можуть бути використані баки трапних вод, сумарною проектною місткістю 1200 м3 (на дві спецкорпусах по три баки по 200 м3) [240,241]. У результаті переробки на СВО-3,7 виходить чистий конденсат і упаренний високоактивний концентрат (кубовий залишок), обсяг якого, відповідно до [242] при кінцевому солевмісті 400-500 г/л, на два порядки менше обсягу трапних вод до переробки. Таким чином, після переробки теплоносія першого контуру й дезактіваційних розчинів на установках СВО-3,7, ґрунтуючись на результатах представлених в [244] в ВП ЗАЕС буде утворено не більш



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 263

170м3 кубового залишку з питомою активністю близько 1÷10×109 Бк/м3 [244], що не виявить істотного впливу на заповнення баків СРВ. Кубовий залишок після СВО-3,7 може бути перероблений на установках глибокого випарювання УГУ-500 і УГУ-1-500, продуктивністю 500 л/ч [244] вихідного розчину, після чого при ступені зменшення обсягу в 5 раз [244] очікується утвір близько 162 контейнерів V=200 л, із сольовим плавом з питомою активністю до 1×1011 Бк/м3 [244]. Контейнери-Бочки, наповнені сольовим плавом, відправляються на зберігання в спеціальні відсіки гнізда З-101/8-9, З-101/8-10 СТРВ, з можливістю зберігання в них 2970 контейнерів для сольового плаву. У випадку виникнення необхідності зберігання ТРВ, що утворювалися при проектних аваріях, є в наявності наступні вільні ємності в сховищах ТРВ: (прим. З-301) ємність 101/1-3 обсягом 140 м3 ( для зберігання НАО); (прим. З-301) ємність 101/3 обсягом 266 м3 ( для зберігання НАО); (СК-1) ємність ІЗ-438 обсягом 76 м3 ( для зберігання ВАО).

Так само, згідно технічного рішення [245] у споруді переробки і зберігання РАВ прим. З-301 передбачені місця для тимчасового зберігання відходів у контейнерах КТРВ-200. Розміри майданчика дозволяють розмістити 900 контейнерів КТРВ-200 (300 контейнерів у три яруси), що забезпечить можливість зберігання 180 м3 РАВ, утворених у результаті аварійних ситуацій. У такий спосіб є можливість тимчасового зберігання 662 м3 відходів утворених у результаті проектних аварій. Беручи до уваги викладене вище, а також поточне заповнення відсіків гнізд ІЗ-101/8-9, З-101/8-10 СТРВ для зберігання сольового плаву, можна зробити висновок про достатність існуючих вільних ємностей для розміщення РАВ, що утворюються при проектних аваріях, включаючи аварії з розривом ГЦТ Ду850 мм, в умовах сверхпроектной експлуатації енергоблоку № 4, а так само з урахуванням експлуатації інших енергоблоків за умови виконання заходів зазначених у п. 2.8.3. Представлені у звітах [239, 244] результати можуть бути повністю застосовані для енергоблоку №4 ВП ЗАЕС через ідентичність проекту ВВЕР-1000 В-320. З точки зору використання палива «Westinghouse», те результати отримані для ВП ХАЕС, що використовує ТВС-А є більш консервативними.



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 264

показники охорони праці:

- показник виробничих втрат стабільно перебуває в зоні нормальної експлуатації останні 2 рокі. Згідно із трендом показника, спостерігається стабільна тенденція до поліпшення показника за аналізований період. Відсутність виробничого травматизму за 2012 – 2015 рр. характеризує поліпшення стану умов праці, техніки безпеки й охорони праці;

- за весь аналізований період не відбулося жодного випадку пожеж або локальних загорянь. Необхідно забезпечити збереження досягнутого рівня показника частоти виникнення пожеж. Коригувальних заходів не потрібно;

показники культури безпеки:

- показник кількості аналогічних порушень стабільно перебуває в зоні нормальної експлуатації. У цілому, можна відзначити ефективність діяльності по розслідуванню порушень у роботі й визначенню їх безпосередніх і корінних причин, призначенню коригувальних заходів. Коригувальних заходів не потрібно;

- показник якості експлуатаційної документації більшу частину аналізованого періоду стабільно перебуває в зоні нормальної експлуатації. Щодо знаходження показника за межами зони нормальної експлуатації необхідно відзначити, що для даного показника мають місце достатньо вузькі і не зовсім коректні експлуатаційні межі, обумовлені методикою розрахунків і набором статистичних даних;

- значення показника частоти внутрішніх перевірок з самооцінкі якості експлуатації за аналізований період значно покращилося. Зростання показника було у 2008-2009 рр., після чого його значення практично не змінювалося. Зростання значень показника обумовлено насамперед збільшенням внутрішніх самооцінок і аудитів стосовно інших складових даного показника;

- за весь аналізований період показник якості технічного обслуговування та ремонту перебуває на максимально можливому рівні. Коригувальних заходів не потрібно;

- показник впровадження коригувальних заходів стабільно перебуває в зоні нормальної експлуатації зі значним запасом. Усі коригувальні заходи, призначені комісіями з результатів розслідування порушень у роботі ВП ЗАЕС, виконані в строк. Коригувальних заходів не потрібно;



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 265

показники технічного стану:

- показник використання встановленої електричної потужності був стабільним і значення показника постійно перебували в «зеленій» зоні нормальної експлуатації та не спускалися нижче 70 %. Коригувальних заходів не потрібно;

- показник частоти порушень у роботі енергоблоку стабільно перебуває в зоні нормальної експлуатації. У той же час за весь аналізований період тричі значення показника ставало рівним нулю, що говорить про відсутність порушень у роботі енергоблоку протягом року;

- за аналізований період значення показника використання часу перебували в зоні нормальної експлуатації. Коригувальних заходів не потрібно. Необхідно забезпечити збереження досягнутого рівня;

- значення показника готовності несення номінального навантаження стабільно перебували в зоні нормальної експлуатації. Коригувальних заходів не потрібно. Необхідно збереження досягнутого рівня.

За результатами аналізу фактора отримане подтверждение того, що в ВП ЗАЕС встановлена ефективна система експлуатаційної безпеки, усі досліджувані елементи якої функціонують на видповідному рівні, згідно вимог національних НТД і міжнародних кирівництв (МАГАТЕ, ВАО АЕС).

2.8.3 Узагальнюючі виводи з аналізу ФБ-8 «Експлуатаційні показники безпеки енергоблоку»

Енергоблок №4 ВП ЗАЕС експлуатується відповідно до вимог нормативних документів, вимог правил технічної експлуатації електричних станцій і мереж.

Усі аномальні події, що відбулися на енергоблоці №4 Запорізької АЕС розслідуються та враховуються відповідно до НД. За результатами розслідування призначаються відповідні коригувальні заходи, спрямовані на усунення причин порушення та недопущення повторення подібних порушень у майбутньому. У цілому можна оцінити як змінилася кількість порушень і відхилень за розглянутий період. З урахуванням того, що всі показники експлуатаційної безпеки показали динаміку до поліпшення, можна говорити про те, що використання методів аналізу корінних причин порушень і відхилень у роботі енергоблоку при розслідуванні порушень і відхилень виявилося досить ефективним. Із цього випливає також і висновок про ефективність розроблених на основі вищевказаних методів відповідних коригувальних заходів.



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 266

У результаті узагальнення оцінок показників поточного рівня ядерної, радіаційної, технічної безпеки, безпеки праці, культури безпеки й технічного стану енергоблоків можна зробити висновок, що енергоблок №4 Запорізької АЕС у цілому зберіг досягнутий за попередній період експлуатації рівень безпеки при виробленні заданого кількості електроенергії.

На підставі наведеної в цьому звіті інформації, стан поточного рівня експлуатаційної безпеки енергоблоку №4 ВП ЗАЕС може бути визнаний задовільним.

Беручи до уваги показники технічного стану експлуатаційної безпеки, обсяг виконаних коригувальних заходів, виконані та намічені на енергоблоці заходи щодо модернізації й реконструкції можна зробити висновок, про те, що існують усі необхідні передумови для продовження строку експлуатації в понадпроектний строк. Заходи щодо коректування фактора за результатами партнерської перевірки ВАО АЕС, за результатами самооцінки системи накопичення, аналізу й використання (системи обліку) досвіду експлуатації, за результатами аналізу показників експлуатаційної безпеки системи ШС ПРБ виконані. Розроблені наступні заходи щодо обігу з РАВ:

1) Впровадження сховища легкого типу для зберігання кондиціонованих РАВ в залізобетонних контейнерах відповідно з «Комплексною програмою поводження з радіоактивними відходами в ДП «НАЕК «Енергоатом» ПМ-Д.0.18.174-16 заплановане на 2021 рік. У даний момент розроблене й затверджене ТЕО. Ведеться розробка проекту ВАТ ХИЕП.

2) Впровадження установки вилучення РАВ зі сховищ ТРВ в відповідно з «Комплексною програмою поводження з радіоактивними відходами в ДП «НАЕК «Енергоатом» ПМ-Д.0.18.174-16 запланований на 2018 рік. У даний момент ведутся будівельномонтажні й пусконалагоджувальні роботи.

3) Уведення КПРАВ в промислову експлуатацію, відповідно з «Комплексною програмою поводження з радіоактивними відходами в ДП «НАЕК «Енергоатом» ПМ-Д.0.18.174-16, заплановано на 2018 рік. На даний момент КПРАВ введений у дослідну експлуатацію на першому етапу (на імітаторах РАВ). По споруді КПРАВ проводяться будівельні й оздоблювальні роботи в приміщеннях комплексу, облицювання фасаду будинку, роботи з монтажу електричних систем, систем зв'язку й ін.

4) Впровадження технологій ультразвукової дезактивації відповідно з «Комплексною програмою поводження з радіоактивними відходами в ДП «НАЕК «Енергоатом» ПМ-Д.0.18.174-16, заплановано на 2021 рік. На даний момент розроблені й затверджені технічні вимоги й умови поставки ультразвукового устаткування для дезактивації металевих РАВ



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 267

№20.ЦД.TU.ТТ.181-18 від 12.03.2018. Ведуться роботи із закупівлі ультразвукового устаткування.

5) Удосконалювання системи обліку і контролю РАВ. Передбачається застосування на КПРАВ системи маркування пакувань і контейнерів, яка дозволяє автоматизувати процес обліку РАВ й відстеження місцезнаходження пакувань із РАВ (установка паспортизації). Заплановане впровадження установки паспортизації разом із КПРАВ в 2018 році.

Повний аналіз по даному Фактору безпеки представлений у матеріалах «Отчет по периодической переоценке безопасности энергоблоков № 3,4 ОП ЗАЭС. Фактор безопасности №8. Эксплуатационные показатели безопасности энергоблока №4. 21.4.59.ОППБ.08» [115].

Виходячи з вищесказаного, можна зробити висновок про те, що фактор безпеки відповідає вимогам діючих НД з безпекі, при цьому стан фактора поліпшується у зв'язку з реалізацією додаткових заходів щодо підвищення безпеки, з урахуванням виконання вимог нововведених нормативних документів, які спрямовані на уточнення вимог по безпеці, і енергоблок №4 може безпечно експлуатуватися у понадпроектний строк до 04.04.2038 року.

2.9 Фактор безпеки №9 «Використання досвіду експлуатації інших АЕС і результатів нових наукових досліджень»

Метою аналізу цього фактора безпеки є визначення рівня безпечної експлуатації енергоблоків № 3,4 Запорізької АЕС за рахунок реалізації на АЕС системи обліку як, в першу чергу, досвіду експлуатації українських АЕС, так і використання передового досвіду експлуатації зарубіжних АЕС (де в свою чергу, першочергова увага приділяється закордонним АЕС, з однотипними реакторними установками (ВВЕР-1000)), також розглядається впровадження даних останніх наукових досліджень і інженерних розробок, визначення областей для покращення, ранжування заходів щодо коригування фактора і прогноз стану фактора в період понадпроектної експлуатації. Детальний аналіз фактора безпеки наведено в документі ЗППБ 21.34.59.ОППБ.09 «Фактор безопасности №9. Использование опыта эксплуатации других АЭС и результатов новых научных исследований» [120].


Метод оцінки Враховуючи специфіку фактора безпеки «Використання досвіду експлуатації інших АЕС і результатів нових наукових досліджень» та відсутність для нього проектних основ, здатних на нього впливати, для оцінки досліджуваного фактора безпеки обраний метод експертного порівняльного аналізу (оцінки).



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 268

Метод експертної оцінки (аналізу) - це метод організації роботи з фахівцями-експертами і обробки думок експертів.

Експертне оцінювання - процедура отримання оцінки проблеми на основі думки фахівців (експертів) з метою подальшого прийняття рішення (оцінки).

Експертні оцінки бувають:

індивідуальні - засновані на використанні думки окремих експертів, не-залежних один від одного;

колективні - засновані на використанні колективної думки експертів.

Спільна думка володіє більшою точністю, ніж індивідуальна думка кожного з фахівців.

Даний метод застосовують для отримання кількісних оцінок якісних характеристик і властивостей.

У процесі дослідження ФБ-9 (аналізу і оцінки поточної ситуації) ретельно вивчено і всебічно проаналізовано встановлений в експлуатуючої організації і застосований до енергоблоків ВП ЗАЕС організаційний порядок (процедури і дії по кожному елементу встановленої на АЕС системи використання досвіду інших станцій і результатів досліджень).

Дослідження проведені відносно наступних елементів функціонування системи використання ДЕ:

нормативно-технічна база ВП ЗАЕС, що підтримує програму ДЕ;

управління, організація та функції програми ДЕ;

схема вивчення зовнішнього досвіду експлуатації і прийняття рішень;

схема вивчення результатів нових наукових досліджень, і прийняття рі-шень;

система контролю впровадження заходів, звітність. Оцінка ефективності програми використання ДЕ.

Критерії оцінки Критерії оцінки до даного фактора визначені і сформульовані у вигляді очікуваних результатів по кожному з елементів ФБ-9. Критеріями прийнятності для даного чинника вважати:

Нормативно-технічна база ВП ЗАЕС, що підтримує програму ДЕ: - необхідно враховувати всі існуючі національні та міжнародні керів-

ництва і позитивний досвід в галузі управління Програмою. ... Доку-ментація: a) політика і вимоги нагляду (ядерні, охорони здоров’я і безпеки, на-

вколишнього середовища, і т.д.);



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 269

b) міжнародні керівництва (МАГАТЕ, ВАО АЕС, INPO, Агентство з Ядерної Енергетики і т.д.);

c) політика аналізу досвіду експлуатаційної безпеки енергопостача-льної організації; політика аналізу досвіду експлуатаційної безпе-ки АЕС;

d) критерії звітності (нагляду, енергопостачального підприємства, станції);

e) критерії звітності (нагляду, енергопостачального підприємства, станції).

(Керівництво PROSPER. IAEA-TECDOC-XYZ. Частина 1. П.п. І-1.1, І-1.2 [193]);

управління, організація та функції програми ДЕ: - організація, що здійснює експлуатацію ядерної установки, повинна

мати в наявності ефективну систему збору та аналізу експлуатаційно-го досвіду, і повинна негайно поширювати інформацію, важливу з точки зору безпеки, серед своїх працівників і направляти її до відпо-відних організацій (NS-G-2.11. П. 2.5 [191]);

- ретельне вивчення досвіду експлуатації слід доручити компетентним особам, щоб виявити будь-які ознаки провісників можливих тенден-цій несприятливих для безпеки і прийняти коригуючі дії до виник-нення серйозних ситуацій (NS-G-2.4. П. 6.66 [192]);

- експлуатуюча організація на підставі вимог до національної системи, встановлених регулюючим органом, повинна розробити детальну процедуру. Ця процедура повинна визначати процес поводження з усією внутрішньою і зовнішньою інформацією про події на ядерних установках. У процедурі повинна бути чітко визначена структура си-стеми обліку експлуатаційного досвіду, тип інформації, канали зв'яз-ку, відповідальність груп і організацій, які беруть участь, а також призначення документації, що складається (NS-G-2.11. П. 2.12 [191]);

схема вивчення зовнішнього досвіду експлуатації і прийняття рішень: - експлуатуюча організація на підставі вимог до національної системи,

встановлених регулюючим органом, повинна розробити детальну процедуру. Ця процедура повинна визначати процес поводження з усією внутрішньою і зовнішньою інформацією про події на ядерних установках. У процедурі повинна бути чітко визначена структура си-стеми обліку експлуатаційного досвіду, тип інформації, канали зв'яз-ку, відповідальність груп і організацій, які беруть участь, а також призначення документації, що складається (NS-G-2.11. П. 2.12 [191]);

- система обліку експлуатаційного досвіду являє собою процес, який здійснюється в двох напрямках, тобто надання та отримання досвіду. Внутрішній експлуатаційний досвід має на увазі собою процес, при якому ядерна установка виносить уроки з власного досвіду, включа-



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 270

ючи передачу його іншим, в той час як зовнішній експлуатаційний досвід являє собою отримання інформації, пов'язаної з іншого ядер-ною установкою, яка може привести до вироблення коригувальних або запобіжних дій для того, щоб уникнути повторення події (NS-G-2.11 П. 2.10 [191]);

- слід забезпечувати, щоб оператор (персонал, який експлуатує АЕС) представляв інформацію про прийняті ним заходи по: a) врахуванню досвіду, що стосується безпеки, накопиченого на

аналогічних установках і на інших ядерних і неядерних установ-ках;

b) оцінці цього досвіду і вживання заходів на його основі; c) визначенню необхідності в дослідженнях і розробках; d) отриманню інформації про результати відповідних дослідниць-

ких програм; e) оцінкою дослідницької інформації та вжиття заходів на її основі

(GS-G-1.2 «Рассмотрения и оценки, проводимые регулирующим органом для ядерных установок. Руководство по безопасности». Серія норм МАГАТЕ з безпеки. П. А.15 [194]);

- cлід встановити ефективну програму з аналізу досвіду експлуатації, що забезпечує методи аналізу як подій, що мали місце на станції, так і подій в атомній промисловості загалом, що дозволяють виявити специфічні для станції заходи, які необхідні для запобігання виникнення подібних подій. (NS-G-2.4 П. 6.62 [192]);

- схема вивчення результатів нових наукових досліджень, і прийняття рішень:

з метою отримання максимальних результатів і користі, інформація, пов'язана з урахуванням експлуатаційного досвіду, повинна спрямо-вуватися до відповідних органів. Список потенційних отримувачів різної інформації повинен включати в себе: регулюючі органи, орга-нізації, які планують або здійснюють ядерні програми, організації те-хнічної підтримки в ядерній галузі, компанії-постачальники (вклю-чаючи проектні організації, інженерні підрядні організації та вироб-ників), дослідні організації та профільні університети (NS -G-2.11 П. 2.11 [191]);

- експлуатуюча організація підтримує належний зв'язок з організація-ми підтримки (виробниками, дослідницькими організаціями та прое-ктувальниками), які беруть участь в проектуванні, з метою доведення експлуатаційного досвіду до їхнього відома і отримання при необхід-ності рекомендацій у разі відмови обладнання або в інших випадках (SSR-2/2 П. 5.32 [195]);

система контролю впровадження заходів, звітність. Оцінка ефективності програми використання ДЕ:



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 271

- інформація про експлуатаційний досвід ретельно розглядається компетентними особами з метою виявлення будь-яких подій-попередників або тенденцій в умовах, які впливають на безпеку, для того, щоб до виникнення серйозних умов можна було вжити необхідних коригувальних дій (SSR-2/2. П. 5.29 [195]);

- ефективність програми з аналізу досвіду експлуатації слід періодично оцінювати з метою виявлення її слабких сторін, які потребують покращення (NS-G-2.4 П. 6.62 [192]).


2.9.2.1 Нормативно-технічна база ВП ЗАЕС, що підтримує програму досвіду експлуатації (ДЕ)

При дослідженні наявних у експлуатуючої організації НАЕК «Енергоатом» і в ВП ЗАЕС нормативно-технічних документів і процедур, а також організаційно-розпорядчих документів, що встановлюють систему накопичення, аналізу та використання галузевого досвіду експлуатації, встановлено, що діяльність підтримується необхідною нормативно-технічною базою, визначає і встановлює:

політику станції в області використання ДЕ [121];

цілі і завдання [122];

необхідну структуру системи накопичення, аналізу та використання ДЕ (СНАВ ДЕ) [122];

необхідні функції з управління СНАВ ДЕ [122];

коригувальних заходів, а також періодичних самооцінок ефективності СНАВ ДЕ [122, 123, 124].

2.9.2.2 Управління, організація і функції програми ДЕ

Існуюча політика ВП ЗАЕС в області безпеки виражена в «Руководстве по интегрированной системе управления ОП «Запорожская АЭС» 00.ОК.РК.01-14 [121] і підтверджує, що керівництво АЕС і підрозділів усвідомлює, що безпека експлуатації ядерного енергоблока, в тому числі, залежить від всебічного аналізу досвіду експлуатації з подальшим винесенням уроків, а також від своєчасних і адекватних коригувальних заходів. Основною метою діяльності по використанню досвіду експлуатації в ВП ЗАЕС є підвищення безпеки і надійності експлуатації енергоблоків ЗАЕС шляхом впровадження і підтримки ефективної системи накопичення, аналізу і використання досвіду експлуатації (СНАВ ДЕ). Для досягнення зазначеної мети, в процесі функціонування системи використання досвіду експлуатації, вирішуються завдання систематичного пошуку, відбору, аналізу застосовності експлуатаційного досвіду з



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 272

подальшим впровадженням прийнятного досвіду шляхом розробки і реалізації коригувальних заходів для покращення процесів, процедур, підготовки персоналу. Система використання зовнішнього досвіду експлуатації в ВП ЗАЕС включає в себе наступні елементи:

документи ДП «НАЕК «Енергоатом»;

документи, що містять інформацію про стан устаткування, надійність і безпеку АЕС України, про вдосконалення систем і елементів АЕС;

документи ВАО АЕС-МЦ;

інформаційні документи МАГАТЕ та інших зарубіжних організацій, що відносяться до досвіду експлуатації АЕС;

інформаційні матеріали українських об'єктів електроенергетики, які не входять до складу ДП «НАЕК «Енергоатом»;

інформаційні матеріали та повідомлення регулюючих органів і їх організацій (Держатомрегулювання України, ДНТЦ ЯРБ);

інформаційні матеріали проектних і науково-дослідних організацій (КІЕП, ХІЕП, ІЯД НАН України), постачальників, виробників.

В «Положении о системе использования опыта эксплуатации в ОП ЗАЭС» [122] визначені всі функції учасників процесу використання досвіду експлуатації, в тому числі керівництва ВП ЗАЕС. Для приведення організаційної структури ВП ЗАЕС у відповідність до вимог міжнародних місій, в частині управління використанням ДЕ, в ВП ЗАЕС створено Відділ надійності та досвіду експлуатації (ВНтаДЕ). Штат Відділу надійності та досвіду експлуатації складається з кваліфікованих фахівців, що мають великий стаж роботи в ВП ЗАЕС. Фахівці ВНтаДЕ знайомі зі станційними інструкціями і процедурами, практикою експлуатації, технологіями, які використовуються на атомній станції, і методологією аналізу подій. Вони тісно співпрацюють з провідними фахівцями, які працюють в цьому напрямку, не тільки в ВП ЗАЕС, а й з фахівцями інших українських і зарубіжних АЕС. Основними завданнями Відділу надійності та досвіду експлуатації є організація збору повної і достовірної первинної інформації про порушення в роботі атомних станцій, про відмови і пошкодження обладнання при експлуатації, дефекти, виявлені при експлуатації, вхідному контролі, монтажі та пусконалагоджувальних роботах устаткування, причини їх виникнення, проведення розслідувань, а також розробка, спільно з іншими підрозділами ВП ЗАЕС, заходів щодо підвищення надійності устаткування. Вивчення вітчизняного та зарубіжного досвіду експлуатації обладнання з метою підвищення ефективності та надійності його роботи в ВП ЗАЕС.



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 273

При дослідженні програми використання ДЕ інших АЕС і нових наукових досягнень в частині управління, організації та функцій, наявності формалізованих процедур та інструкцій, проведено зіставлення поточного стану даного елемента Програми на відповідність із заданими критеріями, в результаті встановлено:

створена і функціонує система використання експлуатаційного досвіду інших АЕС, а також наукових досліджень і інженерних розробок;

діяльність забезпечена кадрами: призначений персонал, відповідальний за організацію роботи по використанню ДЕ, у всіх підрозділах, пов'яза-них з основною діяльністю станції;

обов'язок і відповідальність всіх учасників процесу використання ДЕ чі-тко визначені ([122]);

відділ надійності і досвіду експлуатації має зворотний зв'язок від використання ДЕ в підрозділах ВП ЗАЕС (в процесі проведення щоквартальних нарад по ДЕ, періодичних самооцінок і безпосередньої роботи ВНтаДЕ з персоналом станції) ([122]).

2.9.2.3 Визначення та облік всіх джерел експлуатаційного досвіду, відбір інформації

Джерела інформації з експлуатації в галузі визначені, доступ до цих джерел офіційно відкритий і систематично перевіряється. Джерела зовнішнього ДЕ встановлені в процедурі [122] і включають в себе такі організації, як МАГАТЕ - IRS (система подачі звітів про події); ВАО АЕС -WER (повідомлення про події), SER (повідомлення ВАО АЕС про значні події), SOER (повідомлення ВАО АЕС про значний досвід експлуатації); національна енергогенеруюча компанія (ДП «НАЕК «Енергоатом»); інформаційні матеріали та повідомлення регулюючих органів і їх організацій (Держатомрегулювання України, ДНТЦ ЯРБ). Інформація по ДЕ відповідним чином аналізується з метою відбору і розстановки пріоритетів для подальшого дослідження. Критерії чітко встановлені в «Положении о системе использования опыта эксплуатации в ОП ЗАЭС» 00.ОН.ПЛ.09-15 [122], аналіз виконується систематично і своєчасно.

2.9.2.4 Схема вивчення зовнішнього досвіду експлуатації і прийняття рішень

Одним з основних і важливих джерел експлуатаційного досвіду є обмін інформаційними повідомленнями про події на вітчизняних і зарубіжних АЕС. Відповідно до встановленої в ВП ЗАЕС процедури [122], відбувається:

аналіз інформації, що надходить по досвіду експлуатації необхідний для оцінки застосовності зовнішнього досвіду експлуатації і розробки попереджувальних заходів;



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 274

аналіз і обмін внутрішнім досвідом експлуатації з іншими АЕС України;

розробка заходів і рекомендацій, спрямованих на усунення всіх виявлених недоліків і вдосконалення технологічного процесу в ВП ЗАЕС.

На ЗАЕС надходить інформація з досвіду експлуатації з усіх зовнішніх джерел, встановлених в процедурі [122] і наведених на схемі вивчення зовнішнього досвіду експлуатації і прийняття рішень (Рис.2.10).

Інформаційні повідомлення та інформаційні листи, що надходять на ЗАЕС з ДП «НАЕК «Енергоатом», містять відомості з досвіду експлуатації АЕС, а також інших галузей, якщо такий досвід може бути поширений на АЕС.

Надходження інформаційних повідомлень по лінії ВАО АЕС про події на АЕС світу, як зазначалося раніше, здійснюється по електронних каналах зв'язку з веб-сайту ВАО АЕС-МЦ.

На Рис.2.10 представлена схема використання внутрішнього і зовнішнього досвіду експлуатації в ВП ЗАЕС.

Усі звіти про порушення, події, які поступають в ВП ЗАЕС, направляються в Відділ надійності та досвіду експлуатації, де вони реєструються і заносяться в базу даних (БД).

У цій БД також ведеться електронний облік встановлених термінів проходження інформації в підрозділах. У ВНтаДЕ формується Карта Зворотного Зв'язку (КЗЗ), яка разом з даним інформаційним повідомленням направляється в підрозділи для:

детального аналізу повідомлення;

оцінки важливості інформації;

визначення кола фахівців ВП ЗАЕС для ознайомлення, аналізу даного повідомлення і пропозиції коригувальних заходів.

Один раз на півроку ВНтаДЕ виконує аналіз і виявлення прецедентів і негативних тенденцій по малозначущих подіях, який оформляється «Звітами про аналіз і виявлення прецедентів і негативних тенденцій по малозначущих подіях у ВП АЕС». За результатами аналізу прецедентів і негативних тенденцій по малозначущих подіях визначаються причини і розробляються коригувальні заходи.

Після відповідного аналізу повідомлень і заповнення КЗЗ, ВНтаДЕ працює з підрозділами АЕС по даній інформації, і результати аналізу відображаються в БД «Облік подій зовнішнього досвіду експлуатації» (ВАО АЕС-МЦ і АЕС Компанії). Коригувальні заходи, раніше запропоновані в КЗЗ, ВНтаДЕ формує в перелік коригувальних заходів, що підлягають впровадженню в ВП ЗАЕС, терміни їх виконання та відповідальні виконавці. Контроль виконання цих



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 275

заходів здійснює ВНтаДЕ, перелік заходів, що впроваджуються в ВП ЗАЕС (в ППР або в період поточної експлуатації), заверджує головний інженер. Така схема вивчення подій інших АЕС і винесення експлуатаційних уроків, позитивно зарекомендувала себе на протязі багатьох років. Керівники станції і підрозділів беруть безпосередню участь в програмі використання досвіду інших АЕС, регулярно проводять роботу в своїх підрозділах по застосуванню зовнішнього експлуатаційного досвіду.

Застосовні для станції уроки ефективно передаються станційному персоналу. Схема вивчення подій інших АЕС і винесення експлуатаційних уроків, встановлена в ВП ЗАЕС однією з останніх зовнішніх перевірок станції ВАО АЕС визнана «позитивною практикою». Інформація по зовнішньому ДЕ використовується на всій станції, є легко доступною, персонал знає, як її отримати. Інформація з досвіду експлуатації аналізується керівниками станційних підрозділів для визначення винесених з подій уроків, які відповідають потребам кожного підрозділу. Інформація по ДЕ використовується при навчанні персоналу. З метою ефективного управління накопиченим ДЕ застосовуються відповідні інформаційні системи.

ДП НАЕК Звiт з перiодичної переоцiнки безпеки енергоблокiв № 3,4 ВП ЗАЕС. Комплексний аналiз безпеки енергоблоку №4 ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 276

Рис.2.10 Схема використання внутрішнього і зовнішнього досвіду експлуатації в ВП ЗАЕС



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 277

2.9.2.5 Схема отримання інформації про результати досліджень за відповідними дослідницьких програм

У відповідності з «Положением о системе использования опыта эксплуатации в ОП ЗАЭС» [122], джерелами для обміну інформацією про нові наукові дослідження та інженерні розробки є:

інформаційні матеріали проектних і науково-дослідних організацій, постачальників, виробників;

технічні бюлетені від постачальників продукції, заводів-виготовлювачів, генерального проектувальника.

Відповідно до структурної організаційної схемою ВП ЗАЕС координація діяльності підрозділів щодо коригування програм модернізації та реконструкції з точки зору реальних показників надійності, регулювання проведення науково-дослідних розробок і проектно-конструкторської підготовки виробництва з метою модернізації обладнання покладена на Службу з управління надійністю, ресурсом і модернізації (СУНРМ) [125]. При плануванні модернізацій обладнання або систем на ЗАЕС, а також реконструктивних робіт, в обов'язковому порядку проводиться моніторинг інформації про нові наукові дослідження і розробки в цій області, з метою досягнення максимального задоволення вимог якості, що пред'являються до цього устаткування або систем. Ця вимога встановлена в процедурах ВП ЗАЕС. Так, стандартом підприємства СТП 01.39.001-2014 [125] встановлено, що джерелами інформації про потреби в реконструкції є процеси і події структурних підрозділів ВП ЗАЕС, в тому числі:

аналізи подій з інформаційних повідомлень українських і зарубіжних АЕС;

аналіз місцевого, вітчизняного і міжнародного досвіду експлуатації, в тому числі по заходах, вжитих на інших АЕС;

аналізи інформації постачальників;

аналіз звітів про відрядження на зарубіжні АЕС та ЕО. Аналіз подій на українських і зарубіжних АЕС, як одне з джерел виявлення необхідності проведення реконструкції, може також ініціювати фахівців ЗАЕС звертатися в науково-дослідні організації за рішенням конкретних проблем. При вирішенні питань проведення модернізацій і реконструкцій на станції, а також продовження експлуатації устаткування, здійснюється зворотний зв'язок, а також використовується досвід експлуатації. Таким чином, джерела інформації для обміну інформацією про нові наукові дослідження та інженерні розробки в станційних процедурах встановлені.



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 278

Ці джерела враховують такі організації як, Постачальники, Виробники, Проектувальник, науково-дослідні організації і т.д. Вивчення проведених за останні 10 років на енергоблоках №3,4 ЗАЕС модернізацій і основних реконструктивних робіт показує, що при їх підготовці та реалізації використовуються результати нових наукових досліджень і інженерних розробок.

2.9.2.6 Система контролю впровадження заходів, звітність

У ВП ЗАЕС здійснюється обов'язковий аналіз повідомлень про події в роботі інших АЕС, відповідно до процедури [122]. Всі прийняті заходи, з установленими термінами їх виконання та відповідальними виконавцями, заносяться в БД. Контроль виконання цих заходів здійснює ВНтаДЕ. Відповідно до вимог процедури [122], в повсякденній діяльності, персонал відповідальний за впровадження коригувальних дій, активно залучений в їх розробку при аналізі вхідних повідомлень про досвід інших АЕС. У ВП ЗАЕС функціонує ефективна система з обліку малозначущих подій [186]. Розробка, реалізація, контроль виконання та оцінка результативності коригувальних заходів в ВП ЗАЕС здійснюється в повній відповідності з галузевою процедурою [123], що встановлює всі необхідні вимоги. Результативність коригувальних дій періодично оцінюється на практиці (один раз на рік) з підготовкою відповідного звіту.

2.9.2.7 Результати сторонніх перевірок. Самооцінка, контроль ефективності програми використання ДЕ

З метою підвищення рівня безпечної і надійної експлуатації енергоблоків, а також для сприяння постійному зростанню експлуатаційної безпеки станції в ВП ЗАЕС періодично проводяться партнерські перевірки, місії та інші заходи з обміну експлуатаційним досвідом. Ці заходи (перевірки, місії, місії технічної підтримки, семінари, технічні наради, тощо) проводяться під егідою ВАО АЕС і МАГАТЕ, за участю фахівців українських АЕС, ВП ЗАЕС і експертів міжнародних організацій. Нижче наведено перелік міжнародних місій і партнерських перевірок, що проводилися в ВП ЗАЕС протягом 10-и років (з 2004 по 2018 роки):

2004 - Місія Команди перевірки експлуатаційної безпеки МАГАТЕ (OSART);

2006 - Постмісія Команди перевірки експлуатаційної безпеки МАГАТЕ (OSART Follow-Up);

2007 - Партнерська перевірка ВАО АЕС;

2008 - Спільний проект ЄК, МАГАТЕ та України з оцінки безпеки українських АЕС. Завдання 2. Оцінка експлуатаційної безпеки;



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 279

2009 - експертні місії спільного проекту ЄК, МАГАТЕ та України з оцінки безпеки українських АЕС. Завдання 1 «Проектна безпека» і завдання 3 «Поводження з відходами та виведення з експлуатації»;

2009 - Повторна партнерська перевірка (Follow-Up) ВАО АЕС;


2014 - Повторна партнерська перевірка (Follow-Up) ВАО АЕС.


2018 - Повторна партнерська перевірка (Follow-Up) ВАО АЕС. На відміну від інших АЕС України, всі сторонні перевірки, що проводилися на Запорізькій атомній станції, проводилися для всієї станції цілком (енергоблоки №№1-6), а не по блоках, що відображено у звітах даних перевірок. У період з 6 по 21 жовтня 2016 року у Запорізькій АЕС проводилася повномасштабна партнерська перевірка командою експертів Московського центру ВАО АЕС. До складу команди партнерської перевірки увійшли 22 експерти і 2 координатора з 13 країн (Вірменії, Болгарії, Угорщини, Індії, Ірану, Італії, Китаю, Литви, Росії, Словаччини, США, України та Чехії), в тому числі і представники Лондонського офісу і Атлантського центру ВАО АЕС. Метою перевірки була оцінка виробничої діяльності станції по забезпеченню безпечної та надійної експлуатації, в результаті якої командою експертів були виявлені сильні сторони і області для покращення. Виробнича діяльність станції оцінювалася в 2 фундаментальних, 6 функціональних і 10 загальновиробничих областях, зазначених в таблиці:

Фундаментальні області

Функціональні області

Загальновиробничі області

1. Професійні працівники атомної енергетики

2. Лідерство

1. Експлуатація 2. Технічне

обслуговування та ремонт

3. Хімія

4. Інженерно-технічне забезпечення

5. Радіаційний захист 6. Підготовка

персоналу

1. Пріоритетні експлуатаційні цілі («Експлуатаційний фокус»)

2. Управління роботами

3. Надійність обладнання

4. Управління конфігурацією (проектним станом) АЕС

5. Радіаційна безпека

6. Удосконалення виробничої діяльності

7. Досвід експлуатації



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 280

8. Ефективність організаційної структури

9. Протипожежний захист

10. Протиаварійна готовність

Результати партнерської перевірки 2016 року показали, що основні види діяльності АЕС підтримуються стабільно на хорошому рівні. Відзначається, що проводиться великий обсяг робіт з модернізації обладнання, щодо покращення умов виконання робіт для персоналу, вдосконалення технологічних операцій на обладнанні, переоснащення протиаварійними засобами. Області для покращення, сформульовані в ході експлуатаційної партнерської перевірки 2016 року, базувалися не на дотриманні мінімальних вимог стандартів і правил, а на прикладах позитивної світової практики і не були ознаками незадовільного виконання робіт на станції, що перевірялася.

Протягом повторної партнерської перевірки (Follow-Up) ВАО АЕС в 2018 році проводився аналіз станційної документації, були проведені інтерв'ю з персоналом АЕС. Щодня всебічно обговорювалися виявлені факти з керівниками станції різних рівнів і на нарадах команди. Мета повторної партнерської перевірки полягала в оцінці поточного стану областей для покращень і ефективності коригувальних заходів, розроблених Запорізькою АЕС за підсумками повномасштабної партнерської перевірки, що відбулася в період з 6 по 21 жовтня 2016 року, а також в оцінці зусиль, спрямованих на підвищення безпеки і якості експлуатації АЕС. Всі коригувальні заходи на момент проведення ППП були виконані. При проведенні повторної партнерської перевірки в 2018 році командою експертів ВАО АЕС відзначено, що Запорізькою АЕС проведена велика робота з вирішення проблем виробничої діяльності, і є впевненість, що мета буде досягнута; проте керівництву АЕС необхідно продовжувати координувати і контролювати зусилля спрямовані на покращення виробничої діяльності. Відповідно до встановленої процедури з проведення самооцінки [126] станційний персонал перевіряє ефективність використання інформації про досвід експлуатації. Періодично виконується самооцінка процесу використання ДЕ в ВП ЗАЕС. Незалежні оцінки (МАГАТЕ, ВАО АЕС) також виконуються. Внутрішня оцінка враховує всі основні елементи Програми використання ДЕ (стратегія; організація; дії; результати). У самооцінку Програми використання ДЕ залучені всі основні підрозділи АЕС і керівний персонал ВП ЗАЕС.



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 281

Аналіз ефективності Програми з використання ДЕ забезпечує зворотний зв'язок для станційного керівництва і дає рекомендації для розробки коригуючих заходів для усунення слабких місць. Цей аналіз призначений не для оцінки виконання різних адміністративних вимог, а фокусується на тому, наскільки ефективно станція використовує досвід експлуатації для зниження тяжкості і повторюваності подій і наскільки добре персонал застосовує уроки з досвіду експлуатації, для виконання необхідних вдосконалень. В процесі проведення самооцінки за 2016 рік була виконана оцінка окремих елементів системи використання досвіду експлуатації в ВП ЗАЕС. Результати оцінки за допомогою критеріїв наведені в таблиці. Таблиця 2.14 Результати оцінки елементів системи використання ДЕ в ВП ЗАЕС

Основні елементи СВ ДЕ та показники Результат (відповідність критерію)

1 Виявлення та реєстрація подій на ЗАЕС

1) Усвідомлення персоналу про важливість виявлення подій усіх рівнів значущості та необхідність повідомлення про них

Показник не визначався

2) Підготовленість персоналу до виявлення подій будь-якого рівня значущості та їх ідентифікації (класифікації)


3) Виявлення та реєстрація значущих подій Відповідає критерію

4) Виявлення та реєстрація малозначущих подій Відповідає критерію

2 Оцінка подій на ЗАЕС з точки зору безпеки

1) Точність визначення категорій значущих подій Відповідає критерію

2) Точність оцінки значущих подій за шкалою INES Відповідає критерію

3 Розслідування та аналіз подій на ЗАЕС

1) Якість розслідування та аналізу значущих подій Не відповідає критерію

2) Основна причина неякісного розслідування подій Основні недоліки: «Причини»

3) Повторюваність порушень і відхилень в роботі ЗАЕС Відповідає критерію

4) Повторюваність порушень і відхилень в роботі ЗАЕС через неякісне розслідування попередніх аналогічних порушень і відхилень

Відповідає критерію

4 Розробка та впровадження коригувальних заходів

1) Кількість коригувальних заходів, розроблених за результатами розслідування значущих подій на ЗАЕС


2) Кількість попереджувальних заходів, розроблених за результатами аналізу зовнішнього досвіду експлуатації


3) Кількість коригувальних і попереджувальних заходів з перенесеним терміном впровадження


4) Кількість коригувальних і попереджувальних заходів, знятих з виконання


5 Виявлення та аналіз тенденцій



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 282

Основні елементи СВ ДЕ та показники Результат (відповідність критерію)

Оцінка ефективності цього елемента проводиться окремо

6 Отримання, відбір та аналіз зовнішнього ДЕ

1) Повнота отримання з інших АЕС Компанії звітів про розслідування значущих подій


2) Повнота відбору з веб-сайту московського центру ВАО АЕС інформаційних повідомлень про значущі події на АЕС


7 Використання та поширення ДЕ

1) Усвідомлення персоналу ЗАЕС необхідності вивчення та використання ДЕ


2) Доступність (поширення) інформації про події на АЕС Показник не визначався

3) Повнота використання зовнішнього ДЕ Відповідає критерію

Проаналізувавши загальну картину елементів системи використання ДЕ і показників приходимо до висновку, що в ВП ЗАЕС система обліку ДЕ в цілому відповідає встановленим критеріям. Крім одного: «Якість розслідування та аналізу значущих подій». Для усунення виявлених недоліків розроблені коригувальні заходи. У 2016 році був виконаний «План заходів щодо запобігання виникненню порушень і підвищення якості розслідувань», введений в дію розпорядженням ДП «НАЕК «Енергоатом» №3-р від 05.01.2016. У ВП ЗАЕС «План заходів ...» був введений в дію вказівкою №ДС-71 від 20.01.2016. На 2017 рік розроблені і виконані «Мероприятия по предупреждению событий в работе ОП ЗАЭС в 2017 году», які були введені в дію вказівкою №ДС-37 від 13.01.2017. Крім того, з метою підвищення якості розслідування подій, в НТЦ ВП ЗАЕС в період з 16 по 18 травня 2017 проводилося теоретичне і практичне навчання за програмою «Организация и порядок расследования и учета событий в работе АЭС. Анализ коренных причин событий в работе АЭС» 00.УЦ.ПО.136-17. До навчання було залучено персонал, який бере участь в розслідуванні подій, з підрозділів ОДЕ, ВРХЛ, ЕП, ЕЦ, СВНіПБ, СГТ, СКМ, СЯ, ХЦ.

2.9.3 Узагальнюючі висновки з аналізу ФБ-9 «Використання досвіду експлуатації інших АЕС і результатів нових наукових досліджень»

При проведенні періодичної переоцінки безпеки енергоблоків №3,4 ВП ЗАЕС, в рамках дослідження фактора безпеки №9, були піддані ретельному аналізу всі складові встановленої в ВП ЗАЕС системи з використання досвіду інших станцій і результатів нових наукових досліджень і інженерних розробок. Дослідження були проведені відносно наступних елементів функціонування системи використання ДЕ:

управління, організація та функції програми ДЕ. Нормативно-технічна база ВП ЗАЕС, що підтримує програму ДЕ;



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 283

джерела експлуатаційного досвіду. Схема вивчення зовнішнього досвіду експлуатації і прийняття рішень;

схема вивчення результатів нових наукових досліджень і прийняття рішень;

програма коригувальних заходів, контроль, звітність. Оцінка ефективності програми використання ДЕ.

Визначено області для поліпшення і коригувальні заходи. З метою виконання коригувальних дій щодо виявлених невідповідностей та областей, які потребують поліпшення, розроблені і виконані короткострокові і перспективні заходи.

№ п/п

Області для пок-ращення

Найменування заходів Початок ре-алізації - кі-нцевий тер-мін реаліза-

ції

Характер заходу

Джерела експлуатаційного досвіду. Схема вивчення зовнішнього досвіду експлуатації і прийн-яття рішень.

1 Відзначено мож-ливість підвищен-ня ефективності Програми викори-стання ДЕ, шля-хом застосування інформаційних технологій (пере-хід на електронну форму ознайом-лення з ВП та отримання зворо-тного зв'язку) для скорочення термі-нів вивчення пові-домлень про події

Виконати доопрацюван-ня існуючої інформа-ційної системи, з мож-ливістю внесення своїх пропозицій в КЗЗ та отримання зворотнього зв'язку від інших під-розділів

2012 - 2017

Виконано. У ВП ЗАЕС (як і у всіх ВП АЕС ДП «НАЕК «Енергоатом» впроваджена і вико-ристовується «Об'єд-нана інформаційна система досвіду екс-плуатації» (ОІСДЕ), що дозволяє вивчати зовнішній ДЕ одноча-сно всім керівникам і фахівцям в режимі «on-line»

Виконано прогноз стану фактора на період експлуатації в понадпроектний термін. Якість використання досвіду експлуатації буде стабільною або незначно планомірно підвищуватися в міру впровадження нових інформаційних технологій. За результатами виконаної роботи отримано підтвердження того, що в ВП ЗАЕС встановлена ефективна система міжнародного співробітництва і врахування досвіду експлуатації інших АЕС, а також результатів нових наукових досліджень і інженерних розробок щодо забезпечення і підвищення безпеки аналізованого енергоблоку. Всі досліджувані елементи системи використання досвіду експлуатації атомних електростанцій функціонують на належному рівні, відповідно до вимог національних НТД і міжнародних керівництв (МАГАТЕ, ВАО АЕС). Виходячи з вищесказаного, можна зробити висновок про те, що фактор безпеки відповідає вимогам чинних НД з безпеки, при цьому стан фактора покращується у зв'язку з реалізацією додаткових заходів щодо підвищення безпеки, з урахуванням виконання вимог нововведених нормативних



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 284

документів, які спрямовані на уточнення вимог з безпеки, і енергоблок №4 може безпечно експлуатуватися в понадпроектний термін до 04.04.2038 року.

2.10 Фактор безпеки №10 «Організація експлуатації енергоблока і управління виробничими процесами»

Метою аналізу даного фактора безпеки є опис існуючої організації експлуатації ВП ЗАЕС, процедур управління і аналіз відповідності їх вимогам культури безпеки, для підтвердження того, що організація і управління не вносять негативний внесок в ризик виникнення аварій, і відповідають вимогам з ядерної та радіаційної безпеки і досвіду інших країн. Детальний аналіз фактора безпеки розглянуто в документі ЗППБ «Фактор безопасности №10. Организация эксплуатации энергоблоков №3,4 и управление производственными процессами. 21.34.59.ОППБ.10» [127], який розроблений загальним для енергоблоків №3 і №4.


Метод оцінки

Метод аналізу даного фактора безпеки визначено п. 5.3.3 СОУ-Н ЯЕК 1.004:2007 [6], а саме при розробці даного документа використовувався детерміністичний аналіз результатів оцінки діяльності ВП ЗАЕС з організації та управління експлуатації вимогам нормативної документації.

Критерії оцінки Відповідно до цілей аналізу ФБ-10, наведених в розділі 6.5.1.1 [6], при аналізі даного фактора безпеки прийняті наступні критерії оцінки:

відповідність процедур управління вимогам культури безпеки;

підтвердження того, що організація і управління експлуатацією не вносять негативний внесок в ризик виникнення аварій;

відповідність системи організації та управління експлуатацією вимогам нормативної документації.

Відповідно до вимог до структури та змісту звіту з періодичної переоцінки безпеки діючих енергоблоків АЕС (СОУ-Н-ЯЕК 1.004:2007 [6]) розгляд охоплює наступні складові організації і управління:

політику експлуатуючої організації в області безпеки;

механізми постановки задач виробництва і безпеки;

організаційні структури атомної станції;

положення про структурні підрозділи і посадові інструкції персоналу;

порядок контролю за експлуатаційною документацією;



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 285

програми забезпечення якості, залучення незалежних аудиторів з забезпечення якості;

відповідність регулюючим вимогам;

контроль за проектною, експлуатаційною і ремонтною документацією;

програми з постійного удосконалення і самооцінки;

порядок ухвалення рішень з внесення змін в організаційну структуру, які можуть впливати на безпеку енергоблока і АЕС в цілому».


2.10.2.1 Політика експлуатуючої організації в області безпеки

Політика в області безпеки в ВП ЗАЕС здійснюється відповідно до спеціально випущеної «Заявою про політику в області безпеки» (Приложение А к отчету «Фактор безопасности №10. Организация эксплуатации энергоблоков №3,4 и управление производственными процессами. 21.34.59.ОППБ.10» [127]). Даною Заявою керівництвом ВП ЗАЕС підтверджуються зобов'язання здійснювати діяльність відповідно до вимог норм, правил і стандартів з безпеки, що діють в атомній енергетиці.

2.10.2.2 Механізми постановки завдань виробництва і безпеки

Механізм постановки завдань виробництва і безпеки полягає в наступному - за кожним керівником ВП ЗАЕС документом 00.ОК.ПЛ.06-15 [128] закріплені напрямки діяльності. Зазначений документ також визначає функції структурних підрозділів ВП ЗАЕС і сфери діяльності керівників вищої ланки управління. Основні цілі діяльності ВП ЗАЕС щорічно формуються в Наказі №1, який є комплексним планом організаційно-технічних заходів і встановлює наступні завдання:

забезпечення безпечної експлуатації АЕС та захисту навколишнього середовища шляхом чіткого контролю виконання вимог діючих норм, правил і стандартів з ядерної та радіаційної безпеки;

забезпечення стабільної та надійної роботи технологічного комплексу;

виконання умов ліцензій і дозволів;

створення, підтримка і контроль умов для досягнення оптимальних економічних показників роботи.

Координація та шляхи досягнення поставлених завдань здійснюються шляхом розробки планів-заходів і контролю їх виконання. Адміністрація ВП ЗАЕС здійснює постійне керівництво поточною діяльністю ВП ЗАЕС шляхом проведення щоденних селекторних нарад, нарад щодо виконання конкретних виробничих програм, заходів, завдань і



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 286

т.п. Рішення нарад оформляються протоколами, доводяться до відома керівників підрозділів-виконавців і є обов'язковими для виконання.

2.10.2.3 Організаційна структура атомної станції

Для забезпечення безпечної експлуатації і підтримки досягнутого рівня безпеки в ВП ЗАЕС створена організаційна структура відокремленого підрозділу «Запорізька АЕС», що входить до складу експлуатуючої організації ДП «НАЕК «Енергоатом». Правові основи діяльності ВП ЗАЕС викладені в ПЛ-П.1.10.025-15 [129]. Організаційна структура визначає чіткий взаємозв'язок різних видів діяльності всередині організації між структурними одиницями, спрямованих на досягнення поставленої мети (виконання комплексу завдань). Діяльність по виконанню завдань планує, організовує і контролює структурний підрозділ АЕС, відповідальний за здійснення даного виду діяльності в межах наданих ресурсів і певних об'єктів управління. Зворотній зв'язок при виконанні завдань здійснюється підрозділами, які беруть участь в їх виконанні. Виконання кожного завдання здійснюється відповідно до вимог діючої на ВП ЗАЕС виробничої документації (регламенти, стандарти підприємства, положення, інструкції, програми, керівництва та ін.). Управління ВП ЗАЕС здійснює генеральний директор - заступник керівника експлуатуючої організації на майданчику ВП ЗАЕС на правах єдиноначальності в рамках повноважень, наданих йому президентом ДП «НАЕК «Енергоатом». У підпорядкуванні генерального директора знаходяться керівники та структурні підрозділи відповідно до організаційної структури ВП ЗАЕС, затвердженої в установленому порядку. Генеральний директор віддає розпорядження в письмовій або усній формі підлеглому персоналу, які є обов'язковими для виконання у встановлені терміни.

2.10.2.4 Положення про структурні підрозділи і посадові інструкції персоналу

У ВП ЗАЕС розроблений і введений в дію документ СТП 01.81.019.2-2016 [130], який визначає вимоги до побудови, змісту, викладу, оформлення, затвердження, погодження, перегляду та зберігання положення про підрозділ, посадових і робочих інструкцій. Для кожного підрозділу ВП ЗАЕС розроблено окреме положення і комплект посадових інструкцій персоналу, що відповідає штатному розкладу даного підрозділу. Положення про структурний підрозділ ВП ЗАЕС є основним документом, для забезпечення ефективного управління підрозділом і визначення функціонально-правової взаємодії зі службами і підрозділами ВП ЗАЕС, ДП «НАЕК «Енергоатом» та іншими організаціями. У положенні детально



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 287

описані місце і роль підрозділу в структурі управління ВП ЗАЕС, функції підрозділу і його структурних одиниць при здійсненні та контролі виконання напрямків діяльності. Розробка положень здійснюється керівниками відповідних структурних підрозділів. Посадова інструкція є основним документом, який визначає та регламентує правовий статус, вимоги до кваліфікації і знань, обов'язки, права, відповідальність і взаємовідносини працівників. Положення про структурні підрозділи і посадові інструкції персоналу є невід'ємною частиною системи управління документацією.

2.10.2.5 Порядок контролю за проектною, експлуатаційною та ремонтною документацією

Виробнича документація розробляється на підставі нормативних, проектних документів, типових інструкцій, положень, стандартів підприємства, а також на підставі досвіду експлуатації. Будь-яка документація, що розробляється структурними підрозділами ВП ЗАЕС, повинна узгоджуватися, затверджуватися, реєструватися, зберігатися, коригуватися і переглядатися. Погоджений відповідними керівниками документ направляється на затвердження керівництву ВП ЗАЕС. Затверджений документ реєструється в установленому порядку, і оригінал документа залишається для зберігання в ВТС, в фонді виробничої документації ВП ЗАЕС. Кожен розроблений документ має певний термін дії, після закінчення терміну він переглядається або, при необхідності, анулюється. Управління виробничою документацією в ВП ЗАЕС проводиться відповідно до CТП 01.63.024-2011 [131]. Правила внесення змін, а також порядок їх узгодження, затвердження, реєстрації, розсилки і зберігання визначає стандарт підприємства СТП 01.63.019.5-2016 [132]. Для підтримки якості і зовнішнього вигляду документа, в установлені терміни виконується його перегляд. Після перегляду, узгодження і затвердження, оригінал документа передається в ВТС, яким проводиться реєстрація, розсилка і зберігання документів. Даний порядок описаний в CТП 01.63.024-2011 [131].

2.10.2.6 Програми забезпечення якості, залучення незалежних аудиторів із забезпечення якості

Політика в області якості в ВП ЗАЕС здійснюється відповідно до спеціально випущеної «Заявою про політику в області безпеки».



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 288

Заяви про політику адміністрації ВП ЗАЕС для ознайомлення персоналу, представників зовнішніх організацій включені в документ «Руководство по политике администрации ОП «Запорожская АЭС» в области безопасности и качества» 00.ОК.РУ.01-15 [124]. Політика в області якості є основою для встановлення та перегляду цілей ІСУ. Політика в області якості аналізується в плановому порядку при проведенні аналізу з боку керівництва результативності ІСУ та відповідності її стратегічним цілям ВП ЗАЕС. У ВП ЗАЕС впроваджена і підтримується система управління якістю відповідно до вимог НП 306.1.190-2012 [133] і НП 306.1.182-2012 [134]. Управління якістю ВП ЗАЕС здійснюється в рамках інтегрованої системи управління. Інтегрована система управління регламентована і описана в документі 00.ОК.РК.01-14 [121]. ІСУ забезпечує взаємодію організаційної структури, документації, процесів і ресурсів, необхідних для досягнення цілей і завдань ВП ЗАЕС. Одним із принципів побудови ІСУ є процесний підхід, при якому діяльність ВП ЗАЕС розглядається як сукупність взаємопов'язаних і взаємодіючих організаційних процесів. У ВП ЗАЕС визначені процеси, необхідні для ІСУ, і їх застосування в рамках організації; визначена послідовність процесів і їх взаємодія; забезпечується наявність ресурсів та інформації, необхідних для функціонування процесів. Для виконання кожного процесу ІСУ призначені відповідальні посадові особи - керівники процесів, що відповідають за кінцевий результат і мають повноваження, достатні для результативного та ефективного управління закріпленим процесом. Для кожного процесу встановлені критерії (параметри/показники процесів) необхідні для забезпечення результативності функціонування процесів, здійснюється моніторинг процесів і вживаються необхідні заходи для досягнення запланованих результатів та постійного покращення процесів. Управління системою якості на ВП ЗАЕС здійснюється відповідно до документа «Руководство по интегрированной системе управления ОП «Запорожская АЭС» 00.ОК.РК.01-14 [121]. Інтегрована система управління (далі - ІСУ) ВП ЗАЕС є невід’ємною частиною ІСУ ДП «НАЕК «Енергоатом» і включає в себе систему управління якістю, систему управління навколишнім середовищем, елементи, пов’язані з забезпеченням безпеки АЕС.

2.10.2.7 Відповідність регулюючим вимогам

У своїй діяльності ВП ЗАЕС керується наступними основними документами:



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 289

законодавчими і підзаконними актами (Законами, указами, постановами Кабінету Міністрів України), що встановлюють вимоги до здійснюваної ВП ЗАЕС діяльності, в тому числі: - Закон України «Про використання ядерної енергії та радіаційну

безпеку»; - Закон України «Про дозвільну діяльність у сфері використання

ядерної енергії»; - Закон України «Про захист людини від впливу іонізуючого

випромінювання»; - Закон України «Про поводження з радіоактивними відходами»; - Закон України «Про охорону праці»; - Закон України «Про цивільну відповідальність за ядерну шкоду та її

фінансове забезпечення»; - «Положение об обособленном подразделении «Запорожская атомная

электростанция» государственного предприятия «Национальная атомная энергогенерирующая компания «Энергоатом», ПЛ-П.1.10.025-15 [129];

- наказами та розпорядженнями Міністерства енергетики та вугільної промисловості України та ДП «НАЕК «Енергоатом»;

- нормами, правилами і стандартами з ядерної та радіаційної безпеки в сфері використання ядерної енергії відповідно до переліку ПР-Д.0.06.555-18 «Перелік діючих нормативних документів експлуатуючої організації»;

- міжнародними конвенціями, що діють у сфері використання ядерної енергії, рекомендаціями МАГАТЕ та інших міжнародних організацій;

- діючою організаційно-розпорядчою документацією ДП «НАЕК «Енергоатом» та ВП ЗАЕС.

Наказом Держатомрегулювання №190 від 19.12.2011 введено в дію НП 306.1.190-2012 [133], наказом Держатомрегулювання №51 від 02.03.2012 введено в дію НП 306.1.182-2012 [134], якими визначені основні вимоги до системи управління. З метою виконання вимог зазначених нормативних документів розроблений і введений в дію документ 00.ОК.РК.01-14 [121]. Керівництво є постійно діючим, основоположним документом, який інтегрує встановлені в організації вимоги до системи управління (встановлює і/або містить посилання на вже існуючі вимоги). Аналіз керівництва 00.ОК.РК.01-14 [121] вимогам ISO 14001:2004, НП 306.1.190-2012 [133], НП 306.1.182-2012 [134], наведено в документі 21.34.59.ОППБ.10 [127].



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 290

2.10.2.8 Програми постійного удосконалення та самооцінки

Всі процеси, що здійснюються в ВП ЗАЕС, плануються, виконуються і оцінюються з урахуванням забезпечення культури безпеки, як одного з фундаментальних принципів забезпечення безпеки АЕС. Основу культури безпеки складають три рівня прихильності їй:

рівень експлуатуючої організації;

рівень керівництва АЕС;

індивідуальний рівень. Кожен із зазначених рівнів характеризується і підтверджується набором певних якостей структурного підрозділу, психологічною атмосферою трудового колективу, ставленням працівників до питань безпеки. Метою діяльності щодо формування та вдосконалення культури безпеки в ВП ЗАЕС є створення атмосфери прихильності персоналу безпеки, його особистої відповідальності та дотримання принципів культури безпеки. Для досягнення встановлених цілей щодо формування та вдосконалення культури безпеки в ВП ЗАЕС розробляється Програма конкретних дій, спрямованих на становлення і розвиток культури безпеки в ВП ЗАЕС. Програма містить організаційно-технічні заходи, спрямовані на становлення і розвиток культури безпеки в ВП ЗАЕС. Цілі діяльності щодо формування та вдосконалення культури захищеності в ВП ЗАЕС полягають в наступному:

встановлення персональної відповідальності кожного працівника ВП ЗАЕС за забезпечення виконання вимог фізичного захисту;

усвідомлення кожним працівником можливих наслідків при невиконанні вимог фізичного захисту;

усвідомлення важливості фізичного захисту і визнання пріоритету культури захищеності кожним працівником;

виховання у персоналу внутрішньої потреби виконувати свої обов’язки в суворій відповідності до вимог фізичного захисту, реагувати на порушення вимог фізичного захисту іншими працівниками.

Для досягнення поставлених цілей щодо формування вдосконалення культури захищеності в ВП ЗАЕС реалізовуються такі заходи:

встановлення системи мотивації персоналу за виконання завдань і вимог фізичного захисту;

впровадження кращого передового вітчизняного та зарубіжного досвіду;

реагування на порушення окремими працівниками вимог фізичного захисту;



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 291

забезпечення дотримання процедур з фізичного захисту та дотримання кодексу корпоративної етики.

Організація і проведення внутрішніх перевірок якості в підрозділах ВП ЗАЕС здійснювалися відповідно до вимог документів ВП ЗАЕС:

«Руководство по интегрированной системе управления ОП «Запорожская АЭС» 00.ОК.РК.01-14 [121];

«Программа качества. Внутренние аудиты в ОП ЗАЭС» 00.ОК.ПК.02-15 [135];

«Положение об организации и проведении партнерских аудитов в подразделениях ОП ЗАЭС» 00.ОК.ПЛ.05-16 [136 ];

«Методика организации и проведения внутренних проверок в подразделениях ОП ЗАЭС» 00.ОК.МТ.05-15 [137];

«Инструкция о порядке проведения независимой оценки системы организации технического контроля в подразделениях ОП ЗАЭС» 00.ТК.00.ИН.02-15 [138].

Внутрішні аудити в ВП ЗАЕС організовуються службою якості на постійній основі. Порядок організації внутрішніх аудитів та перевірок закріплений в 00.ОК.ПК.02-15 [135]. У ВП ЗАЕС прийнятий трирічний цикл планування внутрішніх аудитів. У ВП ЗАЕС проводяться планові аудити процесів інтегрованої системи управління відповідно до вимог ISO 9001:2015, ISO 14001:2015, BS OHSAS 18001:2007, партнерські аудити, внутрішні перевірки, що проводяться підрозділами і позапланові аудити, що проводяться в процесі розслідувань порушень (відхилень) в роботі АЕС.

2.10.2.9 Порядок прийняття рішень щодо внесення змін до організаційної структури

Зміна організаційної структури ВП ЗАЕС здійснюється згідно вимог наступних документів:

НП 306.1.190-2012 [133];

НП 306.1.182-2012 [134];

СТП 0.06.087-2010 [139];

ПЛ-С.0.06.003-10 [140]. Згідно з цими документами у ВП ЗАЕС діє «Положение об управлении организационными изменениями» 00.ОК.ПЛ.04-16 [141]. Відповідно до вимог 00.ОК.ПЛ.04-16 [141] управління організаційними змінами ґрунтується на наступних принципах:

запобігання організаційних змін, що суперечать стратегії розвитку ДП «НАЕК «Енергоатом» (шляхом узгодження змін з дирекцією ДП «НАЕК «Енергоатом»);



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 292

збереження цілісності організаційної структури і функцій ВП ЗАЕС в процесі змін (шляхом детального опрацювання зміни і його узгодження з СЯ);

збереження досягнутого рівня безпеки АЕС в процесі організаційної зміни (шляхом аналізу ризиків, пов’язаних з безпекою, і застосування відповідних попереджувальних заходів);

забезпечення дотримання законодавчих актів, правил і норм, що діють в атомній енергетиці України при організаційних змінах (шляхом аналізу ризиків, пов’язаних з дотриманням законодавчих актів, правил і норм, що діють в атомній енергетиці України, і застосування відповідних попереджувальних заходів);

накопичення досвіду організаційних змін і відбір найбільш ефективних і універсальних заходів по впровадженню організаційних змін (шляхом обліку організаційних змін і типізації заходів щодо впровадження організаційних змін).

2.10.3 Узагальнюючі висновки з аналізу ФБ-10 «Організація експлуатації енергоблока і управління виробничими процесами»

За результатами аналізу фактора безпеки можна зробити наступні висновки:

політика ВП ЗАЕС спрямована на всебічне підвищення експлуатаційного рівня безпеки та безпеки АЕС в цілому;

у ВП «Запорізька АЕС» ведеться постійна робота з населенням з метою роз'яснення політики адміністрації в області безпеки ВП ЗАЕС, реалізації конкретних кроків в розвитку культури безпеки;

на території ВП ЗАЕС і в м.Енергодар розміщується наочна агітація, що підтверджує реальні кроки колективу ВП ЗАЕС у виконанні принципів культури безпеки. Проводяться наради, на яких розглядаються питання безпеки, що забезпечують своєчасність вжиття заходів щодо забезпечення безпечної роботи станції;

для практичної реалізації політики в галузі культури безпеки, відповідно до вимог «Программы конкретных действий, направленных на становление и развитие культуры безопасности в ОП ЗАЭС» діє Комітет з культури безпеки в ВП ЗАЕС. Щорічно здійснюються перевірки стану культури безпеки відповідно до вимог документації ДП «НАЕК «Енергоатом». Виконується постійний моніторинг впровадження заходів;

в посадових інструкціях деталізовано розподіл функцій в частині управління діяльністю з розвитку культури безпеки, відповідно до встановленого переліку основних завдань і відповідальності за їх виконання;



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 293

регулярно проводяться перевірки підрозділів ВП ЗАЕС в рамках «Днів безпеки», що сприяє підвищенню рівня ядерної, радіаційної, технічної, пожежної безпеки та екології;

використовувані стандарти в ВП ЗАЕС дозволяють виконувати аналіз впливу на безпеку модифікацій обладнання, систем, процесів управління та організаційних змін, виконувати розробку заходів, спрямованих на недопущення зниження досягнутого рівня безпеки в період їх реалізації;

існуюча система розподілу обов’язків забезпечує повний контроль в управлінні виробництвом і здійсненні якісного управління культурою безпеки, що характеризується реалізацією конкретних кроків з розвитку культури безпеки в ВП ЗАЕС;

розроблені і впроваджені положення про підрозділи, посадові та робочі інструкції які чітко визначають права і обов’язки кожного працівника і підрозділів в цілому;

у ВП «Запорізька АЕС» функціонує система якості, що забезпечує безперервну оцінку діяльності з метою постійного вдосконалення на всіх рівнях управління. Організація і проведення внутрішніх перевірок якості в підрозділах ВП ЗАЕС здійснюється відповідно до вимог стандартів ДП «НАЕК «Енергоатом» і документів ВП ЗАЕС;

ВП ЗАЕС розроблений і введений в дію документ 00.ОК.РК.01-14 «Руководство по интегрированной системе управления ОП «Запорожская АЭС» [121], який є постійно діючим, основоположним документом, який інтегрує встановлені в організації вимоги до системи управління (встановлює і/або містить посилання на вже існуючі вимоги);

інтегрована система управління ВП ЗАЕС встановлена, документована, впроваджена і підтримується в робочому стані відповідно до вимог нормативної документації.

У ВП ЗАЕС постійно і планомірно ведеться робота з покращення процесів і оптимізації організаційної структури, системи якості, підвищення культури безпеки, а також те, що з даного фактору безпеки немає невідповідностей вимогам безпеки, підтверджується можливість безпечної експлуатації енергоблока. Виходячи з вищесказаного, можна зробити висновок про те, що фактор безпеки відповідає вимогам чинних НД з безпеки, при цьому стан фактора покращується у зв'язку з реалізацією додаткових заходів щодо підвищення безпеки, з урахуванням виконання вимог нововведених нормативних документів, які спрямовані на уточнення вимог з безпеки, і енергоблок №4 може безпечно експлуатуватися в понадпроектний термін до 04.04.2038 року.



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 294

2.11 Фактор безпеки №11 «Експлуатаційна документація»

Основною метою даного фактору є підтвердження відповідності експлуатаційної документації вимогам ядерної безпеки, аналізам безпеки, поточному стану енергоблоку, а також того, що документація ясно і чітко визначає всі експлуатаційні режими установки. Докладний аналіз фактора безпеки розглянуто в документі ЗППБ «Фактор безопасности №11. Эксплуатационная документация энергоблоков №3,4. 21.34.59.ОППБ.11» [142].

2.11.1 Підходи та обсяг аналізу по фактору «Експлуатаційна документація»

З огляду на малий проміжок часу між закінченнями проектних термінів експлуатації енергоблоків №3,4 ВП ЗАЕС, ФБ-11 «Експлуатаційна документація» розробляється спільно для енергоблоків №3,4 ВП ЗАЕС. У звіті враховані всі специфічні особливості в експлуатаційній документації енергоблоків №3,4 ВП ЗАЕС. Експлуатаційна документація, яка розробляється окремо для блоків №3,4 ВП ЗАЕС (програми, інструкції, тощо) наведена в звіті, як для енергоблоку №3, так й для енергоблоку №4, див. Додатки до звіту [142]. Діюча у ВП ЗАЕС експлуатаційна документація, розроблена відповідно до вимог стандартів СТП 01.63.005-2016 «Система стандартизации и качества ОП ЗАЭС. Управление документацией. Требования к рассмотрению, согласованию и утверждению документов ОП ЗАЭС» та СТП 01.63.019.3-2010 «Управление документацией. Эксплуатационные документы. Требования к разработке инструкции по эксплуатации, руководства по эксплуатации, программы выполнения работ и карты уставок». Наведені стандарти встановлюють загальні вимоги до змісту, оформлення, порядку розгляду, узгодження, затвердження та зберігання документів, що розробляються у ВП ЗАЕС. У зв'язку з тим, що ці вимоги є обов’язковими для підрозділів ВП ЗАЕС та підрядних організацій, які розробляють документацію для ВП ЗАЕС, вся документація енергоблоків ВП ЗАЕС має єдиний формат, структуру. Таким чином, в цьому звіті належним чином враховані специфічні особливості експлуатаційної документації енергоблоків №3,4 ВП ЗАЕС. У звіті [142] розглянуті всі види експлуатаційної документації:

інструкції з нормальної експлуатації та ліквідації аварій;

інструкції з управління запроектними аваріями;

ремонтна документація, програми випробувань систем та обладнання, програми експлуатаційного контролю ємностей та трубопроводів;

документація з видачі нарядів, у тому числі допуску персоналу до ядерно-небезпечних робіт;

інструкції з радіаційного захисту.



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 295

У звіті [142] відображені:

порядок затвердження та введення в дію всього обсягу документації, важливої для безпеки;

система перегляду та внесення змін до документації;

зрозумілість та сприйняття експлуатаційної документації керівниками та персоналом;

обов’язковість виконання інструкцій;

відповідність інструкцій позитивного досвіду;

облік в інструкціях людського фактору;

відповідність експлуатаційної документації аналізам безпеки, проекту енергоблоку та досвіду експлуатації;

застосування в аварійних інструкціях симптоматичного підходу, спрямованого на забезпечення критичних функцій безпеки.

Для забезпечення відповідності експлуатаційної документації (регламенту, інструкцій з експлуатації, програм перевірок та випробувань, ремонтної документації) вимогам ядерної безпеки, наявності зрозумілих та чітких процедур в ДП «НАЕК« Енергоатом» та ВП ЗАЕС діють документи, що встановлюють порядок та вимоги розробки, підтримки актуальності, зберігання експлуатаційної документації. Перелік документації ДП «НАЕК«Енергоатом» та ВП ЗАЕС, який встановлює вимоги до експлуатаційної та ремонтної документації наведено у Додатку А до [142].

Визначено підрозділи, які встановлюють порядок та вимоги до централізованого обліку, контролю, збереженню документації, а також призначений персонал, відповідальний за облік, контроль, зберігання документації в підрозділах.

За час експлуатації енергоблоку експлуатаційні процедури постійно вдосконалювалися з урахуванням накопиченого досвіду, включаючи усунення виявлених, за результатами розслідувань порушень в роботі обладнання, недоліків.


2.11.2.1 Загальні положення

За період з 01.01.1995 по 01.08.2018 було зафіксовано двадцять п’ять порушень в роботі енергоблоку №4 ВП ЗАЕС, пов’язаних з недоліками експлуатаційної документації.

До числа цих порушень увійшли порушення, корінними причинами яких були недоліки процедур або документації, а також порушення, в результаті розслідування яких, були визначені коригувальні заходи по внесенню певних змін та коригувань в експлуатаційну документацію. На даний час



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 296

усі коригувальні заходи, які відносилися до внесення змін чи розробки експлуатаційної документації виконані. У рамках спільного проекту Європейської Комісії, Міжнародного Агентства атомної енергії (МАГАТЕ) та України з оцінки безпеки українських АЕС, команда міжнародних експертів по Перевірці Експлуатаційної Безпеки (OSART) відвідала енергоблоки 1-6 ВП ЗАЕС з шостого по двадцять друге вересня 2004 р. Для реалізації рекомендацій МАГАТЕ розроблено «Перечень мероприятий по техническому отчету миссии OSART на ЗАЭС в 2004г.». За результатами перевірки МАГАТЕ по програмі OSART на Запорізькій АЕС з 6 по 22 вересня 2004 р. було випущено «Технический отчет миссии OSART на ЗАЭС», переданий МАГАТЕ керівництву ВП ЗАЕС. На підставі даного технічного звіту Дирекцією ДП «НАЕК «Енергоатом» та ВП ЗАЕС розроблені та виконані заходи, які дозволили станції досягти більш високих показників експлуатації. За результатами Партнерської перевірки ВАО АЕС МЦ 2007 року були розроблені та виконані заходи в частині поліпшення експлуатаційної документації. Перелік заходів наведено в [142]. На запрошення керівництва атомної станції команда експертів ВАО АЕС, що складалася з професійних працівників атомних станцій, в період з 28 вересня по 02 жовтеня 2009 року провела повторну партнерську перевірку (follow-up) на Запорізькій АЕС. У 2009р. на ВП ЗАЕС була проведена місія спільного проекту ЄК МАГАТЕ УКРАЇНИ з оцінки проектної безпеки. За результатами оцінки було зроблено висновок про те, що проект ВП ЗАЕС 1-6 повністю відповідає більшій частині вимог NS-R-1 МАГАТЕ. За результатами проведення місії спільного проекту ЄК МАГАТЕ УКРАЇНИ в 2009 р. були визначені проблемні питання з категоризацією їх важливості в частині поліпшення експлуатаційної документації, які наведені в [142, Табл.7]. У період з 04.10.2012 по 20.10.2012 на ВП ЗАЕС знову пройшла партнерська перевірка ВАО АЕС МЦ. За результатами перевірки по темі «Експлуатаційна документація» була визначена область для поліпшення в частині документації, що зберігається на робочих місцях. Області для поліпшення, сформульовані в ході експлуатаційної партнерської перевірки 2012 року, базувалися не на дотриманні мінімальних вимог стандартів та правил, а на прикладах позитивної світової практики, та не були ознаками незадовільного виконання робіт на станції, що перевіряється. За результатами перевірки ВАО АЕС були виявлені зауваження та розроблено рекомендації щодо їх усунення. На запрошення керівництва Запорізької АЕС в період з 29 вересня по 03 жовтня 2014 року команда експертів ВАО АЕС провела повторну партнерську перевірку (follow-up) на Запорізькій атомній електростанції.



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 297

Мета повторної партнерської перевірки полягала в оцінці поточного стану областей для поліпшень та ефективності коригувальних заходів, розроблених Запорізькою АЕС за підсумками партнерської перевірки, що відбулася в жовтні 2012 року, а також в оцінці зусиль, спрямованих на підвищення безпеки та якості експлуатації АЕС. Протягом повторної партнерської перевірки (Follow-Up) ВАО АЕС у 2014 році проводився аналіз станційної документації, були проведені інтерв'ю з персоналом АЕС. Щодня всебічно обговорювалися виявлені факти зі станційними керівниками різних рівнів та на нарадах команди. Перевірка була сконцентрована на оцінці виконання та ефективності коригувальних заходів, розроблених Запорізькою АЕС за підсумками повномаштабної партнерської перевірки, що відбулася в період з 5 по 19 жовтня 2012 року. Усі коригувальні заходи на момент проведення перевірки були виконані. Командою експертів ВАО АЕС відзначено, що Запорізькою АЕС проведена велика робота по вирішенню проблем виробничої діяльності, та є впевненість, що мета буде досягнута; проте керівництву АЕС необхідно продовжувати координувати та контролювати зусилля спрямовані на поліпшення виробничої діяльності. У 2016 році на ВП ЗАЕС проводилася повномаштабна партнерська перевірка ВАО АЕС, після чого в 2018 році пройшла повторна партнерська перевірка (Follow-Up) ВАО АЕС. У ході даних перевірок підтверджено усунення зауважень по станційної документації.

2.11.2.2 Система експлуатаційної та ремонтної документації

2.11.2.2.1 Відповідність експлуатаційної документації вимогам НД

Експлуатаційна та ремонтна документація ВП ЗАЕС та документація, що встановлює вимоги до неї (Додаток А [142]), розроблена відповідно до вимог національних стандартів та норм з безпеки (нормативних документів). ДП «НАЕК «Енергоатом» випущений та постійно підтримується в актуальному стані «Перечень действующих нормативных документов эксплуатирующей организации» (Перелік НД ЕО). Документи, включені у цей перелік, обов’язкові для виконання ВП ЗАЕС. Відповідно до вимог [3] на ВП ЗАЕС выпущений та діє «Перечень нормативных документов ОП ЗАЭС» 00.ТС.ПР.03-18, який формується та актуалізується на підставі Переліку НД ЕО. Для забезпечення підтримки експлуатаційної документації вимогам нормативних документів у ВП ЗАЕС документом «Система стандартизации и качества ОП ЗАЭС. Управление документацией. Порядок поступления, ведения и применения нормативных документов» СТП 01.63.053-2016 [143] встановлені правила роботи з нормативними документами, порядок та



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 298

вимоги до їх впровадження, обліку, збереженню, а також створення фонду нормативних документів. Вимоги введених у дію у ДП «НАЕК «Енергоатом» нормативних документів в обов’язковому порядку приймаються до виконання та керівництва у роботі ВП ЗАЕС організаційно-розпорядчим документом.

2.11.2.2.2 Система експлуатаційної документації

Для забезпечення безпечної експлуатації систем та обладнання енергоблоку всі роботи персоналом виконуються відповідно до технологічного регламенту та експлуатаційними інструкціями. Роботи з технічного обслуговування, планових ремонтів, випробувань, перевірок та підтримки працездатності систем та елементів, важливих для безпеки виконуються за програмами, інструкціями та ремонтною документацією. Перелік загальностанційних документів підтримує в актуальному стані група виробничо-технічної документації ВТС у програмі САДД «Дело». Документи зберігають в спеціально відведених для цього приміщеннях, на стелажах чи в шафах. Розробка та внесення змін в експлуатаційну документацію здійснюються в установленому ДП «НАЕК «Енергоатом» порядку. На ВП ЗАЕС організовано збирання та зберігання даних про режими роботи устаткування необхідних для оцінки величини залишкового ресурсу, зберігання результатів випробувань, включаючи пусконалагоджувальний період. Проект енергоблоку, виконавча документація на будівництво енергоблоку, акти випробувань та перевірок СВБ, документація по їх ТО та ремонту, зберігаються на ВП ЗАЕС протягом усього терміну її служби. Експлуатаційна документація є частиною виробничої документації ВП ЗАЕС (п. 2.4.1.2 [142]).

2.11.2.2.3 Система ремонтної документації

Для забезпечення безпечного виконання робіт при проведенні технічного обслуговування, планово-попереджувальних ремонтів, контролю стану основного металу та зварних з’єднань конструкцій, елементів систем та устаткування, в тому числі важливих для безпеки на ВП ЗАЕС визначено обсяг та склад ремонтної документації, а також забезпечується її наявність. Функції із супроводження ремонтної документації закріплені за ЕРП. Оригінали документів на ремонт обладнання АЕС, створених у рамках централізованої розробки, а також копії ремонтних документів, розроблених ВП ЗАЕС, обліковуються та зберігаються у галузевому технічному архіві документації для ремонту. Оригінали документів, що розробляються ВП ЗАЕС, контрольні копії, отримані з галузевого технічного архіву, обліковуються та зберігаються у архіві ремонтної документації ВП ЗАЕС. Облік, зберігання, видача копій ремонтних документів на робочі місця здійснюється відповідно до вимог



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 299

документу «Система технического обслуживания и ремонта оборудования атомных электростанций. Порядок учета, хранения и обеспечения обособленных подразделений Компании документацией системы технического обслуживания и ремонта» СТП 0.05.067-2006 [144]. Визначено підрозділи (ЕРП) та призначені відповідальні працівники з обліку, зберіганню та внесенню змін до документації для ремонту (п. 2.4.1.3 [142]). Нормативні документи, що встановлюють вимоги до ремонтної документації включені у «Перечень нормативных документов ОП ЗАЭС 00.ТС.ПР.03-17.

2.11.2.2.4 Документація з радіаційної безпеки та радіаційного захисту

Радіаційний захист персоналу та населення при експлуатації ЗАЕС здійснюється відповідно до вимог, встановлених наглядовими органами та законодавством України:

Закон «Об использовании ядерной энергии и радиационной безопасности № 40/95 ВР от 21.03.1995 [1];

Закон «О защите человека от воздействия ионизирующего излучения» №15/98 от 14.01.1998 [145];

Закон Украины «Об обращении с радиоактивными отходами» N 255/95-ВР от 30.06.1995 [146];

Общие положения обеспечения безопасности атомных станций НП 306.2.141-2008 [3];

Нормы радиационной безопасности Украины НРБУ-97 ГГН 6.6.1-6.5.001-98 [15];

Основні санітарні правила забезпечення радіаційної безпеки України. ДСП 6.177-2005-09-02 [147];

Правила ядерної та радіаційної безпеки при перевезенні радіоактивних матеріалів ПБПРМ-2006 [148];

Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных станций СП АС-88 (с учетом «Переліка основних положень СП АС-88 і ПРБ АС-89, які не відповідають вимогам чинних в Україні документів у галузі радіаційної безпеки, та умови їх виконання ДП НАЕК «Енергоатом» на період до перегляду зазначенних документів або розробки їх нових редакцій») [14];

Правила радиационной безопасности при эксплуатации атомных станций ПРБ АС-89 (с учетом «Переліка основних положень СП АС-88 і ПРБ АС-89, які не відповідають вимогам чинних в Україні документів у галузі радіаційної безпеки, та умови їх виконання ДП НАЕК «Енергоатом» на період до перегляду зазначенних документів або розробки їх нових редакцій»)149;



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 300

Санитарные правила для промышленных и городских спецпрачечных по дезактивации спецодежды и других СИЗ. №5163-89;

Санитарные правила по радиоизотопной дефектоскопии №1171-74;

Техническая эксплуатация электрических станций и сетей. Правила ГКД 34.20.507-2003 [150];

Регламент радиационного контроля при эксплуатации объектов ОП ЗАЭС»00.РБ.XQ.Рг.01-15 [151].

На підставі вимог вищенаведених документів у ВП ЗАЕС розроблена «Инструкция по радиационной безопасности Запорожской АЭС» 00.ВН.00.ИН.10-16 [152], яка регламентує та регулює основні організаційні, технічні, санітарно-гігієнічні вимоги щодо забезпечення радіаційної безпеки та радіаційного захисту персоналу, населення та навколишнього середовища при експлуатації ВП ЗАЕС у нормальних умовах та при виникненні аварійних ситуацій (п. 2.4.1.4 [142]).

2.11.2.2.5 Експлуатаційна документація ССВЯП

Усі прийняті для розробки проектні критерії відповідають НД, чинним у Україні, та конкретним умовам проммайданчика ВП ЗАЕС. На ВП ЗАЕС розроблені інструкції з експлуатації систем та обладнання ССВЯП та затверджені в установленому на ВП ЗАЕС порядку. Розробка та внесення змін в експлуатаційну документацію здійснюється у встановленому порядку. Проектна документація ССВЯП, виконавча документація на будівництво СВЯП, акти випробувань та виконавча документація на технічне обслуговування та ремонт систем ССВЯП зберігаються на ВП ЗАЕС протягом усього терміну його експлуатації (п. 2.4.1.5 [142]).

2.11.2.3 Порядок затвердження та введення в дію всього обсягу документації, важливої для безпеки

Оскільки комплекти експлуатаційної документації розроблені на момент введення в дію енергоблока №4 та поліпшені протягом тривалого часу експлуатації, планова потреба в нових експлуатаційних процедурах відсутня. Повним комплектом ремонтних документів забезпечені в повному обсязі елементи обладнання, що працює у складі систем, важливих для безпеки. Для розробки відсутньої ремонтної документації для СВБ Дирекцією ДП «НАЕК «Енергоатом» випущено «График разработки недостающей ремонтной документации на оборудование СВБ». Відповідальність та контроль виконання графіка покладено на Дирекцію ДП «НАЕК «Енергоатом». У 2014 році ДП «НАЕК «Енергоатом» укладено договір на розробку та перегляд комплектів документів на ремонт обладнання АЕС України.



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 301

В результаті роботи за цим договором розроблена майже вся необхідна ремонтна документація. За час виконання етапів договору виникла необхідність доповнення переліку декількома позиціями. Також, деякі етапи договору щодо перегляду документації не були виконані розробником. В результаті ДП «НАЕК «Енергоатом» ініціює роботу з укладання нового договору на розробку та перегляд комплектів документів на ремонт обладнання по етапах, які не були виконані. Перелік відсутньої документації, буде включено до технічного завдання на надання послуги з Розробки та перегляду комплектів ремонтної документації. Питання про розробку відсутньої ремонтної документації для систем, важливих для безпеки, віднесений до проблемних та вирішується на галузевому рівні. У ВП ЗАЕС організована та забезпечена перевірка правильності узгодження та порядку затвердження документів [153]. Узгодження документів забезпечує правильне та всебічне вирішення питань про якість документа, його доцільності, технічної обґрунтованості змісту, відповідності чинному законодавству, нормативно-правовим актам, можливості реалізації вимог документа у виробничій діяльності. Схему узгодження документа готує розробник у вигляді, визначеному в [153]. Залежно від виду документа встановлено рівень його затвердження. Експлуатаційні документи вводять в дію організаційно-розпорядчим документом (наказом). При розробці наказу визначаються невідповідності, що виникають внаслідок нових вимог, та встановлюються заходи щодо усунення цих невідповідностей. Основним документом, що визначає безпечну експлуатацію енергоблоку №4 є «Технологический регламент безопасной эксплуатации энергоблока №4» 04.ГТ.00.РГ.01-14, який розроблений на підставі проекту, технічної документації на обладнання, результатів ЗАБ (ТОБ) енергоблоку №4 з урахуванням досвіду експлуатації енергоблоків АЕС України та типового технологічного регламенту безпечної експлуатації енергоблоків АЕС з реакторами ВВЕР-1000, РГ-Б.0.03.179-13.

ТРБЕ затверджено першим віце-президентом-технічним директором ДП «НАЕК «Енергоатом» та введено в дію Вказівкою по ВП ЗАЕС.

КУВА затверджено першим віце-презідентом - технічним директором ДП «НАЕК« Енергоатом ». Після отримання дозволу від Держатомрегулювання КУВА введено в дію Вказівкою ВП ЗАЕС.

2.11.2.4 Система перегляду та внесення змін

Перегляд чинних експлуатаційних документів планують підрозділи, які розробили початковий документ (п. 2.4.3 [142]). Для забезпечення виконання вимог нормативних документів по регулярному перегляду експлуатаційної документації розробляються щорічні графіки перегляду, та



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 302

виконується контроль дотримання графіка. Контроль над своєчасним черговим переглядом здійснює ВТС. Причинами внесення змін є зміни нормативних вимог, реконструкція та модернізація, аналіз порушень, досвід експлуатації. Зміна затверджених документів здійснюється шляхом оформлення сповіщень про зміну. Всі сповіщення про зміни в документацію готуються розробниками документів та проходять погодження та затвердження. У ВП ЗАЕС встановлено порядок та визначені вимоги [132] до оформлення та випуску сповіщень в експлуатаційну документацію. Порядок перегляду та внесення змін до ТРБЕ енергоблоків ВП ЗАЕС здійснюється відповідно до встановлених вимог СТП 01.63.019.5-2010 [132], а до КУВА – у відповідності до РК-Д.0.03.151-12 « Руководство по ведению аварийных инструкций».

Розробляє сповіщення про зміну документа підрозділ-розробник змінюваного документа. Сповіщення може підготувати й інший підрозділ, обов’язково погодивши його з підрозділом-розробником документа. Будь-яка зміна в документі, що викликає якісь зміни в інших документах, має одночасно супроводжуватися внесенням відповідних змін в усі взаємопов’язані документи. Кожне сповіщення про зміну підлягає реєстрації, після чого розсилається всім підрозділам, включеним до списку розсилки документа. Оригінали сповіщень про зміну зберігаються у фонді виробничої документації ВП ЗАЕС.

Відповідальність за внесення змін до контрольних копій та робочі екземпляри документів покладається на техніків з документації або посадову особу, якій доручена ця робота (із записом цього обов’язку до посадової інструкції).

2.11.2.5 Зрозумілість та сприйняття експлуатаційної документації керівниками та персоналом

Діюча у ВП ЗАЕС експлуатаційна документація розроблена відповідно до вимог стандарту [153]. Цей стандарт встановлює загальні вимоги до порядку розгляду, узгодження та затвердження документів, що розробляються у ВП ЗАЕС. У зв’язку з тим, що вимоги даного стандарту є обов’язковими для підрозділів ВП ЗАЕС та підрядних організацій, які розробляють документацію для ВП ЗАЕС, вся документація має єдиний формат, структуру, що полегшує сприйняття експлуатаційної документації керівниками та персоналом. Вимоги до аварійних інструкцій особливо високі, зміст документа має бути коротким, точним, логічно послідовним та не допускає різних тлумачень. У зв’язку з цим для поліпшення зрозумілості та сприйняття персоналом ІЛА складається з комплекту процедур. Рівень деталізації інформації, наведений у процедурах, забезпечує розуміння користувачем з мінімальним досвідом роботи.



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 303

Найбільш важливі дії, які необхідно контролювати протягом всієї процедури, виведені на окремий лист це дії постійного контролю. Дії постійного контролю розташовуються на розвороті листа, що дозволяє персоналу, пересуваючись по кроках процедури, завжди тримати перед очима ці дії. Дії постійного контролю написані короткими висловами, які однозначно визначають завдання для оператора. У зв’язку з необхідністю точно та однозначно сприймати сенс слів у процедурах використовуються прості, часто вживані слова з невеликою кількістю складів, а також використовуються звичні для персоналу дієслова дій. Всі чисельні значення, наведені у процедурах, виключають виконання математичних операцій оператором (п. 2.4.4 [142]).

2.11.2.6 Обов'язковість виконання інструкцій

Посадові особи та персонал, що організують, забезпечують та виконують роботи на устаткуванні та системах, несуть відповідальність за якість виконання даних робіт. Основним документом, який визначає обов’язки кожного працівника, а також відповідальність за невиконання вимог експлуатаційних процедур, є посадова інструкція. Посадовими інструкціями визначені функції, обов’язки та права кожного працівника, раціональний розподіл функцій між працівниками підрозділу, відповідальність за безаварійну, економічну і безпечну роботу устаткування. Чинними в ВП ЗАЕС інструкціями з охорони праці при виконанні працівниками робіт певного виду або за певною професією та посадовими інструкціями встановлені заходи та види відповідальності за дотримання вимог охорони праці, в тому числі при виконанні робіт за нарядами та розпорядженнями. Порушення працівником цих вимог розглядається, як порушення трудової дисципліни, за яке до нього може бути застосовано стягнення згідно з чинним законодавством. Нагляд за дотриманням вимог безпеки та умов виконання робіт, зазначених у наряді або розпорядженні покладається на керівника робіт (наглядача), який повинен так організувати свою роботу, щоб здійснювати контроль, перебуваючи, за можливості, на тій ділянці робочого місця, де виконується найбільш небезпечна робота. Інструкції з радіаційної безпеки відносяться до документів, що мають найвищий пріоритет щодо забезпечення дотримання правил та норм радіаційної безпеки. Всі документи нижчого рангу, пов’язані з практичною діяльністю у ВП ЗАЕС, приведені у відповідність до вимог інструкції з радіаційної безпеки [152]. Вимоги інструкції з радіаційної безпеки [152] є обов’язковими до виконання всіма працівниками ВП ЗАЕС, а також особам, що відряджені та працівниками підрядних організацій при проведенні ними експлуатаційних, ремонтних, будівельних, монтажних та налагоджувальних робіт у зоні



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 304

суворого режиму діючих енергоблоків ВП ЗАЕС, а також при роботах з джерелами іонізуючих випромінювань у межах ВП ЗАЕС.

2.11.2.7 Відповідність інструкцій позитивного досвіду

Розроблена на ВП ЗАЕС документація враховує позитивний досвід як вітчизняних, так й зарубіжних АЕС. Опис процедури застосування позитивного досвіду при розробці / перегляді документації на ВП ЗАЕС приведено у Положенні про систему використання досвіду експлуатації на ВП ЗАЕС [122]. Основним завданням Положення є підвищення ефективності системи використання інформації з досвіду експлуатації, ремонту й технічного обслуговування, підвищення надійності та безпеки АЕС на підставі обліку, аналізу і висновків з подій, що відбулися на ВП ЗАЕС, ВП АЕС ДП «НАЕК «Енергоатом» та інших АЕС світу. Положення визначає основні джерела інформації з досвіду експлуатації (ДЕ), схеми формування інформаційних процесів з обміну ДЕ, основні суб’єкти цих процесів, а також критерії відбору та застосування інформації про ДЕ, процедуру розробки та контролю виконання коригувальних і попереджуючих заходів з досвіду експлуатації, спрямованих на підвищення безпеки, надійності та економічності експлуатації ВП ЗАЕС. У Положенні враховані вимоги і рекомендації ВАО АЕС і МАГАТЕ щодо обміну інформацією про експлуатаційні події та організації зворотного зв’язку за досвідом експлуатації АЕС. Позитивна практика експлуатації заснована на успішному застосуванні нового обладнання, технології, модернізації систем і установок, нових підходів у системі технічного обслуговування та ремонту, роботи з персоналом, та дозволяє підвищити безпеку і надійність елемента, системи, АЕС в цілому. Ефективне використання досвіду експлуатації включає аналіз як власного (внутрішнього, внутрішньостанційного), так і галузевого (зовнішнього) досвіду для виявлення слабких місць і розробки на основі ДЕ відповідних, специфічних для ВП ЗАЕС, коригувальних та запобіжних заходів, які зведуть до мінімуму імовірність виникнення аналогічних подій. Ключовим елементом, який забезпечує ефективне використання інформаційних процесів, є інформаційна система по експлуатаційним подіям в роботі АЕС в системі зворотного зв’язку з досвіду експлуатації (ІС CAESAR). Інформаційна система з важливих подій на АЕС є єдиною для всіх ВП АЕС Компанії. Також, з використанням Інтернет-ресурсів розроблена інтернет-версія інформаційної системи - ІС CAESAR-i. Коло користувачів цієї системи визначається керівництвом ВП АЕС та ДП «НАЕК «Енергоатом».



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 305

2.11.2.8 Врахування в інструкціях людського фактора

Проведений аналіз показав (п. 2.4.7 [142]), що облік людського фактора простежується у всій експлуатаційній документації ВП ЗАЕС, в тому числі для документації важливої для безпеки. Для зменшення впливу людського фактора на безпечну експлуатацію енергоблоку експлуатаційні документи мають, встановлену стандартами ВП ЗАЕС, суворо витриману структуру. Крім цього в експлуатаційній документації наводяться критерії та умови безпечного стану та режимів роботи обладнання, запобіжні заходи, які необхідно дотримувати при підготовці обладнання до роботи, заходи безпеки в різних умовах експлуатації, а також вказівки щодо безпечного проведення технологічних процесів. В експлуатаційній документації наводиться: зміст та способи виконання всіх операцій з підготовки обладнання до пуску; вказівки про взаємозв’язок даного обладнання з іншим обладнанням; опис операцій з підготовки обладнання до включення; початковий стан обладнання, положення арматури (вимикачів), готовність контрольно-вимірювальних приладів; правила включення/вимикання обладнання; правила налаштування та регулювання устаткування, критерії, що підтверджують правильність (успішність) проведення робіт і технологічних операцій на обладнанні та системах в цілому; способи виконання робіт, заходи, що проводяться персоналом при непередбачених затримках та зупинках в роботі. Опис робіт, операцій наводиться в певній технологічній послідовності із зазначенням параметрів, що контролюються, а також наводяться дії персоналу при проведенні перемикань на обладнанні при виникненні різного роду відхилень. Для ядерно-небезпечних робіт, які в більшій мірі впливають на безпеку енергоблоку, з метою зменшення впливу людського фактора розроблена та діє ціла процедура допуску до їх виконання, процедура виконання цих робіт, а також процедура контролю за виконанням ядерно-небезпечних робіт. Ядерно-небезпечні роботи, як правило, проводяться тільки за програмами, включеним в перелік ЯНР. Для всієї документації, де розписано виконання ядерно-небезпечних робіт, завжди наведена вимога, яка забороняє виконання інших ядерно-небезпечних робіт, які можуть вплинути на безпеку виконання даної роботи. Особи, які беруть участь в проведенні робіт, проходять інструктаж про порядок та особливості їх виконання, а також про заходи з охорони праці та безпеки при їх виконанні. Вказується: хто проводить інструктаж та де це фіксується.

2.11.2.9 Відповідність експлуатаційної документації аналізам безпеки, проекту енергоблоку АЕС та досвіду експлуатації

На підставі проекту, технічної документації розробників обладнання, результатів звіту з аналізу безпеки з урахуванням досвіду експлуатації енергоблоків АЕС України, Типового технологічного регламенту безпечної експлуатації енергоблоків АЕС з реакторами ВВЕР-1000, РГ-Б.0.03.179-13 на ВП ЗАЕС був розроблений ТРБЕ, який визначає межі та умови безпечної



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 306

експлуатації енергоблоку, а також містить вимоги та основні прийоми безпечної експлуатації енергоблоку і загальний порядок виконання операцій, пов’язаних з безпекою АЕС. На підставі, затвердженого і погодженого ТРБЕ, експлуатаційної документації розробників обладнання, систем і ЯПВУ, документації проектних організацій, ВП ЗАЕС розробила для енергоблоку комплект інструкцій з експлуатації обладнання і систем, в яких наводяться конкретні вказівки експлуатаційному персоналу за способом ведення робіт при нормальній експлуатації енергоблоку, а також спеціальні інструкції, що визначають дії персоналу щодо забезпечення безпеки при всіх врахованих проектом початкових подій (порушень нормальної експлуатації, аварійних ситуаціях і аваріях) з обов'язковим урахуванням усіх вимог розробників і виробників обладнання і систем. ВП ЗАЕС на підставі затвердженого і погодженого ТРБЕ, технічного обґрунтування безпеки (ТОБ), звіту з аналізу безпеки (ЗАБ) виконала розробку інструкцій з ліквідації аварій в форматі симптомно-орієнтованих для кожного енергоблоку ВП ЗАЕС, які визначають дії персоналу при аварійних ситуаціях, проектних аваріях, а також запроектних аварій без урахування важкого пошкодження активної зони. Для випадків порушення нормальної експлуатації ВП ЗАЕС були розроблені на підставі ЗАБ, а також проектної документації на обладнання інструкції з ліквідації порушень нормальної експлуатації (ІЛПНЕ) для кожного енергоблоку. У зв’язку з необхідністю регулярного підвищення безпеки і надійності роботи енергоблоку № 4, а також продовження його ресурсу, на ВП ЗАЕС виконуються роботи з реконструкції, модернізації систем і устаткування. Як правило, ці роботи проводяться за технічними рішеннями, узгодженими з проектною організацією і в залежності від впливу на безпеку узгоджуються з Держатомрегулювання України. Обов’язковою умовою введення в експлуатацію виконаної реконструкції або модернізації є внесення необхідних змін в проектну документацію (ЗАБ) і експлуатаційну (ТРБЕ, ІЕ РУ, інструкції з експлуатації, програми перевірок та випробувань тощо) або в разі необхідності розробка нових експлуатаційних документів. Проведений аналіз експлуатаційної документації (п. 2.4.8 [142]) засвідчив, що на сьогоднішній день всі виконані реконструкційні роботи відображені в експлуатаційній документації, а також у проектній.

2.11.2.10 Застосування симптомного підходу, спрямованого на оновлення критичних функцій безпеки, в аварійних інструкціях

Дії за симптомно-орієнтованих аварійних інструкцій ґрунтуються на реальному фізичному стані реактора, що дозволяє ефективно діяти при ліквідації порушень з множинними відмовами систем та/або помилками оператора.



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 307

Симптомно-орієнтовані аварійні інструкції дозволяють правильно розставити пріоритети при ліквідації порушень з накладеннями відмов, запобігти порушенню ешелонованого захисту або пом’якшити наслідки такого порушення. Симптомно-орієнтовані аварійні інструкції розроблені у вигляді процедур в покроковій формі з послідовним викладом операцій, що виконуються. Процес управління енергоблоком при ліквідації порушень починається з виконання оперативним персоналом комплексу дій з діагностики стану енергоблоку. Процес управління РУ при ліквідації порушень по ІЛА починається з виконанням оперативним персоналом процедури діагностики А-0 «Срабатывания АЗ реактора или включения в работу СБ», яка встановлює пріоритети дії персоналу при ліквідації аварій та аварійних ситуацій на РУ або процедури АРЗ-0.0 «Полное обесточивание блока» при наявності ознак повного знеструмлення енергоблоку. Вихід з процедури діагностики А-0 здійснюється тільки за прямим переходом до процедур оптимального відновлення відповідно до ознак, які визначені в А-0, або до процедур відновлення КФБ. Процедури оптимального відновлення - це процедури, дії за якими направлені на відновлення безпечного стану енергоблоку та ліквідацію порушень з урахуванням можливих відмов і накладань відмов. Перехід до процедур оптимального відновлення виконується в результаті дій з діагностики. Поділ СОАІ на дії з діагностики та дії по оптимальному відновленню дозволяє оператору БЩУ після діагностики відмови виконувати конкретні дії, необхідні в даній ситуації, не витрачаючи час на діагностику кожної події в процесі розвитку порушення. У процесі виконання процедур оптимального відновлення передбачена періодична перевірка успішності дій по відновленню безпечного стану енергоблоку (відсутність спрацювання захистів САОЗ, стабілізація параметрів контуру тощо). Для забезпечення безпеки атомних станцій прийнята концепція «глибоко ешелонованого захисту», яка полягає в застосуванні системи фізичних бар'єрів на шляху поширення іонізуючого випромінювання і радіоактивних речовин в навколишнє середовище та системи технічних та організаційних заходів щодо захисту бар’єрів і збереження їх ефективності, з метою захисту персоналу, населення та навколишнього середовища. Для кожного з фізичних бар’єрів визначається ряд умов - критичних функцій безпеки, які постійно дотримуються для збереження цілісності відповідного бар'єра і підтримки безпечного стану енергоблоку. Виконання умов, що забезпечують цілісність захисних бар’єрів, контролюється станом критичних функцій безпеки.



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 308

При підтримці КФБ в задовільному стані відсутня загроза руйнування захисних бар’єрів. Між КФБ існують мінімальні зв’язки, оскільки умови, за якими контролюється підтримання (стан) критичних функцій безпеки, є різними для кожної КФБ. Дії, які здійснюються для відновлення конкретної КФБ, мають слабкий вплив на інші критичні функції безпеки. Контроль стану КФБ зводиться до перевірки відповідного ряду умов і параметрів реакторної установки. Потім ці параметри порівнюються із спеціально підібраними критеріями в логічній побудові, які мають назву «Дерево станів КФБ». Системи контролю КФБ через відповідні дії оператора БЩУ запобігають переростанню відхилень від нормальних експлуатаційних меж в порушення критичних функцій безпеки. Виняток становлять випадки, коли вихідною подією є відмова або пошкодження обладнання, що від самого початку приводить до порушення КФБ-04 «Целостность системы 1 контура» (п. 2.4.9 [142]).

2.11.3 Узагальнюючі висновки з аналізу ФБ-11 «Експлуатаційна документація»

У процесі аналізу відповідності експлуатаційної документації енергоблоку №4 ВП ЗАЕС вимогам ядерної безпеки розглянута документація, що визначає дії персоналу в режимах нормальної експлуатації, порушень нормальної експлуатації, аварійних ситуаціях, проектних і запроектних аваріях, при проведенні випробувань та перевірок, виконання технічного обслуговування і ремонту. Розглянуто також документи з видачі нарядів та допусків, інструкції з радіаційної безпеки. Особлива увага приділялася оцінці документації по експлуатації обладнання та елементів СВБ, виконання їх перевірок, випробувань, технічного обслуговування, ремонту. Висновок грунтується на зіставленні фактичного стану експлуатаційної документації вимогам національних стандартів з безпеки. Всі види робіт, що виконуються персоналом на обладнанні та елементах СВБ забезпечені інструкціями, процедурами, програмами, які визначають їх безпечні дії. Порядок затвердження, введення в дію документів, розглянутих в даному факторі безпеки встановлено на підставі вимог нормативних документів. При розробці документів організована та забезпечена перевірка правильності узгодження, порядку затвердження та їх оформлення. Документи постійно доповнюються та повністю переглядаються кожні 3 роки - експлуатаційні, кожні п'ять років - ремонтні. Це дає можливість постійно оновлювати та покращувати їх. Розроблені станційні стандарти та положення встановлюють вимоги до експлуатаційних документів, які враховують людський фактор, умови зрозумілості та сприйняття документів персоналом. Дотримання цих вимог є обов’язковим та контролюється.



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 309

У частині поліпшення експлуатаційної документації за рекомендаціями партнерських перевірок МАГАТЕ ВП ЗАЕС виконані та заплановані заходи щодо їх реалізації. Виконання цих заходів контролюється керівництвом станції. Заходи щодо усунення зауважень (в частині експлуатаційної документації), виявлених в ході партнерських перевірок ВП ЗАЕС експертами ВАО АЕС в 2014-2018 рр. виконано. Результати проведеного аналізу підтвердили те, що експлуатаційна документація ясно та чітко визначає всі експлуатаційні режими установки, співвідноситься з аналізами з безпеки та поточним станом енергоблоку №4 ВП ЗАЕС. Існуюча на ВП ЗАЕС система управління документацією забезпечує оновлення та постійну підтримку в актуальному стані експлуатаційних документів та їх відповідність встановленим вимогам національних стандартів. Встановлений на ВП ЗАЕС системний підхід до супроводу експлуатаційної документації забезпечує відповідність її поточному стану СВБ енергоблоків, дозволяє удосконалювати та покращувати якість документації. Існуючі умови забезпечують підтримання належного рівня безпеки енергоблоку №4 ВП ЗАЕС при довгостроковій експлуатації. Для забезпечення СВБ повним комплектом ремонтної документації Дирекцією ДП «НАЕК «Енергоатом» щорічно виконується перегляд комплектів документів на ремонт обладнання АЕС України та розробка відсутньої ремонтної документації обладнання СВБ. Як захід щодо коригування фактору безпеки за результатами аналізу ФБ-11 визначено постійний контроль за розробкою ремонтної документації. Цей процес є постійним, з огляду на те, що на енергоблоці виконуються модернізації та ремонтною документацією повинно бути забезпечено вже нове обладнання. Зазначений захід відображено в таблиці 4.1 даного звіту. За результатами виконаного аналізу ФБ-11 можна зробити висновок, що рівень безпеки енергоблоку №4 ВП ЗАЕС, у частині експлуатаційної документації, відповідає вимогам діючих національних норм та правил з ядерної та радіаційної безпеки з урахуванням того, що керівництвом Дирекції ДП «НАЕК «Енергоатом» та ВП ЗАЕС реалізуються програми з доопрацювання та вдосконалення існуючої експлуатаційної документації. Виходячи з вищесказаного, можна зробити висновок про те, що фактор безпеки відповідає вимогам чинних НД з безпеки, при цьому стан фактора покращується у зв'язку з реалізацією додаткових заходів щодо підвищення безпеки, з урахуванням виконання вимог нововведених нормативних документів, які спрямовані на уточнення вимог з безпеки, і енергоблок №4 може безпечно експлуатуватися у понад проектний термін до 04.04.2038 року.



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 310

2.12 Фактор безпеки №12 «Людський фактор»

Метою аналізу фактора безпеки «Людський фактор» є оцінка різних людських чинників, які можуть вплинути на безпечну експлуатацію атомної електростанції, і підтвердження того, що Експлуатуюча Організація достатньо уваги приділяє Людському Фактору, як фактору, який має прямий вплив на безпечну експлуатацію АЕС. Аналіз фактора безпеки, розглянутий в документі ЗППБ «Фактор безопасности №12. Человеческий фактор. 21.34.59.ОППБ.12» [154], проведено для енергоблоків №3,4 ВП ЗАЕС. Докладний аналіз фактора безпеки розглянуто в документі ЗППБ «Фактор безопасности №12. Человеческий фактор. 21.34.59.ОППБ.12» [154].


Метод оцінки При розробці ЗППБ застосовується метод експертної оцінки на основі порівняльного аналізу за якісними критеріями, наведеними в р.2.3 звіту [154]. Таким чином, з урахуванням експертної оцінки були виконані обробка матеріалів і аналіз результатів, а саме виконано порівняння поточного стану з вимогами нормативної документації за наступними напрямками:

політика експлуатуючої організації по роботі з персоналом;

організація підбору персоналу;

програми навчання, підтримки та підвищення кваліфікації;

навчання культурі безпеки, зокрема, керівного складу;

програми вивчення досвіду експлуатації, що включають аналіз помилок персоналу, використання відповідних коригуючих заходів;

кваліфікаційні вимоги для експлуатаційного, ремонтного, інженерного і керівного персоналу;

використання інформаційно-керівних систем, аналіз представлення інформації операторам, використання інформації ІАБ і детерміністичних аналізів;

стиль і доступність інструкцій. Також виконано аналіз причин відхилення стану від відповідних регулюючих вимог і достатність вжитих або запланованих заходів щодо усунення виявлених. Критерії оцінки

Критеріями прийнятності для даного фактора вважати:

Політика експлуатуючої організації по роботі з персоналом:



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 311

- має бути достатня кількість працівників, які мають необхідну компе-тенцію для ефективного і безпечного виконання обов'язків, весь час знаходяться на станції на всіх етапах її життєвого циклу. (Серія стан-дартів з безпеки № GS-G-1.3, розділ 2.3 (d), стор. 3);

- система управління, що являє собою єдиний комплекс взаємопов'язаних або взаємодіючих елементів для визначення політики та цілей і забезпечує можливість ефективного і результативного досягнення цих цілей;

- для підтримки стабільного обсягу знань, навичок і експертного досві-ду в області безпеки і для досягнення довгострокових цілей політики в області кадрових ресурсів необхідно забезпечувати широкий діапа-зон вікових груп і досвіду. (Керівництво з безпеки NS-G-2.8, розділ 2, стор. 4);

- підтвердження достатності ресурсів в частині наявності належним чином навченого і досвідченого персоналу, шляхом забезпечення внутрішньої експертизи. (Серія документів з безпеки № 75-INSAG-4, стор. 37);

- необхідно, щоб експлуатуюча організація була забезпечена компете-нтними керівниками та достатньою кількістю кваліфікованих праців-ників, які знають теоретичні та адміністративні вимоги до безпеки атомної електростанції. Для безпечної експлуатації АЕС необхідно мати достатню кількість досвідченого персоналу, для того, щоб обо-в'язки пов'язані з безпекою, виконувались без зайвого напруження і поспіху. Необхідно, щоб одним з критеріїв вибору при найманні чи просуванні по службі працівників станції була позиція по відношен-ню до безпеки. (Керівництво з безпеки NS-G-2.8, п. 2.1);

- необхідно, щоб чисельність експлуатаційного персоналу була достатньою для забезпечення безпечної та надійної експлуатації станції у всіх експлуатаційних станах і в аварійних умовах (SSR-2/2. «Безопасность атомных электростанций: Ввод в эксплуатацию и эксплуатация». Вимоги МАГАТЕ, п. 3.11);

- зміни укомплектовуються таким чином, щоб було гарантовано присутність операторів, що володіють достатніми повноваженнями, і забезпечувалася експлуатація станції у відповідності до експлуатаційних меж і умов. Необхідно, щоб структури укомплектування персоналом змін, цикли робочих змін і заходи контролю робочого часу передбачали достатній час для навчання персоналу змін (SSR-2/2. «Безопасность атомных электростанций: Ввод в эксплуатацию и эксплуатация». Вимоги МАГАТЕ, п. 3.12);

Організація підбору персоналу:

- стійкість службового становища є перевагою, якою експлуатуючій організації слід користуватися для створення зацікавленості,



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 312

знаходячи правильне співвідношення між внутрішнім просуванням і набором персоналу зі сторони. (Керівництво з безпеки NS-G-2.8, розділ 2, стор. 4);

- при підборі персоналу необхідно основуватися на припущенні того, наскільки добре кандидат буде розвивати свою компетентність в ході отримання додаткової освіти, досвіду, навчання і розвитку. На цьому етапі можна також брати до уваги потенціал людини для заняття більш високих посад. (Серія стандартів з безпеки № GS-R-3, розділ 12, стр. 5);

- оператор повинен підтвердити, що у нього є: систематизовані і перевірені методи підбору персоналу, включаючи тест на придатність, знання і навички. (Серія стандартів з безпеки № GS-G-1.2, розділ А.10 (n), стор. 38);

- проводиться підбір персоналу, що володіє відповідною кваліфікацією, і забезпечуються необхідна підготовка і навчання цього персоналу, з тим щоб він був здатний правильно виконувати свої обов'язки в різних експлуатаційних станах станції і в аварійних умовах відповідно до регламентів (SSR-2/2. «Безопасность атомных электростанций: Ввод в эксплуатацию и эксплуатация». Вимоги МАГАТЕ, п. 4.17);

Програми навчання, підтримки та підвищення кваліфікації:

- створюється і здійснюється відповідна програма підготовки персоналу до його призначення для виконання обов'язків, пов'язаних з безпекою. Програма підготовки кадрів передбачає періодичну перевірку компетентності персоналу та підвищення його кваліфікації на регулярній основі. Підготовка з метою підвищення кваліфікації включає також положення про перепідготовку персоналу в разі тривалої перерви у виконанні посадових обов'язків. При підготовці підкреслюється важливість забезпечення безпеки у всіх аспектах експлуатації станції і створює сприятливі умови розвитку культури безпеки (SSR-2/2. «Безопасность атомных электростанций: Ввод в эксплуатацию и эксплуатация». Вимоги МАГАТЕ, п. 4.19);

- оператор повинен підтвердити, що у нього є: Засоби і програми для навчання персоналу. (Серія стандартів з безпеки № GS-G-1.2, розділ А.10 (h), стор. 38);

- для кожної великої групи персоналу (включаючи, якщо необхідно, організації зовнішньої підтримки, в тому числі підрядників) розробляються і здійснюються програми початкової і подальшої підготовки, що базуються на показниках роботи. Зміст кожної програми ґрунтується на системному підході. Програми навчання сприяють виробленню ставлення, що допомагає домогтися такої ситуації, коли питанням безпеки приділяється належна увага (SSR-



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 313

2/2. «Безопасность атомных электростанций: Ввод в эксплуатацию и эксплуатация». Вимоги МАГАТЕ, п. 4.12);

- експлуатаційний персонал повинен бути належним чином навчений застосуванню наявних процедур, а також необхідно планувати і проводити повторне навчання, коли змінюються експлуатаційні межі та умови і експлуатаційні процедури. (INSAG-13, розділ 10.2, стор. 15);

- програми підготовки піддаються оцінці і вдосконалюються за допомогою проведення періодичних розглядів. Крім того, створюється система своєчасної модифікації і оновлення навчальної бази, комп'ютерних моделей, тренажерів і матеріалів, що забезпечує правильне відображення існуючих на станції умов і політики експлуатації, а також обґрунтованість будь-яких змін, що вносяться («Набор, квалификация и подготовка персонала для атомных электростанций. Руководство по безопасности» NS-G-2.8, розділ 5.24);

- ремонтний персонал повинен мати доступ до навчальних макетів і моделей, ремонтна діяльність на яких не може практикуватися на реальному обладнанні. ((«Набор, квалификация и подготовка персонала для атомных электростанций. Руководство по безопасности» NS-G-2.8, розділ 5.24);

- всі посади фахівців з підготовки кадрів займають особи, які володіють належною кваліфікацією і досвідом, що забезпечують передачу необхідних технічних знань і навичок і користуються авторитетом у стажерів. Викладачі мають технічну компетенцію в певних для них областях відповідальності, необхідними навичками викладацької роботи, і, крім того, ознайомлені з регламентами і методами роботи на відповідних робочих місцях. Для викладачів, які проводять навчання, встановлюються кваліфікаційні вимоги (SR-2/2. «Безопасность атомных электростанций: Ввод в эксплуатацию и эксплуатация». Вимоги МАГАТЕ, п. 4.23);

- для підготовки експлуатаційного персоналу надається належна навчальна база, в тому числі спеціалізований тренажер, відповідні навчальні матеріали та база для підготовки персоналу технічної підтримки та технічного обслуговування. Підготовка на тренажерах включає навчання діям при різних експлуатаційних станах станції і в аварійних умовах (SSR-2/2. «Безопасность атомных электростанций: Ввод в эксплуатацию и эксплуатация». Вимоги МАГАТЕ, п. 4.24);

Навчання культурі безпеки, зокрема керівного складу:

- оператор повинен підтвердити, що у нього є: Навчання в галузі культури безпеки, зокрема для управлінського персоналу. (Серія стандартів з безпеки №GS-G-1.2, розділ А.10 (р), стор. 38).



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 314

Програми вивчення досвіду експлуатації, що включають аналіз помилок персоналу, використання відповідних коригуючих заходів:

- оператор повинен підтвердити, що у нього є: Програми по зворотному зв'язку від досвіду експлуатації, в частині помилок в роботі людини. (Серія стандартів з безпеки № GS-G-1.2, розділ А.10 (о), стор.38);

- експлуатуюча організація розробляє і здійснює програму, що забезпечує систематичне інформування, збір, відбір, аналіз, виявлення тенденцій, документування та розповсюдження експлуатаційного досвіду на станції. Вона отримує і оцінює інформацію про експлуатаційний досвід інших ядерних установок з метою винесення корисних уроків для своєї власної роботи. Вона також заохочує обмін досвідом в рамках національних і міжнародних систем обліку експлуатаційного досвіду (SSR-2/2. «Безопасность атомных электростанций: Ввод в эксплуатацию и эксплуатация». Вимоги МАГАТЕ, п. 5.27);

- інформація про експлуатаційний досвід ретельно розглядається компетентними особами з метою виявлення будь-яких подій-попередників або тенденцій в умовах, які впливають на безпеку, з тим, щоб до виникнення серйозних умов можна було вжити необхідних коригувальних дій (SSR-2/2. «Безопасность атомных электростанций: Ввод в эксплуатацию и эксплуатация». Вимоги МАГАТЕ, п. 5.29);

- в результаті розслідування подій розробляються чіткі рекомендації для відповідальних керівників, які в належний час вживають відповідні коригувальні дії, з тим щоб уникнути будь-якого повторення цих подій. Коригувальні дії наділяються пріоритетами, встановлюється графік їх виконання, вони здійснюються ефективно, причому їх ефективність аналізується. Експлуатаційний персонал інформується про відповідні події і вживає необхідних коригувальних дій, з тим щоб їх повторення стало менш імовірним (SSR-2/2. «Безопасность атомных электростанций: Ввод в эксплуатацию и эксплуатация». Вимоги МАГАТЕ, п. 5.30);

Система контролю стану здоров'я персоналу, що впливає на безпеку. Приписи по годинах роботи, здоров'ю та зловживанню алкоголем і наркотиками:

- оператор повинен підтвердити, що у нього є: Керівництва по придатності до роботи, що включають приписи по годинах роботи, здоров'ю та зловживанню алкоголем або наркотиками. (Серія стандартів з безпеки № GS-G-1.2, розділ А.10 (r), стор. 38);

- експлуатуюча організація встановлює і підтримує політику охорони здоров'я співробітників, що гарантує придатність персоналу до



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 315

виконання посадових обов'язків. Приділяється належна увага зведенню до мінімуму умов, що викликають стрес, і встановлення обмежень на понаднормову роботу і вимог щодо відпочинку. Політика охорони здоров'я включає заборону на споживання алкоголю і зловживання наркотиками. (SSR-2/2. «Безопасность атомных электростанций: Ввод в эксплуатацию и эксплуатация». Вимоги МАГАТЕ п. 3.13);

- ЕО слід забезпечити, щоб весь експлуатаційний персонал, виробничі обов'язки якого мають відношення до безпеки, під час набору і періодично після нього, проходив медичне обстеження, для того щоб стан здоров'я відповідав обов'язкам і відповідальності, закріпленими за ним. (Керівництво з безпеки NS-G-2.8, п. 2.10);

Кваліфікаційні вимоги для експлуатаційного, ремонтного, інженерного і керівного персоналу:

- оператор повинен підтвердити, що у нього є: Вимоги до компетентності експлуатаційного, ремонтного, технічного і управлінського персоналу. (Серія стандартів з безпеки № GS-G-1.2, розділ А.10 (s), стор. 38);

- програма підготовки кадрів передбачає періодичну перевірку компетентності персоналу та підвищення його кваліфікації на регулярній основі (SSR-2/2. «Безопасность атомных электростанций: Ввод в эксплуатацию и эксплуатация». Вимоги МАГАТЕ, п. 4.19);

- персонал має необхідний рівень компетентності для ефективного та безпечного виконання своїх завдань. (INSAG-13, розділ 38, стр. 10);

Використання інформаційно-керуючих систем, аналіз представлення інформації операторам, використання інформації ІАБ і детерміністичних аналізів:

- приміщення щита управління підтримуються в хорошому стані, що забезпечує зручність перебування в них. Якщо в проекті станції передбачаються додаткові або локальні щити управління, призначені для управління процесами, які можуть впливати на стан станції, то організовуються чіткі лінії зв'язку для забезпечення належної передачі інформації операторам, які перебувають в приміщенні центрального щита управління (SSR-2/2. «Безопасность атомных электростанций: Ввод в эксплуатацию и эксплуатация». Вимоги МАГАТЕ, п. 7.7);

- приміщення аварійного щита управління і щит управління зупинкою і всі інші пов'язані з безпекою щити управління поза приміщенням щита управління підтримуються в працездатному стані і вільними від перешкод, а також від сторонніх матеріалів, що перешкоджають їх безперебійній роботі. Експлуатуюча організація періодично



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 316

підтверджує, що приміщення аварійного щита управління або щит управління зупинкою і всі інші пов'язані з безпекою щити управління знаходяться в належному стані експлуатаційної готовності, включаючи належну документацію, лінії зв'язку, системи аварійної сигналізації і можливість зручної роботи (SSR-2/2. «Безопасность атомных электростанций: Ввод в эксплуатацию и эксплуатация». Вимоги МАГАТЕ, п. 7.8);

- тривожні сигнали в приміщенні центрального щита управління розглядаються в якості важливої функціональної особливості для безпечної експлуатації станції. Необхідно, щоб інформаційна система станції забезпечувала легке розпізнавання операторами позаштатних ситуацій. Тривожні сигнали в приміщенні щита управління чітко ранжуються за пріоритетами. Кількість тривожних сигналів, включаючи тривожні сигнальні повідомлення від комп'ютерів управління технологічними процесами, зводиться до мінімуму для будь-якого проаналізованого експлуатаційного стану, відключення або аварійної ситуації на станції. Експлуатуюча організація розробляє для операторів регламенти реагування на тривожні сигнали (SSR-2/2. «Безопасность атомных электростанций: Ввод в эксплуатацию и эксплуатация». Вимоги МАГАТЕ, п. 7.9);

- оператор повинен підтвердити, що у нього є система для урахування інтерфейсу людина-машина і його проекту, а також для аналізу потреб людини в інформації і завантаженості БЩУ та інших робочих станцій виробничими завданнями. (Серія стандартів з безпеки № GS-G-1.2, розділ А.10 (t), стор. 39);

- в аналізі безпеки повинна бути виконана оцінка взаємодії людини з установкою. (Серія стандартів з безпеки №GSR-частина 4, вимога 11, стор.12);

Стиль і доступність інструкцій:

- з метою забезпечення експлуатації станції в рамках встановлених експлуатаційних меж і умов вся діяльність, важлива для безпеки, виконується відповідно до письмових регламентів (SSR-2/2. «Безопасность атомных электростанций: Ввод в эксплуатацию и эксплуатация». Вимоги МАГАТЕ, п. 4.26).


Керівництво ВП ЗАЕС, беручи на себе всю повноту відповідальності за безпеку атомної станції, встановлює безумовний пріоритет ядерної та радіаційної безпеки ВП ЗАЕС, і усвідомлює, що основною умовою забезпечення безпеки АЕС є набуття навичок, підтримання поточної кваліфікації та компетентності персоналу АЕС всіх категорій. В ході аналізу встановлено, що в ВП ЗАЕС на високому рівні організована і проводиться в життя політика керівництва в області людського фактора. Є



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 317

відповідна заява керівництва ВП ЗАЕС, на підставі якої базується вся діяльність підприємства. Системно дотримуються принципи культури безпеки. Організована ефективна кадрова система: підбору, навчання і підвищення кваліфікації персоналу станції. Основною метою професійної підготовки персоналу ВП ЗАЕС є досягнення працівниками необхідного рівня кваліфікації та постійної готовності до виконання своїх професійних обов'язків, що забезпечують безпечну та ефективну експлуатацію АЕС, захист персоналу, населення і навколишнього середовища. Система підготовки персоналу ВП ЗАЕС інтегрована в усі сфери життєдіяльності підприємства, включаючи НТЦ ВП ЗАЕС, підрозділах ВП ЗАЕС, а також сторонніх навчальних закладах України. Персонал ЗАЕС, в тому числі зайнятий технічним обслуговуванням і ремонтом, проходить підготовку на робочому місці і в навчально-тренувальних центрах з використанням тренажерів, перевірку знань перед допуском до самостійної роботи, а також підтримання кваліфікації відповідно до вимог норм, правил і стандартів з ядерної і радіаційної безпеки. Підготовка персоналу ВП ЗАЕС ведеться з використанням принципів СПН, однак, варто відзначити, що ряд фаз системного підходу потребують підсилення, з метою подальшого підвищення ефективності процесів підготовки персоналу. ВП ЗАЕС володіє необхідними ресурсамии для підготовки кваліфікованого персоналу (інструкторським штатом, ТЗН, НММ). У ВП ЗАЕС досягнутий високий рівень дисципліни. Чітко розподілені повноваження і персональна відповідальність керівників і безпосередніх виконавців. Кожен працівник усвідомлює вплив його діяльності на безпеку і наслідки, до яких може призвести недотримання або неякісне виконання вимог нормативних документів, виробничих і посадових інструкцій. ВП ЗАЕС прагне до всебічного використання досвіду експлуатації, запозичення передової практики, за допомогою активної участі в обміні інформацією між вітчизняними та зарубіжними АЕС і організаціями МАГАТЕ, ВАО АЕС та ін. Керівництво ВП ЗАЕС реалізовує програми соціального розвитку, спрямовані на збереження працездатності та здоров'я, забезпечення повноцінного відпочинку та професійної реабілітації, підтримку ветеранів праці.



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 318

Рисунок 2.11 Структура системи підготовки персоналу ЗАЕС Керівництво ВП ЗАЕС прагне до забезпечення працівників соціальними гарантіями, що відповідають кращим стандартам, забезпечуючи



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 319

справедливу оплату праці працівників в залежності від особистого трудового внеску в процес досягнення поставлених цілей і завдань. У ВП ЗАЕС реалізована ефективна система кадрового резерву керівників, ведеться робота з поліпшення підготовки резервістів і підвищення дієвості кадрового резерву. У ВП ЗАЕС налагоджена система заходів з профвідбору та психофізіологічного обстеження, медичного обслуговування працівників, яка сприяє зміцненню клімату в колективі АЕС. Проект енергоблока №4 відповідає вимогам ядерної безпеки, встановленим в НП 306.2.141-2008 [3] до ергономіки та інтерфейсу людина-машина в цілому. Керівництво ВП ЗАЕС приділяє увагу процесам ергономічної модернізації енергоблоку, впроваджуючи ефективні системи надання інформації оператору. Метою таких модернізацій є зняття навантаження з оператора БЩУ і надання автоматизованих функцій аналізу подій, що в свою чергу знижує ймовірність помилки. Керівництво ВП ЗАЕС реалізує сучасні концепції підвищення безпеки АЕС, виконано впровадження СОАІ на всіх енергоблоках, що відповідає світовій практиці. Слід також зазначити, що керівництво ВП ЗАЕС відкрито і регулярно проводить зовнішні перевірки (аудити), такі як місії: OSART-2004, WANO-2007, WANO-2012, в ході яких відзначений високий рівень професійної підготовки і підтримки кваліфікації працівників ВП ЗАЕС, дотримання вимог виробничих інструкцій і технологічних регламентів, їх постійного вдосконалення на основі досвіду, що накопичується, а також наявність атмосфери довіри і таких підходів до колективної роботи, які сприяють зміцненню позитивного ставлення до безпеки. Поряд з модернізаціями обладнання, оновленнями і покращеннями документації, на постійній основі, з допомогою самооцінки відбувається виявлення недоліків системи підготовки персоналу та їх планове усунення. Виконуються заходи щодо покращення, ситуація по даному фактору безпеки покращується. Удосконалюються процеси організації підготовки персоналу, для чого згідно «Комплексной программе перспективного развития системы подготовки персонала ГП «НАЭК «Энергоатом» на 2014-2018гг.» ПМД.0.18.467-14 впроваджено ІСОПН «Гамлет» в НТЦ ВП ЗАЕС. Введено в дослідну експлуатацію наступні модулі: - «Електронний архів документів» (Акт від 15.12.2015); - «Програма підготовки», «Розклад», «Журнал обліку навчання», «Шаблон розкладу», «Інформація про навчання персоналу» (для інженерів з організації навчання) (Акт від 28.12.2015); - «Інформація про навчання персоналу» (для ЗН/інженерів по роботі з персоналом) (Акт від 29.12.2017);



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 320

- «Бібліотека» (Акт від 12.06.2018г.). Проведено тестування функціоналу інтеграції програмного комплексу СДО «АСКО» з ІСОПН «Гамлет» (Акт від 31.05.2018г.). Проводиться робота щодо подальшого тестування системи для введення її в промислову експлуатацію. Планування, облік і звітність по навчанню персоналу ведеться в ІСОПН «Гамлет». Удосконалюються автоматизовані системи контролю і навчання персоналу (АСКН), які передбачають реалізацію технології дистанційного навчання. У плановому порядку йде переклад деяких базових курсів навчання персоналу в систему дистанційного навчання (наприклад, «Охорона праці» Пожежна безпека»та ін.). У 2018 році введено в дію Національний центр підготовки ремонтного персоналу і керівників ДП «НАЕК «Енергоатом», що підвищить рівень підготовки ремонтного персоналу, а при підготовці керівників буде використаний передовий світовий досвід з даного напрямку. Штатний розклад НТЦ ВП ЗАЕС приведено у відповідність зі спеціалізацією Національного центру підготовки ремонтного персоналу і керівників ДП НАЕК «Енергоатом». На основі результатів міжнародного проекту ЕК UI 05\17 «Створення Національного центру підготовки ремонтного персоналу і керівників ДП НАЕК «Енергоатом» на базі НТЦ ВП ЗАЕС» в НТЦ ВП ЗАЕС розроблені програми підготовки ремонтного персоналу основних технологічних напрямків ремонту і технічного обслуговування обладнання АЕС: тепломеханічне обладнання, устаткування ЦТАВ; електротехнічне обладнання; контроль металу; транспортно-технологічні операції; обробка металів різанням; загальнотехнічна підготовка персоналу та інші. Ведеться планова розробка навчально-методичних матеріалів для проведення тренажерного навчання в ЦПРП НТЦ ВП ЗАЕС. З червня 2018 року на постійній основі проводиться навчання ремонтного персоналу ДП «НАЕК «Енергоатом» згідно з річним планом графіком з використанням технічних засобів спеціального призначення, розміщених в корпусі «Г» НТЦ ВП ЗАЕС. У НТЦ ВП ЗАЕС постійно ведеться облік і контроль термінів розробки та перегляду навчально-методичних матеріалів, використовуваних для підготовки персоналу ВП ЗАЕС в тому числі і певних посад (НЗ АЕС, НЗБ, ПІУБ, ПІУР, НЗТО, ПІУТ, НЗ АЕС, НЗ ЦТАВ) ведеться в ІСОПН «Гамлет». Керівництвом ВП ЗАЕС будуть реалізовані заплановані заходи з модернізації ПМТ ВП ЗАЕС ЕБ1, 3, 5 відповідно з «Програмою модернізації повномасштабних тренажерів енергоблоків АЕС на 2016 - 2020 р.р.» ПМ-Д.0.8.344-15. Виконання заходів підвищать надійність старіючого парку ТЗН ПМТ, а також розширять функціональні можливості ПМТ. Керівництво ВП ЗАЕС



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 321

ставить перед собою цілі поряд з модернізаціями ПМТ, виконати розробку керівництва з управління важкими аваріями, з подальшим впровадженням та навчанням персоналу. В рамках ДП «НАЕК «Енергоатом» створено і функціонує портал знань в структурі системи управління знаннями. Він дозволяє оперативно обмінюватися розробленими навчально-методичними матеріалами між відокремленими підрозділами. У НТЦ ВП ЗАЕС (також як на інших станціях) впроваджена інтегрована система обліку і планування навчання «Гамлет», база даних якої містить розроблені і ті, що реалізовуються, програми підготовки персоналу та навчальні матеріали для проведення навчання. Єдина інформаційна основа системи «Гамлет» для всіх майданчиків дозволяє проводити оперативний обмін інформацією та узгодження в роботі з планування навчання, його реалізації оцінки та звітності. Впровадження нових систем, положень, інструкцій не може гарантувати виключення всіх недоліків і помилок персоналу. Одним з пріоритетних завдань в області ЛФ, є закріплення принципів відкритості і непокарання персоналу, що допустив помилку. Також ВП ЗАЕС продовжить проводити підготовку персоналу, який залучається до роботи в комісії з розслідування порушень в роботі АЕС методиці проведення аналізу порушень і пошуку корінних причин.

2.12.3 Узагальнюючі висновки з аналізу ФБ-12 «Людський фактор»

Підсумком вищезгаданого є виконання головного критерію оцінки ППБ ФБ-12 «Людський фактор» - це наявність системного підходу в питаннях кадрової політики і підготовки персоналу і, як наслідок, пов'язану з ними стійку тенденцію на зниження кількості нерозвинений подій, цехових порушень, а також станційних порушень через помилкові дії персоналу. За результатами аналізу фактора безпеки №12 «Людський фактор» підтверджено, що Експлуатуюча організація приділяє достатньо уваги людському фактору, як фактору, який має прямий вплив на безпечну експлуатацію АЕС. Своєчасна реалізація запланованих заходів з підвищення рівня безпеки, постійна підтримка і підвищення кваліфікації персоналу дозволяють безпечно експлуатувати енергоблок в понадпроектний термін до 04.04.2038 року.

2.13 Фактор безпеки №13 «Аварійна готовність і планування»

Метою аналізу даного фактора безпеки є доказ того, що в ВП ЗАЕС розроблена і введена в дію система аварійної готовності та реагування, включаючи плани заходів щодо захисту персоналу та населення, аварійний запас обладнання та матеріально-технічних ресурсів, аварійні організаційні структури, порядок їх підготовки, кризові центри, а також демонстрація того, що система аварійного реагування відповідає змінам проекту



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 322

енергоблока і соціально-економічних характеристик району розміщення АЕС. Докладний аналіз фактора безпеки розглянуто в документі ЗППБ «Фактор безопасности №13. Аварийная готовность и планирование 21.34.59.ОППБ.13» [155].


Метод оцінки Метод аналізу даного фактора безпеки визначено п. 5.3.3 СОУ-Н ЯЕК 1.004:2007 [6], а саме при розробці даного документа використовувався детерміністичний аналіз результатів оцінки діяльності ВП ЗАЕС з питань аварійного реагування та планування.

Критерії оцінки Критерієм оцінки для даного фактора безпеки є:

відповідність САР ВП ЗАЕС і «Аварійного плану» вимогам нормативної документації;

забезпечення і підтримання аварійного запасу матеріально-технічних ресурсів в обсязі, необхідному для виконання завдань аварійного реагування;

наявність і функціонування кризових центрів і їх відповідність вимогам нормативної документації;

готовність адміністрації АЕС і персоналу енергоблоку до дій по захисту персоналу і навколишнього середовища в разі виникнення надзвичайної ситуації.


2.13.2.1 Інструкції щодо дій в аварійних ситуаціях і при аваріях

На ЗАЕС розроблені аварійні інструкції, які визначають дії персоналу для ліквідації аварій і забезпечення безпеки персоналу та навколишнього середовища. Перелік інструкцій щодо дій в аварійних ситуаціях і при аваріях на енергоблоці №4 ВП ЗАЕС:

04.ГТ.00.ИН.05 «Инструкция по ликвидации аварий и аварийных ситуаций на реакторной установке энергоблока № 4 Запорожской АЭС»;

04.ГТ.00.ИН.03-15 «Инструкция по ликвидации нарушений нормальной эксплуатации на реакторной установке энергоблока № 4 Запорожской АЭС»;

00.ЭЦ.ИП.01 «Инструкция по тушению пожаров в электроустановках ОП ЗАЭС»;



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 323

00123456.ЭЦ.00.ИН.04 «Инструкция по предупреждению и ликвидации аварий в электрической части ЗАЭС»;

1-6.TO.UM.ИЭ.32 «Инструкция по ликвидации повреждений и нарушений в работе теплофикационных установок»;

1-6.ТО.00.ИН.28 «Инструкция по предупреждению и ликвидации технологических нарушений в работе оборудования турбинного отделения энергоблоков №1,2,3,4,5,6».

ІЛА РУ складається з двох частин. У першій частині наведено загальні положення і порядок використання процедур. Друга частина складається з набору окремих процедур, що складають комплект СОАІ. Комплект СОАІ передбачає, що СОАІ підкріплені відповідними аналітичними і технічними обґрунтуваннями, які дають можливість оператору БЩУ більш глибоко і осмислено зрозуміти процес ліквідації порушень, описаний в СОАІ. Зазначені документи не входять до складу ІЛА РУ і використовуються оперативним персоналом БЩУ при початковій підготовці до самостійної роботи і підвищенні кваліфікації. СОАІ призначені для управління РУ оперативним персоналом БЩУ при ліквідації порушень, що викликали досягнення умов спрацювання або спрацювання АЗ реактора і/або захистів САОЗ. СОАІ розроблялися на основі підходу по оптимальному приведенню РУ в безпечний кінцевий стан, постійного контролю критичних функцій безпеки і, в разі необхідності, їх відновлення. Цілі впровадження СОАІ - усунути або зменшити недоліки подієвих аварійних інструкцій, а саме забезпечити:

ефективне управління енергоблоком АЕС при ліквідації порушень, що викликали досягнення умов спрацювання АЗ реактора і/або захистів САОЗ;

представлення інструкцій у формі, зручній для використання при ліквідації порушень.

Використання процедур СОАІ має низку незаперечних переваг перед існуючими ІЛА: вони наочні і зручні у використанні, їх застосування виключає помилки операторів в стресовій ситуації і в умовах дефіциту часу. В даний час Держатомрегулювання узгоджені ІЛАзр для енергоблоків №3,4 ВП ЗАЕС (лист від 21.11.2015 №15-32/4-1/7205). ІЛАзр для енергоблоків №3, 4 введені в дію Вказівкою від 27.11.2015 №ДС-1392 «Про введення в дію (Инструкции по ликвидации аварий и аварийных ситуаций на остановленном реакторе энергоблока №3 ЗАЭС) 03.ГТ.00.ИН.07-12, (Инструкции по ликвидации аварий и аварийных ситуаций на остановленном реакторе энергоблока №4 ЗАЭС) 04.ГТ.00.ИН.07-12». Держатомрегулювання узгоджені КУВА на потужності для енергоблоків №3, 4 ВП ЗАЕС (лист від 24.11.2015 №15-32/4-1/7536). КУВА для



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 324

енергоблоків №3, 4 введені в дію вказівкою від 04.12.2015 №ДС-1420 «Про введення в дію (Руководства по управлению тяжелыми авариями на энергоблоке №3) 03.ГТ.00.РУ.01-14, (Руководства по управлению тяжелыми авариями на энергоблоке №4) 04.ГТ.00.РУ.01-14».

2.13.2.2 Аварійні плани

Основними документами, що регламентують питання захисту населення в разі виникнення аварії на Запорізькій АЕС, є:

План реагування на радіаційні аварії на «Запорізькій АЕС» територіальної підсистеми єдиної державної системи цивільного захисту Запорізької області [158];

План реагування на радіаційні аварії на «Запорізькій АЕС» дніпропетровської територіальної підсистеми єдиної державної системи цивільного захисту [159];

План реагування на радіаційні аварії на ВП «Запорізька АЕС» територіальної підсистеми єдиної державної системи цивільного захисту Херсонської області [160];

План реагування на радіаційні аварії [161]. Плани регламентують порядок дій органів управління і сил територіальних підсистем Єдиної державної системи запобігання і реагування на надзвичайні ситуації в разі виникнення аварії на Запорізькій АЕС, а також основні заходи щодо організації та проведення робіт, узгодження термінів їх виконання, виділення фінансових, матеріальних та інших ресурсів, необхідних для виконання цих заходів і робіт, відповідальних виконавців. «Аварийный план ОП ЗАЭС» 00.ЧС.ПН.01-13 [156] (Далі «Аварийный план») визначає аварійну організаційну структуру ВП ЗАЕС, розподіл відповідальності та обов'язків щодо аварійного реагування, склад засобів аварійного реагування, склад зовнішніх організацій, які беруть участь в аварійному реагуванні, склад і порядок проведення заходів аварійного реагування на майданчику ВП ЗАЕС і в СЗЗ. «Аварийный план» розроблений на підставі вимог ПН-А.0.03.192-12 [157] і узгоджений Держатомрегулювання з листом від 07.07.2014 №19-11/3-4371. Один раз на три роки «Аварийный план» підлягає плановому перегляду. Внесення змін до «Аварийный план» здійснюється відповідно до встановленої на ВП ЗАЕС процедури внесення змін у виробничу документацію і проводиться методом заміни листів, введенням додаткових аркушів.

2.13.2.3 Аварійний запас матеріально-технічних ресурсів

Матеріальний резерв - це особливий запас матеріальних цінностей, призначених для першочергових робіт під час локалізації та ліквідації наслідків аварій і надзвичайних ситуацій на всіх об'єктах ВП ЗАЕС.



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 325

Перелік матеріально-технічних засобів матеріального резерву ВП ЗАЕС для попередження і ліквідації наслідків аварій і надзвичайних ситуацій техногенного та природного характеру наведено в 00.ЧС.ПЛ.02-16 [162]. Номенклатура, обсяги і норми накопичення матеріального резерву розробляються основними підрозділами ВП ЗАЕС, які експлуатують потенційно небезпечні об'єкти та об'єкти підвищеної небезпеки, з урахуванням їх особливостей. Матеріальний резерв використовується тільки для:

здійснення запобіжних заходів у разі загрози виникнення надзвичайних ситуацій;

ліквідації надзвичайних ситуацій техногенного і природного характеру та їх наслідків;

проведення невідкладних відновлювальних робіт. У разі, якщо обсяги матеріального резерву виявилися недостатніми, або були повністю використані в ході ліквідації надзвичайної ситуації техногенного або природного характеру, Комісія з НС ВП ЗАЕС (штаб КАРП) направляє запит про допомогу в Комісію з НС ДП «НАЕК «Енергоатом». Аварійний комплект створюють і підтримують у стані постійної готовності до застосування підрозділів, на базі яких створені аварійні групи та бригади, а також підрозділи, що мають в своєму складі оперативний і черговий персонал. Перелік матеріально-технічних засобів аварійного комплекту ВП ЗАЕС наведено в 00.ЧС.ПЛ.02-16 [162]. Номенклатура аварійного комплекту розробляється підрозділами окремо для кожної аварійної групи або бригади і для кожного робочого місця оперативного і чергового персоналу - в складі і кількості, що забезпечує виконання поставлених перед ними завдань і функцій при проведенні робіт під час аварії. Аварійний комплект використовується тільки в разі ліквідації наслідків аварії. Використання матеріально-технічних засобів аварійного комплекту не за призначенням забороняється. Загальний контроль за станом матеріального резерву і аварійного комплекту в підрозділах ВП ЗАЕС покладається на управління з питань аварійної готовності та реагування. Для виконання робіт з ліквідації наслідків аварії, аварійно-відновлювальних робіт використовується все необхідне і наявне обладнання і матеріали, аварійний комплект і запаси матеріального резерву, а також техніка та спеціальне обладнання.



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 326

2.13.2.4 Кризові центри

Загальні вимоги до кризових центрів встановлені в НП 306.2.02/3.077-2003 [163]. Внутрішній кризовий центр ВП ЗАЕС - це комплекс спланованих і оснащених необхідним обладнанням приміщень, призначений для розміщення в ньому в разі аварії КАРП, штабу КАРП, групи інженерної підтримки (при відсутності окремого ЦТП), іншого аварійного персоналу, представників сторонніх організацій та забезпечення їх діяльності по реагуванню на аварії, захисту персоналу ВП ЗАЕС і населення. Зовнішній кризовий центр ВП ЗАЕС має призначення, аналогічне внутрішньому кризовому центру, проте використовується в тих випадках, коли інженерні засоби захисту і системи життєзабезпечення не можуть забезпечити радіаційний захист персоналу внутрішнього кризового центру. Для реалізації функції з підтримки персоналу БЩУ, експлуатаційного персоналу ВП ЗАЕС з управління аварією на ВП ЗАЕС створено центр технічної підтримки, який знаходиться на території станції і розміщується в захисній споруді №30884. Внутрішній і зовнішній кризовий центр протягом аварії забезпечує населеність за рахунок ослаблення зовнішнього опромінення будівельними конструкціями і оснащення кризового центру необхідними інженерними системами і системами життєзабезпечення. Зовнішній кризовий центр ВП ЗАЕС розміщується поза зоною спостереження Запорізької АЕС у відповідності з технічним рішенням №00.ГТ.00.ТР8002А, узгодженим Держатомрегулюванням №16-18/1951 від 11.04.2006. Кризові центри забезпечують можливість цілодобової роботи в них на протязі аварії. Для отримання верхніх оцінок матеріальних, технічних та інших ресурсів, необхідних для функціонування КЦ, а також для планування заходів щодо захисту персоналу КЦ тривалість аварії (час з моменту введення в дію аварійного плану і скасування дій по ньому) повинна бути не менше 30 діб1. Відповідність кризових центрів ВП ЗАЕС вимогам НП 306.2.02/3.077-2003 [163] підтверджено наступними актами, узгодженими Держатомрегулювання:

акт № 00.ЧС.00.АК.101 відповідності зовнішнього кризового центру ВП ЗАЕС поза зоною спостереження ВП ЗАЕС;

акт № 00.ЧС.00.АК.102 відповідності внутрішнього кризового центру ВП ЗАЕС.

1 Це значення відповідає тривалості радіоактивного викиду, яка враховується в розрахунках можливих наслідків проектних аварій в документах Комісії з ядерного регулювання США (U.S. Nuclear Regulatory Commission Regulatory Guide 1.195 «Methods and Assumptions for Evaluating Radiological Consequences of Design Basis Accidents at Light-Water Nuclear Power Reactors», NRC, USA, May 2003).



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 327

При оголошенні аварійної готовності, за рішенням КАРП (або НЗ АЕС), внутрішній КЦ може бути активізований повністю або частково. Центр технічної підтримки активізується для будь-якого класу аварії. Кризовий центр вважається активізованим після прибуття в нього призначеного аварійного персоналу і при готовності систем і устаткування кризових центрів забезпечити виконання покладених на персонал функцій. Внутрішній кризовий центр ВП ЗАЕС і центр технічної підтримки активізуються також в разі загрози системних аварій в об'єднаній енергосистемі України і пов'язаних з ними ризиками втрати живлення власних потреб АЕС. Кризові центри ВП ЗАЕС оснащені такими основними системами:

системи життєзабезпечення;

апаратурою моніторингу виробничого середовища;

засобами і системами зв'язку;

ПТК системи передачі даних КЦ;

допоміжним офісним обладнанням;

іншими аварійно-технічними засобами КЦ. Системи життєзабезпечення КЦ ВП ЗАЕС призначені для захисту персоналу АЕС від несприятливих факторів, підтримання нормальних умов роботи в КЦ АЕС. Центр технічної підтримки забезпечує підтримку персоналу БЩУ і експлуатаційного персоналу ВП ЗАЕС у разі виникнення аварії. У ЦТП розташована група інженерної підтримки. У ЦТП надходить необхідна інформація від систем контролю і управління енергоблоків, систем діагностики, СППБ, загальностанційних систем, додаткових датчиків і перетворювачів. Персонал ЦТП забезпечується необхідною експлуатаційною, технічною документацією, інструкціями з ліквідації аварій. Персонал ЦТП надає підтримку персоналу БЩУ також при управлінні важкими аваріями з метою: припинення пошкодження ядерного палива, підтримки цілісності гермооболонки і мінімізації радіоактивного викиду.

2.13.2.5 Радіаційний контроль, що здійснюється системами АСРК

Система радіаційного контролю ВП ЗАЕС забезпечує збір, обробку та надання інформації про радіаційні параметри технологічних середовищ, стану захисних бар'єрів на шляху поширення радіоактивних речовин. АСРК використовується також для своєчасного виявлення і класифікації радіаційних аварій та інших небезпечних подій на АЕС. АСРК відповідно до 00.РБ.XQ.Рг.01-15 [151] складається з:

АСРК енергоблоків №1-4 «Вулкан»;

ЦВІСРК енергоблоків №5, 6 і спецкорпусів на базі АКРБ-03;



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 328

ВІС «Кольцо»;

ВІС РК ССВЯП. У 2015 році виконані роботи по реалізації заходу «Впровадження системи підтримки прийняття рішень у випадку радіаційної аварії (РОДОС)», в рамках спільного проекту U1.05 09 Європейської комісії та ДП «НАЕК «Енергоатом» з метою створення сучасної системи підтримки прийняття рішень для екстреного реагування у випадках аварійних ситуацій на АЕС. Технічним рішенням №00.РБ.XQ.ТР.11562 «О вводе в опытную эксплуатацию оборудования для реализации мероприятия «Реконструкция метеорологической площадки. Внедрение системы поддержания принятия решений в случае радиационной аварии (РОДОС)» від 25.12.2015 обладнання введено в експлуатацію. Система РОДОС (RODOS - Real-Тime Оn-line Decision Support System) призначена для екстреного реагування на ядерні та радіаційні аварії, ґрунтуючись на результатах чисельного прогнозу погоди (для моделювання атмосферної дисперсії радіонуклідів) з використанням онлайн-даних з систем радіаційного моніторингу навколо АЕС. Замість існуючої системи ВІС «Кольцо» в рамках КзПБ (№14401- реалізація до 31.12.2019, а №14408 (виконується в рамках КзПБ №14401) - реалізація до 31.12.2020) заплановано створення системи АСКРО. У відповідності з Концептуальним рішенням 00.РБ.XS.РШ.2616 «О модификации автоматизированной системы контроля радиационной обстановки (АСКРО) ОП ЗАЭС» і Галузевим рішенням ОТР-М.1234.03-258.16 «О реализации поста контроля (унифицированного) автоматизированной системы контроля радиационной обстановки АЭС ГП «НАЭК «Энергоатом»: - розроблена ПКП ВП ЗАЕС проектно-кошторисна документація (ПКД) на пости контролю системи АСКРО; - за укладеним план-замовленням №02/27 від 27.07.2016 з ВП «Автоматика та машинобудування» ДП «НАЕК «Енергоатом» (далі по тексту – ВП «АтаМ») виготовлений і поставлений в квітні 2018 року пост контролю уніфікований для системи АСКРО. Оформлено та направлено на погодження до Держатомрегулювання «Техническое решение о монтаже поста радиационного контроля по мероприятию «Пост контроля автоматизированной системы контроля радиационной обстановки АЭС (унифицированный)» 00.РБ.XS.ТР.338-18». - ВП ЗАЕС укладено план-замовлення №02/01 від 07.06.2017 з ВП «АтаМ» на виготовлення і поставку в 2018 і 2019 роках обладнання (постів контролю та центральних пунктів контролю) системи АСКРО. Відповідно до план-графіка реалізації заходів КзПБ на 2018 рік, узгодженого Держатомрегулювання, лист від 20.10.2017 вих. №15-05/6520, термін реалізації заходу КзПБ 14401 «Модернізація систем радіаційного



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 329

контролю (СРК) АЕС» на енергоблоці №4 - 31.12.2019, в ППР-2018 заплановано реалізацію наступних заходів: 1. «Впровадження РК першого контуру по реперних радіонуклідах» (повна реалізація). Поточний стан: - розроблено проектну документацію ЦУА-421-70-РК.ПЗ (проектувальник ВАТ «ХНІПКІ»Енергопроект»). - за укладеним з ВП «АтаМ» план-замовленням від 27.11.2015 №02/42 виготовлено і поставлено обладнання. - оформлені технічні рішення:

• «О внедрении (монтаже) оборудования радиационного контроля первого контура по реперным радионуклидам на энергоблоке №4 в части трубопровода отбора проб и кабельной продукции» 04.РБ.XQ.ТР.2093, погоджено 24.07.2017 ІЯБ на ЗАЕС;

• «О внедрении (монтаже) оборудования радиационного контроля первого контура по реперным радионуклидам на энергоблоке №4» 04.РБ.XQ.ТР.2102, погоджено 06.10.2017 ІЯБ на ЗАЕС. - укладено договір №0102/2018 від 01.02.2018 на виконання БМР з підрядником ТОВ «НМВП «ЕПМ». На енергоблоці №4 відповідно до договору виконуються БМР обладнання. 2. «Заміна блоків та пристроїв детектування (БДМГ, УДЖГ, БДАБ, УДГБ і ін.) на сучасні» (в ППР-2018 - початок реалізації, в листопаді 2019 року - закінчення реалізації); Поточний стан: - розроблено проектну документацію №181612.209.018.ПЗ00 (проектувальник ПАТ «КНІПКІ «Енергопроект»); - за укладеним з ВП «АтаМ» план-замовленням від 28.07.2015 №02/40 в 2017 р. виконана поставка частини обладнання. - оформлено технічне рішення 04.РБ.XQ.ТР.2139 «О монтаже оборудования радиационного контроля по мероприятию «Замена блоков и устройств детектирования (БДМГ, УДЖГ, БДАБ, УДГБ и др.) на современные», погоджено Держатомрегулювання лист від 21.06.2018 вих. №15-14/5-5/4041. - укладено договір №19004-2018 від 18.01.2018 на виконання БМР з підрядником ТОВ «НМВП «ЕПМ». Триває підготовка до проведення БМР.

2.13.2.6 Протиаварійні тренування та навчання

З метою підвищення рівня аварійної готовності та оперативного реагування на можливі аварійні ситуації та аварії техногенного та природного характеру на об'єктах ВП ЗАЕС, згідно наказів ВП ЗАЕС «Про вдосконалення системи аварійної готовності у ВП ЗАЕС» від 09.12.2011



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 330

№1028, «Про внесення змін та доповнень у наказ від 09.12.2011 №1028» від 04.01.2012 №9 створені оперативні групи аварійного реагування зі складу оперативного персоналу (ЕЦ, ЕРП, ЕП, ЦТАВ, ЦТПК, ХЦ, ЦРБ, ЦЗДТУ, ГЦ). Оперативний персонал, який залучається до робіт з оперативного реагування на аварійні ситуації на об'єктах ВП ЗАЕС до прибуття персоналу аварійних груп і бригад негайно реагує на аварійні ситуації. Очолюють групи Провідний інженер управління енергоблоком і начальник зміни ХЦ. Склад аварійних груп і бригад ВП ЗАЕС на 2017 рік визначено наказом «Про призначення особового складу формувань ЦЗ (аварійних груп та бригад) ВП «Запорізька АЕС» у 2017 році» від 24.01.2017 №96. Підготовка аварійного персоналу є невід'ємною функцією системи аварійного реагування ВП ЗАЕС щодо забезпечення аварійної готовності. Організація і проведення протиаварійних тренувань у ВП ЗАЕС проводиться відповідно до вимог положення 00.ВЛ.ПЛ.20-16 [164]. Відповідальними за підготовку персоналу ВП ЗАЕС з питань аварійної готовності та реагування є керівники структурних підрозділів. Підготовка персоналу АГіБ забезпечується відповідно до положення 00.ЧС.ПЛ.04-16 [165]. Навчання персоналу, що входить в аварійні групи та бригади ВП ЗАЕС проводиться у відповідності з «Программой специального обучения работников ОП ЗАЭС, которые входят в состав аварийных групп и бригад (объектовых формирований гражданской защиты)». До практичної підготовки аварійного персоналу відноситься проведення планових і позапланових протиаварійних тренувань (ПАТ). Наказом ВП ЗАЕС з підготовки та проведення загальностанційного тренувань передбачається участь в тренуванні, в якості спостерігачів, інструкторського складу НТЦ, який займається підготовкою аварійного персоналу. Персонал ВП ЗАЕС відповідно до методики МТ-К.0.03.419-10 [166] бере участь в наступних протиаварійних тренуваннях:

спільне з Дирекцією ДП «НАЕК «Енергоатом» загальностанційне протиаварійне тренування;

загальностанційне протиаварійне тренування;

цехове протиаварійне тренування;

блокове протиаварійне тренування;

тренування аварійних груп (бригад);

індивідуальне протиаварійне тренування.



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 331

Основною метою протиаварійного тренування є перевірка готовності персоналу самостійно, оперативно і правильно виконувати дії в аварійному режимі експлуатації АЕС, перевірка знань і навичок аварійного та оперативного персоналу по локалізації та ліквідації аварій і НС, в тому числі в умовах виникнення радіаційної аварії та ліквідації її наслідків, відпрацювання взаємодії з зовнішніми залученими організаціями. При проведенні протиаварійних тренувань виявляються недоліки і розробляються рекомендації, спрямовані на підвищення надійності експлуатації обладнання, вдосконалення навичок прийняття рішень при ліквідації аварії, методів проведення тренувань. Завданнями протиаварійних тренувань є:

систематична перевірка здатності і готовності персоналу швидко і правильно орієнтуватися в аварійних режимах;

вироблення навичок дій відповідно до планів, правил та інструкцій;

навчання персоналу способам попередження аварійних станів і ліквідації наслідків аварій;

відпрацювання взаємодії персоналу в зміні, а також з пожежним, медичним персоналом, членами інших формувань;

перевірка вміння надавати долікарську допомогу, звільняти потерпілого від дії електричного струму, користуватися засобами індивідуального захисту.

У період 02-03.12.2015 року на ВП ЗАЕС було проведено спільне з Дирекцією ДП «НАЕК «Енергоатом» планове протиаварійне тренування на тему: «Комунальна аварія на ВП ЗАЕС, яка виникла в результаті надзвичайної геологічної ситуації в районі розташування Запорізька АЕС і привела до виходу з ладу систем основного і резервного електропостачання АЕС, а також до порушення герметичності гермооболонки енергоблока №1». За результатами спільного тренування розроблено заходи щодо усунення недоліків. Інформація про коригувальні заходи та стан їх виконання представлена в таблиці 2.158. Проблемних питань забезпечення фактора безпеки не виявлено. Таблиця 2.16 План коригувальних заходів з усунення зауважень і пропозицій, виявлених в ході проведення спільного з Дирекцією ДП «НАЕК «Енергоатом» загальностанційного протиаварійного тренування на ВП ЗАЕС в період з 02-03 грудня 2015 року.

№

п/п Зауваження, пропозиції Заходи щодо усунення

зауважень Відповідальний

виконавець

Термін виконання

заходу

1 2 3 4 5

1 Удосконалювати систему обміну повідомленнями між кризовими центрами ДП «НАЕК» Енергоатом», ВП АЕС, ІКЦ ДІЯРУ і територіальними,

Продовжувати вдосконалення системи обміну повідомленнями між кризовими центрами ДП «НАЕК» Енергоатом», ВП

УПАГР постійно



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 332

місцевими органами виконавчої влади.

АЕС, ІКЦ ДІЯРУ і територіальними, місцевими органами виконавчої влади.

2 Відсутня додаткова дорога для евакуації персоналу.

Проаналізувати можливість будівництва додаткової дороги для евакуації персоналу уздовж бризкальних басейну №2 з виїздом на село Мічуріне

УКБ 01.06.2016

(в процесі виконання)

3 Не сформована структура ІС СПРУТ, у напрямку РБіРЗ

Організувати формування структури ІС СПРУТ, у напрямку РБіРЗ

Сформувати папки:

- результати прогнозу радіаційної обстановки при аваріях на ВП ЗАЕС;

- результати радіаційної розвідки при аварії на ВП ЗАЕС;

- рекомендації щодо впровадження контрзаходів. Діючі режими;

- інформаційні повідомлення

УПАГР 01.04.2016

(Виконано)

4 В ході проведення СЗПТ не було використано, придбаний насос ELRO для збору агресивних рідин після проведення дезактиваційних робіт та відкачування затоплення приміщень, приямків і т.д.

Використовувати насос ELRO для збору агресивних рідин після проведення дезактиваційних робіт та відкачування затоплення приміщень, приямків і т.д.

ЦД постійно

5 Розглянути при проведенні наступної СЗПТ можливу ситуацію, коли при проведенні дозиметричного контролю перевищено гранично допустимий рівень радіоактивного забруднення групи евакуйованого персоналу.

Включити в сценарій наступного загальностанційного протиаварійного тренування можливу ситуацію, коли при проведенні дозиметричного контролю персоналом аварійної групи контролю радіаційної обстановки виявлено перевищення гранично допустимого рівня радіоактивного забруднення групи евакуйованого персоналу.

УПАГР, НТЦ, СГТ, ЦРБ

при розробці сценарію

6 При перегляді типового «Аварійного плану АЕС» розглянути питання скасування вимоги п.1.9 Аварійного довідника про заповнення «Картки оповіщення» для осіб, які ведуть оперативний журнал - НЗ АЕС, черговий телефоніст.

Направити лист до ДП «НАЕК» Енергоатом» з питання скасування вимоги п.1.9 Аварійного довідника про заповнення» Картки оповіщення» для осіб, які ведуть оперативний журнал - НЗ АЕС, черговий телефоніст, для внесення змін до «Типовой аварийный план АЭС Украины»

УПАГР 01.04.2016

(Виконано)



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 333

7 Розробити процедуру залучення резерву для заміни членів штабу КАРП, розробити бланк Наказу на введення нових членів КАРП замість вибулих.

Розробити процедуру залучення резерву для заміни членів штабу КАРП, розробити бланк Наказу на введення нових членів КАРП замість вибулих.

УПАГР 01.03.2016

(Виконано)

8 Розробити процедуру заживлення секцій 2-ї категорії надійного живлення від ДГ сусідніх блоків через МРП для забезпечення економії дизельного палива

Розробити процедуру заживлення секцій 2-ї категорії надійного живлення від ДГ сусідніх блоків через МРП для забезпечення економії дизельного палива

ЕЦ, СГСЕР 01.05.2016

(Виконано)

00.ГТ.00ПМ.20-15

9 Організувати видачу в УПАГР схеми електричних мереж України для розміщення в приміщенні штабу КАРП

Видати в УПАГР схему електричних мереж України для розміщення в приміщенні штабу КАРП

СГД, СЕБтаС 01.04.2016

(Виконано)

10 Організувати в ВКЦ ВП ЗАЕС друге робоче місце, обладнане офісною технікою для роботи з програмою «Спрут», на випадок виходу з ладу ПК або МФУ

Видати в УПАГР ПЕОМ, МФУ для організації резервного робочого місце для роботи з програмою «Спрут».

СІТ 01.09.2016

(Виконано)

11 Розглянути можливість узгодження «Прес-релізів» для ЗМІ керівником штабу КАРП за місцем виникнення аварійної ситуації (на рівні Типового аварійного плану)

Направити лист до ДП «НАЕК» Енергоатом» про внесення змін до «Типовой аварийный план АЭС Украины» в частині узгодження «Прес-релізів» для ЗМІ.

УПАГР 01.04.2016

(Виконано)

12 Фіксувати час вручну (не з допомогою комп'ютерного набору) в бланках створюваних документів, що використовуються на протиаварійного тренування, при цьому, виконання даних заходів по реєстрації документів має здійснюватися персоналом бригади діловодства.

Фіксувати час вручну (не з допомогою комп'ютерного набору) в бланках створюваних документів, що використовуються на протиаварійного тренування, при цьому, виконання даних заходів по реєстрації документів має здійснюватися персоналом бригади діловодства.

УПАГР, УРЗМІ, СВНіПБ, СГТ,

ЗВ, ЦРБ

постійно

13 Розмістити робоче місце члена бригади діловодства (що відповідає за реєстрацію вхідної документації, що надходить за допомогою факсових апаратів) там же де встановлені самі факсові апарати.

Розмістити робоче місце члена бригади діловодства (що відповідає за реєстрацію вхідної документації, що надходить за допомогою факсових апаратів) там же де встановлені самі факсові апарати.

УПАГР 01.09.2016

(Виконано)



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 334

14 Розробити ОРД або внести зміни в ВД всім членам груп, бригад, а також членам штабу КАРП і зобов'язати їх в обов'язковому порядку всю відпрацьовувану документацію, що надається їм для виконання в ході тренувань, по закінченню кожного тренувального дня, надавати членам бригади діловодства, для групування її в хронологічному порядку, а також з метою організації контролю за ходом виконання доручень (документів) і подальшої передачі даних документів і журналів обліку документів, працівникові УПАГР, для підготовки звітних матеріалів за результатами тренувань, використовуючи дану базу даних.

При розробці ОРД з підготовки до загальностанційного протиаварійного тренування, зобов'язати всіх членів аварійних груп і бригад, а також членів штабу КАРП, в обов'язковому порядку, всю відпрацьовувану документацію після закінчення кожного тренувального дня, надавати членам бригади діловодства.

УПАГР при проведенні ЗПАТ

(Передбачено при проведенні

ЗПАТ - виконано)

15 Для видачі рекомендацій ДП «НАЕК» Енергоатом» з ліквідації аварії, розглянути можливість передачі параметрів аварійного енергоблоку на інші ВП АЕС.

Розглянути можливість передачі параметрів «аварійного енергоблоку» з ПМТ НТЦ на інші ВП АЕС, в ДП «НАЕК» Енергоатом».

НТЦ 01.06.2016

Можливість розглянута

(включено в план робіт з модернізації

ПМТ1,3,5 термін

виконання 4 кв. 2019)

16 В інформаційних повідомленнях, що надходять з штабу КАРП, в цифрових даних з радіаційної обстановки використовувалися різні формати надання інформації (1 * 10³ мкЗв/год 1000 мкЗв/год).

При підготовці інформаційних повідомлень в зовнішні організації, вказувати в інформаційних повідомленнях цифрові дані по радіаційній обстановці в єдиному форматі.

ЦРБ постійно

17 Повідомлення від ВП ЗАЕС надходили переважно телефоном. З урахуванням обсягів інформації і людського фактора це могло привести до помилок при передачі даних аварійного енергоблоку. Пропонується при інформуванні ІКЦ Держатомрегулювання про розвиток ситуації на аварійному об'єкті повідомляти телефоном тільки коротку інформацію, а більш детальну і розширену передавати встановленою

При інформуванні ІКЦ Держатомрегулювання про розвиток ситуації на аварійному об'єкті повідомляти телефоном тільки коротку інформацію, а більш детальну і розширену передавати відповідно до встановленої «Аварійним планом ВП ЗАЕС» процедури.

СВНіПБ, СГТ, ЦРБ

постійно



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 335

«Аварійним планом ВП ЗАЕС» процедурою.

18 Відповіді на запити ІКЦ Держатомрегулювання про надання додаткової інформації від ВП ЗАЕС надходили з деяким запізненням і в більшості випадків не містили достатньої інформації. Так, наприклад, не було отримано відповіді на запит, чи мало місце пошкодження палива. Інформація на запит параметрів радіаційної обстановки була переважно некоректною (розмірності, числові значення не відповідали ні сценарію, ні запиту).

За запитом ІКЦ Держатомрегулювання надавати додаткову інформацію без затримки і в повному обсязі.

ЗГІЯРБ, СВНіПБ, ЦРБ

постійно

19 Дані, що надійшли від ВП ЗАЕС про аварійні викиди радіоактивних речовин, були неповними (представлені дані тільки про сумарний викид, дані радіонуклідного складу не надані).

При підготовці інформаційних повідомлень надавати дані про аварійні викиди радіоактивних речовин в повному обсязі не тільки про сумарний викид, а й про радіонуклідний склад

ЗГІЯРБ, ЦРБ постійно

20 Виявлено відмінність даних щодо відстані від аварійної АЕС до постів АСКРО і деяких населених пунктів, які опинилися в зоні впливу радіоактивної хмари. Дані про ці відстані відрізнялися як в оперативних повідомленнях ВП ЗАЕС, так і в «Аварійному плані ВП ЗАЕС». Пропонується при підготовці повідомлень до зовнішніх організацій про плановані або вжиті заходи щодо захисту населення вказувати відстань у кілометрах від аварійного енергоблока до найближчої межі населеного пункту і напрям до нього в градусах.

При підготовці інформаційних повідомлень в зовнішні організації про плановані або вжиті заходи щодо захисту населення вказувати відстань у кілометрах від аварійного енергоблока до найближчої межі населеного пункту і напрям до нього в градусах.

ЗГІЯРБ, ЦРБ постійно



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 336

21 Необхідно звернути увагу на наступні аспекти проведення захисних заходів з боку ВП ЗАЕС і видачу рекомендацій:

- евакуацію населення не слід рекомендувати при викиді, це знижує її ефективність; - недоцільно рекомендувати евакуацію без проведення йодної профілактики для дорослих;

- захисні заходи в межах СЗЗ необхідно планувати не тільки для персоналу ВП ЗАЕС, а й для персоналу інших організацій, що працюють або які можуть виявитися в СЗЗ під час аварії.

Привести в «Аварійному плані ВП ЗАЕС» перелік таких організацій і розробити процедуру щодо оповіщення та проведення захисних заходів персоналу цих організацій.

При підготовці рекомендацій звертати увагу на наступні аспекти проведення захисних заходів з боку ВП ЗАЕС:

- евакуацію населення не слід рекомендувати при викиді, це знижує її ефективність;

- недоцільно рекомендувати евакуацію без проведення йодної профілактики для дорослих;

- захисні заходи в межах СЗЗ необхідно планувати не тільки для персоналу ВП ЗАЕС, а й для персоналу інших організацій, що працюють або які можуть виявитися в СЗЗ під час аварії.

Направити в ДП «НАЕК» Енергоатом» лист про внесення змін до «Типовой аварийный план АЭС Украины» в частині переліку таких організацій і процедури щодо оповіщення та проведення захисних заходів персоналу цих організацій.

ЗГІЯРБ, ЦРБ

УПАГР

постійно

01.04.2016

(Виконано)

22 Звернути увагу керівників організаційних аварійних структур (КАРП - керівникам Комісії з НС) на неухильне дотримання вимог нормативних, організаційних та інших документів, які регламентують взаємодію АЕС з кризовими структурами і окремими посадовими особами Держатомрегулювання під час порушень в роботі АЕС (протиаварійні тренування включно).

Керівникам організаційних аварійних структур (членам комісії з НС - штаб КАРП) неухильно дотримуватися вимог нормативних, організаційних та інших документів, які регламентують взаємодію АЕС з кризовими структурами і окремими посадовими особами Держатомрегулювання під час порушень в роботі АЕС (протиаварійні тренування включно).

членам штабу КАРП

постійно

23 Забезпечити достовірність, лаконічність, своєчасність і доступність для широкого кола інформації, яка надається в прес-релізах і інших інформаційних повідомленнях для ЗМІ (з відсутністю будь-яких абревіатур і скорочень, зрозумілих лише фахівцям)

При підготовці «Прес-релізів» та інших інформаційних повідомлень для ЗМІ забезпечити достовірність, лаконічність, своєчасність і доступність для широкого кола інформації, яка надається в них (з відсутністю будь-яких абревіатур і скорочень, зрозумілих лише фахівцям)

УРЗМІ постійно



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 337

24 При розробці сценаріїв подальших СЗПТ відображати повну втрату комунікації і зв'язку (хоча б для підрозділів або частин території, будівель, об'єктів і ін. проммайданчика, повну втрату освітлення, втрату контролю за частиною важливих параметрів, за активною зоною реактора. Розглянути розвиток подій всередині ГО і басейнах витримки відпрацьованого палива в умовах довготривалого повного знеструмлення (порушення в роботі об'єднаної енергосистеми України) і використанні як внутрішнього, так і зовнішнього кризових центрів АЕС з метою реального відпрацювання переміщення штабу КАРП і перевірки працездатності всіх систем.

При розробці сценаріїв подальших СЗПТ відображати повну втрату комунікації і зв'язку (хоча б для підрозділів або частин території, будівель, об'єктів і ін. проммайданчика, повну втрату освітлення, втрату контролю за частиною важливих параметрів, за активною зоною реактора). Розглянути розвиток подій всередині ГО і басейнах витримки відпрацьованого палива в умовах довготривалого повного знеструмлення (порушення в роботі об'єднаної енергосистеми України) і використанні як внутрішнього, так і зовнішнього кризових центрів АЕС з метою реального відпрацьовування переміщення штабу КАРП і перевірки працездатності всіх систем.

СГТ, НТЦ, ЦРБ, СГД

при розробці сценарію

25 Організовувати та реалізовувати заходи аварійної готовності, в тому числі - підготовку і проведення протиаварійних тренувань, здійснювати з дотриманням рекомендацій, викладених в «Повідомленнях про значний досвіді експлуатації» WANO SOER «Сложные погодные условия», WANO SOER 2002-2 «Надежность аварийного электроснабжения» и WANO SOER 2011-2 «Повреждение топлива на АЭС Фукусима-Дайичи, вызванное землетрясением и цунами» SOER 2011-4 «Безотлагательные действия по принятию мер при длительной потере всех источников электроснабжения переменного тока».

При підготовці та проведенні СЗПТ дотримуватися рекомендацій, викладених в «Повідомленнях про значний досвіді експлуатації» WANO SOER 2002-1 «Сложные погодные условия», WANO SOER 2002-2 «Надежность аварийного электроснабжения» и WANO SOER 2011-2 «Повреждение топлива на АЭС Фукусима-Дайичи, вызванное землетрясением и цунами» SOER 2011-4 «Безотлагательные действия по принятию мер при длительной потере всех источников электроснабжения переменного тока».

СГТ, НТЦ, ЦРБ, СГД

постійно

У 2017 році 16 листопада проводилося загальностанційне протиаварійне тренування на ВП ЗАЕС на тему «Комунальна аварія на енергоблоці №1, яка виникла в результаті надзвичайної геологічної ситуації і призвела до



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 338

витікання теплоносія першого контуру з накладенням відмов САОЗ, порушенням герметичності гермооболонки, відмов систем основного і резервного електропостачання АЕС». Підготовлено та оброблені акти перевірки готовності персоналу цехів і підрозділів в ВП «Запорізька АЕС» в ході проведення загальностанційного протиаварійного тренування. За результатами проведеного тренування розроблено заходи щодо усунення недоліків. Інформація про коригувальні заходи та стан їх виконання представлена в таблиці 2.19. Проблемних питань забезпечення фактора безпеки не виявлено. Таблиця 2.17 План коригувальних заходів щодо усунення недоліків, виявлених в ході проведення загальностанційного протиаварійного тренування в ВП ЗАЕС 16 листопада 2017 року.

№

п/п Зауваження та пропозиції,

отримані в ході ЗПАТ Найменування заходів Відповідальний виконавець

Термін виконання

1

При оповіщенні черговим телефоністом не було проведено оповіщення по стаціонарній телефонній мережі і мобільному зв'язку, а також не був проведений запуск електросирен.

1.1 Перевірити список опові-щення на робочому місці чергового телефоніста. ЦЗДТУ, УПАГР

15.01.2018

(Виконано) 1.2 Провести черговому телефо-ністові позаплановий інструктаж про порядок оповіщення на випадок раді-аційної аварії або іншої НС.

ЦЗДТУ 15.01.2018

(Виконано)

2

Не якісна чутність з комутатора гучномовного зв'язку «Рябина» з приміщення 033 ВКЦ ВП ЗАЕС при запуску радіовузла і командно-пошукового зв'язку.

2 Забезпечити якісну чутність з комутатора гучномовного зв'язку «Рябина» з приміщення №033 ВКЦ ВП ЗАЕС при запуску радіовузла і командно-пошукового зв'язку.

ЦЗДТУ постійно

3

У ЦТП відсутній факсимільний зв'язок, для передачі інформації від ГІП в штаб КАРП.

3.1 Забезпечити ЦТП апаратом факсмільного зв'язку. ЦЗДТУ, УПАГР

15.01.2018

(Виконано)

3.2 Підготувати телефонний довідник абонентів ВКЦ. УПАГР

30.01.2018

(Виконано)

4

Відсутня можливість здійснювати трикрокову комунікацію в ситуації з великою кількістю одночасних доповідей і розпоряджень.

4 Проаналізувати можливість внесення зміни в «Инструкцию по производству оперативных переключений и переговоров, оповещение персонала и отдачи распоряжений на ЗАЭС» 00.ГД.ИН.02-15 для визначення порядку ведення переговорів при виникненні аварійної ситуації.

СГД

30.03.2018

(Виконано)

5

Внести зміни в документацію, щоб уникнути помилкового тлумачення однакової абревіатури різних термінів МНУ (машиніст насосних установок і мобільна насосна установка).

5 Проаналізувати можливість внесення змін до ТД щоб уникнути помилкового тлумачення однакової абревіатури різних термінів МНУ (машиніст насосних установок і мобільна насосна установка).

ЕП 30.03.2018

(Виконано)

6 Розробити інструкцію з організації пункту санітарної

6 Виконати розробку «Порядка выполнения дезактивации транспорта ЗГІ ЗО, ЦД, ТЦ

30.03.2018

(Виконано)



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 339

обробки техніки на базі мийки ТЦ.

в помещении механизированной мойки транспортного цеха».

7 Розробити пам'ятку члена штабу КАРП на випадок радіаційної аварії.

7 Розробити пам'ятку члена штабу КАРП на випадок радіаційної аварії. УПАГР

30.05.2018

(Виконано)

8

Провести навчальне заняття з членами комісії з НС (штабу КАРП) по організації інформаційного обміну між учасниками аварійного реагування

8 Організувати і провести навчальне заняття з членами комісії з НС (штабу КАРП) по організації інформаційного обміну між учасниками аварійного реагування.

УПАГР, ЗВ, ПТС

30.04.2018

(Виконано)

9

При підготовці сценарію для ЗПАТ або СЗПТ планувати вступні про перевірку систем життєзабезпечення внутрішнього ВКЦ.

9 Планувати вступні по перевірці систем життєзабезпечення внутрішнього кризового центру. УПАГР постійно

10 Встановити в прим. 033 ВКЦ на робочому столі бригади діловодства настільну лампу.

10 Встановити в прим. №033 ВКЦ на робочому столі бригади діловодства настільну лампу.

УПАГР 31.01.2018

(Виконано)

2.13.3 Узагальнюючі висновки з аналізу ФБ-13 «Аварійна готовність і планування»

За результатами аналізу системи аварійної готовності та реагування можна зробити наступні висновки:

відповідно до вимог ЕГС розроблено, затверджено та введено в дію в установленому порядку наступні аварійні плани: - «Аварийный план ОП «Запорожская АЭС» [156]; - План реагування на радіаційні аварії на Запорізькій АЕС

територіальної підсистеми єдиної державної системи цивільного захисту Запорізької області [158];

- План реагування на радіаційні аварії на Запорізькій АЕС дніпропетровської територіальної підсистеми єдиної державної системи цивільного захисту [159];

- План реагування на радіаційні аварії на ВП «Запорізька АЕС» територіальної підсистеми єдиної державної системи цивільного захисту Херсонської області [160];

- План реагування на радіаційні аварії [161];

на основі «Аварійного плану» для кожного підрозділу ВП ЗАЕС розроблені відповідні аварійні плани. «Аварійний план» переглядається з періодичністю один раз на три роки. Існуючий в даний час «Аварійний план» узгоджений Держатомрегулювання;

у ВП ЗАЕС створено і підтримується в стані готовності аварійний комплект (об'єктовий матеріальний резерв і аварійні комплекти аварійних груп, бригад) контрольно-вимірювальних приладів і обладнання, засобів індивідуального захисту, засобів дезактивації та



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 340

санітарної обробки, інструментів і пристосувань, спеціальної техніки, транспортних засобів і інших аварійно-технічних засобів з метою його екстреного використання в разі аварії на АЕС. Один раз на рік комісія, створена за розпорядженням генерального директора, перевіряє наявність, стан, номенклатуру і умови зберігання аварійного комплекту;

комплект документації, необхідний для застосування в разі виникнення аварійних ситуацій і аварій на енергоблоках ВП ЗАЕС, є достатнім і містить в собі перелік всіх необхідних дій персоналу в залежності від стану енергоблока;

у ВП ЗАЕС створено зовнішній і внутрішній кризові центри, які оснащені сучасними засобами діагностики та контролю радіаційних параметрів і укомплектовані необхідною кількістю документації та штатного персоналу. Персонал кризових центрів забезпечений аварійною документацією. Відповідність кризових центрів вимогам нормативної документації підтверджена відповідними актами, узгодженими з Держатомрегулювання;

розроблений і діє регламент 00.ЧС.РГ.02-16 [167], який визначає форми і режими інформаційної взаємодії учасників аварійного реагування, склад інформації, що передається з кризових центрів ВП ЗАЕС, порядок підготовки, реєстрації, передачі та прийому інформації в КЦ, порядок інформаційного обміну КЦ ВП ЗАЕС з кризовими центрами рівня Дирекції ДП «НАЕК» Енергоатом», іншими зацікавленими органами, які беруть участь в аварійному реагуванні. Створено підсистеми передачі і відображення даних ВП ЗАЕС в ІКЦ Держатомрегулювання. Організовано робочі місця представників Держатомрегулювання України, ДСНС України в кризових центрах ВП ЗАЕС, оснащені засобами зв'язку з цими органами;

готовність адміністрації АЕС і персоналу енергоблоку до дій по захисту персоналу і навколишнього середовища в разі виникнення надзвичайної ситуації: - введена в дію і функціонує у всіх режимах експлуатації АСРК, яка

забезпечує безперервний автоматичний контроль радіаційної обстановки на майданчику ВП ЗАЕС, в санітарно-захисній зоні, зоні спостереження в умовах нормальної експлуатації та в разі аварії на ВП ЗАЕС. АСРК забезпечує контроль радіаційних параметрів стану захисних бар'єрів, що локалізують радіоактивність або перешкоджають її поширенню, а також - контроль радіаційної обстановки на шляхах евакуації персоналу при радіаційної аварії, з видачею інформації на оперативні робочі місця і робочі місця керівників. АСРК створена як система раннього виявлення радіаційних аварій;

- з метою підвищення рівня аварійної готовності та оперативного реагування на можливі аварійні ситуації та аварії техногенного та природного характеру на об'єктах ВП ЗАЕС створено оперативні



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 341

групи аварійного реагування зі складу оперативного персоналу (ЕЦ, ЕРП, ЕП, ЦТАВ, ЦТПК, ХЦ, ЦРБ, ЦЗДТУ, ГЦ);

для підготовки персоналу ВП ЗАЕС до дій в умовах аварії, вдосконалення його знань і навичок з ліквідації наслідків аварії періодично проводяться протиаварійні тренування. Порядок організації проведення протиаварійних тренувань у ВП ЗАЕС визначено МТ-К.0.03.419-10 [166] і відповідними ОРД ВП ЗАЕС.

Виходячи з наведеного вище можна зробити висновок, що система аварійної готовності та планування ВП ЗАЕС відповідає нормативним вимогам і забезпечує готовність до реагування на аварії та надзвичайні ситуації на АЕС в період довгострокової експлуатації, і енергоблок №4 може безпечно експлуатуватися в понадпроектний термін до 04.04.2038 року.

2.14 Фактор безпеки №14 «Вплив експлуатації АЕС на навколишнє середовище»

Метою аналізу цього фактора безпеки є демонстрація того, що на АЕС існує і реалізовується програма контролю радіаційного впливу на навколишнє середовище і що цей вплив не перевищує нормативних меж. Докладний аналіз фактора безпеки розглянуто в документі ЗППБ Фактор безопасности №14. «Воздействие эксплуатации АЭС на окружающую среду. 21.34.59.ОППБ.14» [168].

2.14.1 Підходи і обсяг аналізу по фактору «Вплив експлуатації АЕС на навколишнє середовище»

Завданням написання звіту з фактору безпеки «Вплив експлуатації АЕС на навколишнє середовище» є:

опис існуючої системи радіаційного контролю впливу ЗАЕС на навколишнє середовище, здійснюваних заходів щодо модернізації цієї системи, подання на підставі результатів моніторингу інформації про фактичний вплив АЕС на навколишнє середовище;

проведення порівняльного аналізу результатів фактичного впливу ЗАЕС на навколишнє середовище з встановленими межами;

надання інформації про діяльність, спрямовану на зниження радіаційного впливу АЕС на навколишнє середовище, і про відсутність передумов для перевищення встановлених меж в період понадпроектної експлуатації.

Основним інструментом для отримання інформації про стан цього фактора безпеки і його аналізу є інформаційна система оцінки поточного рівня безпеки (ІС ПРБ), розроблена в ДП «НАЕК» Енергоатом» на підставі і відповідно до галузевого стандарту «Система оценки уровня эксплуатационной безопасности и технического состояния атомных электрических станций с водо-водяными энергетическими реакторами» СТП 0.41.066-2006 [117].



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 342

Критерієм позитивної оцінки даного фактора є відповідність значень показників експлуатаційної безпеки допустимим і нормованим значенням, встановленим органами державного регулювання ядерної та радіаційної безпеки, а також експлуатуючою організацією. В якості оцінки для даного фактора встановлені наступні критерії:

на ЗАЕС діє ефективна система контролю радіаційного впливу АЕС на навколишнє середовище;

фактичний вплив АЕС на навколишнє середовище не перевищує встановлені межі і відсутні передумови для перевищення меж в період понадпроектної експлуатації;

ЗАЕС проводить планомірну діяльність, спрямовану на зниження радіаційного впливу АЕС на навколишнє середовище.


2.14.2.1 Існуючі на ЗАЕС джерела радіаційного впливу на навколишнє середовище

Основними джерелами радіаційної небезпеки в ВП ЗАЕС є:

реактор, включаючи внутрішньокорпусні пристрої, теплоносій першого контуру;

басейн витримки і перевантаження;

відпрацьоване ядерне паливо;

трубопроводи і обладнання першого контуру (циркуляційні насоси, парогенератори, компенсатор тиску, засувки і т. д.);

системи спеціального водоочищення і її обладнання;

забруднені радіоактивними речовинами трубопроводи і обладнання вентиляційних систем і спецгазоочистки;

деталі і механізми СУЗ, датчики КВП і радіаційного контролю, безпосередньо пов'язані з вимірами параметрів першого контуру;

РАВ;

радіоактивні джерела, що поставляються для технічних потреб (для дефектоскопії, повірки та градуювання апаратури та ін.).

При експлуатації АЕС в нормальному режимі забезпечується локалізація основної кількості радіоактивних продуктів в реакторній установці і в спеціальних системах водо- і газоочистки. Однак, по ряду причин, незначна частина радіонуклідів все ж виходить в навколишнє середовище. Величина надходження радіоактивних речовин в навколишнє середовище, в основному, обумовлена виходом радіоактивних газів з деаераторів підживлення і баків організованих протікань, а також через можливі нещільності в різних технологічних системах, що містять радіоактивні речовини. Для зниження активності викиду виконується очищення



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 343

радіоактивного повітря на спеціальних фільтрах, встановлених в вентиляційних системах, після очищення в системі спецгазоочистки (СГО) газова суміш викидається в венттрубу. При порушенні герметичності парогенераторів продукти ділення надходять в теплоносій другого контуру, а у разі порушення герметичності 2-го контуру можливе попадання радіоактивних речовин у виробничі приміщення зони «вільного» режиму і через систему дренажів обладнання машзалу і дренажів підлоги машзалу в навколишнє середовище в ставок-охолоджувач ЗАЕС . Потенційно можливим джерелом радіоактивних скидів може бути скидання вод, що надходять з контрольних баків системи переробки трапних вод TD і TR (СВО 3), системи очищення вод спецпралень TX (СВО 7), в бризкальні басейни відповідальних споживачів групи А і при їх продуванні з водами промзливової каналізації в ставок-охолоджувач ЗАЕС. Основними складовими іонізуючого випромінювання, від якого обслуговуючий персонал атомної станції отримує основні дозові навантаження, є:

нейтронне і гамма-випромінювання активної зони реактора;

захватне гамма-випромінювання від корпусу реактора і внутрішньокорпусних пристроїв;

випромінювання теплоносія I контуру;

випромінювання продуктів корозії, що відклалися на внутрішніх поверхнях I контуру;

випромінювання середовищ, що переробляються на установках спеціального водоочищення і спецвентиляції;

випромінювання від твердих і рідких РАВ. 2.14.2.2 Граничні величини скидів і викидів радіонуклідів в режимі нормальної експлуатації енергоблоків і АЕС в цілому

Перелік радіонуклідів і значення допустимого викиду (ГВi) для ВП ЗАЕС визначається чинним в ВП ЗАЕС документом «Допустимый газо-аэрозольный выброс Запорожской АЭС (радиационно-гигиенический регламент первой группы)» 00.РБ.XQ.Рг.04-12 [169], введеним Вказівкою 0-224 від 21.02.2013. Допустимий викид встановлюється на основі квоти ліміту дози (відповідно до пп. 5.5.5 - 5.5.6 НРБУ-97 [15]) ]) і вихідних даних, які є специфічними для АЕС. Допустимий викид не залежить від кількості енергоблоків АЕС, які знаходяться в експлуатації і їх потужності. Перевищення допустимого викиду при нормальному режимі експлуатації АЕС не допускається (відповідно до п. 5.5.7 НРБУ-97 [15]). Числові значення меж викиду встановлені в документі [169], наведені в таблиціТаблиця 2.18, розраховані відповідно до документа «Порядок



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 344

установления допустимых уровней сбросов и выбросов АЭС Украины (радиационно-гигиенические регламенты I группы). Методические указания» от 01.08.2002. Контрольні та адміністративно-технологічні рівні, що діють в даний час в ВП ЗАЕС, наведені в таблиціТаблиця 2.18.


ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 345

Таблиця 2.18 Встановлені в ВП ЗАЕС допустимі (ДР), контрольні (КР), адміністративно-технологічні (А-ТР) рівні викидів

Назва документа Умова встановлення контроль Радіонуклід (група нуклідів) Значення Дата введення

на ЗАЕС Допустимий газо-аерозольний ви-кид Запорізької АЕС (радіаційно-гігієнічний рег-ламент I групи) 00.РБ.XQ.Рг.04

Встановлено таким чи-ном, щоб забезпечити не перевищення квоти лімі-ту дози (40 мкЗв/рік) для населення на межі СЗЗ за рахунок всіх шляхів фо-рмування дози з ураху-ванням місцевих метео-рологічних параметрів. Величина допустимого викиду не залежить від кількості енергоблоків, які знаходяться в екс-плуатації

Величина ДВ не буде перевищена, якщо викону-ються обидві з таких нерівностей:

,

де Вi - фактичний добовий викид i-го радіонукліда (групи радіонуклідів, нормованої як один вид за-бруднення);

- середній за календарний місяць добовий викид i-го радіонукліда (групи радіонуклідів); ГВi - межа викиду i-го радіонукліда (групи радіо-нуклідів). Невиконання хоча б однієї з нерівностей (1) озна-чає перевищення величини ДВ. Додавання у формулі (а) здійснюється за трьома групами радіонуклідів: ДЖН, ІРГ і йод (перші три рядки таблиці). Додавання у формулі (б) здійснюється по п'ятнад-цятьох радіонуклідах (групах радіонуклідів), наве-дених в таблиці (рядки 2 - 16: від ІРГ до 3H; з суми виключаються ДЖН). Контроль викиду 3H здійснюється з моменту вве-дення в експлуатацію засобів вимірювання і мето-дики його контролю. Якщо значення фактичного викиду нижче МДР, то використовується значення, відповідне половині МДР даного радіонукліда

ІРГ (будь-яка суміш) ДЖН Йоди (газо-ва+аерозольна фази) 51Cr

54Mn 59Fe

58Co 60Co 89Sr 90Sr 95Zr

95Nb

110mAg 134Cs

137Cs 3H

ГВi, ГБкдоба-1:: 69000 2.2 6.0 1600 9.3 25 27 0.53 31 0.6 16 61 0.79 1 0.94 1900

03.2013

Контрольні рівні викидів радіоак-тивних речовин Запорізької АЕС (радіаційно-

Регламентують сумарний викид в атмосферу через венттруби шести енерго-блоків і двох спецкорпу-сів. Встановлено на підс-

Встановлено для наступних засобів і методів конт-ролю:

- безперервний контроль інертних радіоактивних газів (ІРГ) за допомогою каналів УДГБ-08 (АКРБ-03), УДГ-1АБ ( «Вулкан»);

ІРГ

ДЖН

радіойод

770 ГБК/доба 8,8 МБк/доба

24 МБк/доба

01.2017


ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 346


на ЗАЕС гігієнічний рег-ламент першої групи

таві статистичного аналі-зу фактичних величин викидів за період з 2011 по 2015 роки

- радіометричного контролю довгоживучих нуклідів (ДЖН) методом відбору на фільтри АФА-РМП-20 при експозиції 1 добу і вимірі через 1 добу після відбору проби за допомогою комбінованого радіометра КРК-1; - гамма-спектрометричного контролю газової та аерозольної фракцій радіоактивного йоду методом осадження на аналітичні фільтри (АФА-РМП-20 і АФАС-І-20) за допомогою двоканального гамма - спектрометричного комплексу СЕГ-002 з напівпрові-дниковими детекторами ДГДК-80 і БДЕГ-10180; гамма-спектрометричних вимірювань фільтрів АФА-РМП-20 добового контролю, об'єднаних по кожній точці контролю за місяць, на спектрометрі енергій гамма-випромінювання напівпровідниковому СЕГ-002 «АКП-П»; - радіохімічне виділення Sr-90 з фільтрів АФА-РМП-20 добового контролю, об'єднаних по кожній точці контролю за квартал.

Co-60

Cs-134 Cs-137

65 МБк/міс.

130 МБк/міс.

120 МБк/міс.

Адміністративно-технологічні рівні радіаційних па-раметрів на АЕС ПЛ-Д.026.347-05

Встановлено в допов-нення до контрольних рівнів окремо для кож-ного джерела викиду (енергоблок, спецкорпус) і режимів експлуатації (робота на номінальній потужності, плановий ремонт). Сума величин А-ТР газо-аерозольних викидів по всіх наявних джерелах викидів не повинна пе-ревищувати чинного на АЕС відповідного конт-рольного рівня, узгодже-ного з регулюючим ор-ганом

Проводиться контроль параметрів добового конт-ролю ІРГ, ДЖН, йоду і реперних радіонуклідів Cs-137, Co-60 місячного контролю викидів

ІРГ, ГБК/доба енергоблок Спецкопус ДЖН, МБк/доба Енергоблок Спецкопус Йод, МБк/доба Енергоблок Спецкопус Cs-137, МБк/міс Енергоблок Спецкорпус Co-60, МБк/міс Енергоблок Спецкорпус

Ремонт На по-тужнос-ті

04.2005

400 (600*) 200 1,5 1,0 20 15 2,0 3,0 4,0 1,5

400 200 0,8 1,0 5,0 15 1,0 3,0 1,0 1,5


ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 347


на ЗАЕС * Діє протягом п'яти діб після зупинки енергоблока

Наведені в таблицях 2.25, 2.26, 2.27, 2.28 рівні демонструють динаміку значень ДР, КР і А-ТР газо-аерозольних викидів радіонуклідів на протязі 1997 - 2017 років. Таблиця 2.25 Допустимі рівні газо-аерозольних викидів ЗАЕС в атмосферу за період 1997-2017 рр., ГБк/доба

Період ІРГ ДЖН Йоди 51Cr 54Mn 59 Fe 58Co 60Co 89Sr 90Sr 95Zr 95Nb 110m Ag 134Cs 137Cs 3H

з 1997 до 2003 148000 0,37 (КЖН – 0,296)

1,5 1110 3,7 18,5 0,33 37 1,1 0,74 1,48

з 2004 - до 03.2013 87000 0,55 7,1 910 4,4 14 13 0,25 34 0,7 19 36 0,73 0,59 0,54 2400 з 03.2013 по тепері-шній час 69000 2,2 6,0 1600 9,3 25 27 0,53 31 0,6 16 61 0,79 1 0,94 1900

Таблиця 2.26 Контрольні рівні газо-аерозольних викидів ЗАЕС в атмосферу за період 2003-2017 рр.

Період ІРГ ДЖН Йоди Сr-51 Mn-54 Fe-59 Co-58 Co-60 Zr-95 Nb-95 Ag-110m Cs-134 Cs-137 Sr-89 Sr-90

ГБК/доба кБк/доба кБк/міс. кБк/квартал

з 2003 до 2005 рік 1,7E+03 9,3E+03 3,2E+05 1,1E+05 8,3E+03 4,1E+03 1,1E+04 3,2E+04 7,2E+03 1,3E+04 3,5E+03 3,1E+03 8,1E+03 - 8,8E+02

з 2006 до 11.2009 1,1E+03 1,1E+04 2,3E+05 3,1E+04 4,8E+03 - 7,0E+03 1,6E+04 7,2E+03 1,3E+04 2,8E+03 8,6E+03 1,2E+04 - 1,1E+03

з 2009 до 06.2013 1,3E+03 5,3E+03 1,6E+05 3,1E+04 4,2E+03 2,2E+03 6,9E+03 1,1E+04 4,8E+03 7,8E+03 2,5E+03 1,1E+04 1,3E+04 1,4E+04 1,1E+03

з 2013 –до 01.2017

1,9E+03 8,8E+03 3,9E+04 - - - - 6,5E+04 - - - 1,3E+05 1,2E+05 - -

з 01.2017 по тепе-рішній час

7,7Е+02 8,8Е+03 2,4Е+04 - - - - 6,5Е+04 - - - 1,3Е+05 1,2Е+05 - -


ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 348

Таблиця 2.27 Адміністративно-технологічні рівні викидів на ВП ЗАЕС за період 2003-2017 рр.

Період ІРГ, ГБк/доба ДЖН, МБк/доба Йод, МБк/доба Cs-137, МБк/міс. Co-60, МБК/міс.

Стан Енергоблок СК Енергоблок СК Енергоблок СК Енергоблок СК Енергоблок СК

з 2003 до 04.2005

Ремонт 400 200 2,5 1,5 20 15 - - - - На потужності 400 200 0,6 1,5 5 15 - - - -

з 05.2005 - даний час

Ремонт 400 (600*) 200 1,5 1 20 15 2 3 4 1,5

На потужності 400 200 0,8 1 5 15 1 3 1 1,5

* - діє протягом 5 діб після зупинки Таблиця 2.28 Газо-аерозольні викиди об'єктами ВП ЗАЕС за період з 2010 по 2017 роки

Періоди контролю

(рік)

ІРГ, ГБк/рік

ДЖН Йоди Cs-137 Cs-134 Co-60 Co-58 Mn-54 Cr-51 Sr-90 кБк/рік кБк/рік

2010 3,29Е+04 2,99Е+05 8,75Е+04 7,17Е+03 4,08Е+03 9,00Е+03 2,89Е+03 2,67Е+03 2,37Е+04 4,78Е+02 2011 3,30Е+04 2,62Е+05 9,22Е+04 4,92Е+03 3,90Е+03 9,09Е+03 2,65Е+03 2,11Е+03 1,99Е+04 5,73Е+02 2012 3,24Е+04 2,16Е+05 8,50Е+04 3,28E+03 2,11E+03 4,37E+03 1,87E+03 1,74E+03 1,85E+04 5,38Е+02 2013 3,24Е+04 2,45Е+05 1,37Е+05 4,28Е+03 2,00Е+03 4,86Е+03 2,24Е+03 1,78Е+03 1,72Е+04 7,26E+02 2014 2,92Е+04 3,05Е+05 8,65Е+04 8,72E+03 2,54E+03 5,75E+03 2,48E+03 2,23E+03 1,94E+04 1,09Е+03 2015 2,90Е+04 2,83Е+05 1,22Е+05 8,63E+03 4,22E+03 7,00E+03 2,19E+03 2,35E+03 1,90E+04 3,41Е+02 2016 2,93E+04 2,62E+05 9,11E+04 7,51E+03 2,82E+03 7,41E+03 2,59E+03 3,01E+03 1,99E+04 5,03Е+02 2017 3,02E+04 2,89E+05 1,04E+05 8,26E+03 2,20E+03 1,03E+04 2,05E+03 1,94E+03 1,59E+04 4,90Е+02



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 349

Контроль величини водного скиду Значення меж скидів (ГСi) радіоактивних речовин, надходження яких в навколишнє середовище допустимого з водним скиданням ВП ЗАЕС визначається чинним в ВП ЗАЕС документом [217. Допустимий скид встановлений на основі квоти ліміту дози (відповідно до пп. 5.5.5 - 5.5.6 НРБУ-97 [15]) і вихідних даних, які є специфічними для ЗАЕС. Допустимий скид не залежить від кількості енергоблоків АЕС, які знаходяться в експлуатації, і їх потужності. З метою додаткового контролю технологічних режимів експлуатації станції додатково до контрольних рівнів в ВП ЗАЕС Вказівкою №381 від 12.04.2005 ДП «НАЕК «Енергоатом» введені адміністративно-технологічні рівні (А-ТР) скидів радіоактивних речовин в навколишнє середовище. Діючі значення допустимого скидання, контрольні та адміністративно-технічні рівні скидів представлені в таблицях 2.29, 2.30, 2.31 відповідно. Таблиця 2.29 Діючі значення допустимого водного скиду радіоактивних речовин на ВП ЗАЕС

Радіонуклід Значення, ТБк/рік Радіонуклід Значення,

ТБк/рік

Н-3 1900 Zr-95 1,40

Cr-51 100 Nb-95 4,50

Mn-54 3,30 Ru-106 2,10

Fe-59 0,32 Ag-110m 1,60

Co-58 3,50 I-131 0,95

Co-60 1,10 Cs-134 0,062

Zn-65 0,30 Cs-137 0,091

Sr-89 6,30 Ce-144 0,35

Sr-90 0,24

Таблиця 2.30 Діючі контрольні рівні водних скидів на ВП ЗАЕС

Радіонуклід Значення, МБк/кв.

Тритій 1,8E+07

Co-60 1100

Sr-90 240

Cs-134 62

Cs-137 91

Таблиця 2.31 Діючі адміністративно-технологічні рівні водних скидів на ВП ЗАЕС




ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 350


Cs-137 120 Co-60 60 Н-3 12000000

Перевищення допустимого скиду при нормальному режимі експлуатації АЕС не допускається (відповідно до п. 5.5.7 НРБУ-97 [15]). Отримані дані про активність радіонуклідів в скидах з ВП ЗАЕС в зовнішні водойми наведені в таблиці 2.32 [168]. Таблиця 2.32 Скиди у відкриті водойми основних радіонуклідів за період з 1993 по 2017 роки, МБк/рік

Радіонуклід Cs-137 Cs-134 Co-60 Mn-54 Обсяг ски-ду, м3

1993 25 13 2 2 1,33E+06

1994 115 41 15 2 1,35E+06

1995 59 18 3 1 1,30E+06

1996 110 34 33 25 6,92Е +05

1997 275 110 56 35 1,05Е+06

1998 146 53 130 53 9,23Е+05

1999 213 116 115 89 1,54Е+06

2000 157 71 122 57 1,53Е+06

2001 153 79 64 35 1,73Е+06

2002 192 101 50 35 1,74E+06

2003 193 120 54 33 1,69E+06

2004 217 193 53 34 1,69E+06

2005 126 77 33 30 1,66E+06

2006 63 41 27 25 1,23E+06

2007 57 43 28 24 1,17E+06

2008 58 37 26 22 1,35E+06

2009 69 47 31 24 1,62E+06

2010 40 33 34 26 1,49E+06

2011 48 44 32 26 1,69E+06

2012 52 42 36 28 1,80E+06

2013 36 34 37 29 1,78E+06

2014 56 46 55 40 2,53E+06

2015 54 56 62 50 3,37Е+06

2016 67 65 58 51 3,19Е+06

2017 63 54 55 42 3,36Е+06

Середнє 52 47 46 37



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 351

Радіонуклід Cs-137 Cs-134 Co-60 Mn-54 Обсяг ски-ду, м3

2010-2017

У таблиці 2.32 наведено динаміку річних значень показника радіоактивних надходжень в зовнішні водойми за період з 2003 по 2017 роки. Як видно, значення показника КРНВ (за період з 2003 по 2017 роки знаходяться в межах 0,48% - 15%. Аналіз стану скидів в порівнянні з контрольними рівнями показав, що збільшення скидів у 2004 році обумовлено продувкою другої системи відповідальних споживачів енергоблоків 1-4, що проводилася в травні-червні 2004 року. Причиною підвищення активності води СТВВС енергоблоків 1-4 є нещільність виносного теплообмінного насоса TQ21D01 по другій системі безпеки. Теплообмінник замінений. Протягом аналізованого періоду часу значення водних скидів не перевищували встановлених А-ТР. Аналіз результатів багаторічних спостережень за викидами в атмосферу та скидами у зовнішні водойми радіоактивних речовин ЗАЕС показав, що прийняті при проектуванні заходи щодо обмеження потужності викидів в атмосферу і строгий контроль їх при роботі АЕС, а також експлуатація очисних пристроїв (СВО і СГО) в проектному режимі, забезпечують дотримання вимог санітарних правил при експлуатації станції. За час роботи ЗАЕС в нормальному експлуатаційному режимі випадків перевищення викидів в атмосферу і скидів в зовнішні водойми понад допустимі рівні не виявлено.


ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 352

Таблиця 2.33 Показник радіоактивних надходжень в зовнішні водойми (КРНВ) за період з 2001 по 2017 рік,% Радіо- нуклід

2001 2002 2003 2004 2005 2006 2007 2008 2009 2010 2011 2012 2013 2014 Сi/ГCi

Н-3 - 6,7E-02 - 3,1E-01 2,4E-02 1,2E-02 4,4E+00 4,2E+00 4,2E+00 1,4E-01 1,6E-01 4,3E-01 1,10E+00 1,41E+00 Cr-51 2,8E-02 3,0E-03 2,8E-03 2,6E-03 1,7E-03 5,2E-04 5,2E-04 5,9E-04 5,9E-04 3,3E-04 3,4E-04 2,6E-04 1,80E-04 2,52E-04 Mn-54 1,9E-02 1,9E-02 1,8E-02 1,8E-02 1,1E-02 3,7E-03 3,6E-03 3,2E-03 3,5E-03 2,2E-03 2,1E-03 2,0E-03 8,79E-04 1,23E-03 Fe-59 - - - - 6,3E-02 5,3E-02 5,3E-02 5,3E-02 5,3E-02 3,8E-02 3,9E-02 2,6E-02 1,37E-02 2,19E-02 Co-58 1,3E-02 1,4E-02 1,3E-02 1,3E-02 8,8E-03 3,1E-03 3,1E-03 2,9E-03 2,9E-03 1,9E-03 1,9E-03 1,6E-03 8,37E-04 1,18E-03 Co-60 1,7E-01 1,3E-01 1,5E-01 1,4E-01 5,5E-02 1,4E-02 1,5E-02 1,3E-02 1,6E-02 1,2E-02 1,1E-02 9,9E-03 3,37E-03 4,96E-03 Zn-65 6,3E-01 6,7E-01 6,6E-01 6,5E-01 4,0E-01 1,1E-01 1,1E-01 1,0E-01 1,0E-01 7,6E-02 7,5E-02 - - - Sr-90 3,5E-01 3,4E-01 2,2E-01 2,3E-01 1,9E-01 7,3E-02 7,3E-02 4,8E-02 4,8E-02 3,6E-02 4,0E-02 2,5E-02 3,29E-02 4,21E-02 Zr-95 2,7E-02 2,9E-02 2,8E-02 2,7E-02 2,2E-02 1,4E-02 1,4E-02 1,4E-02 1,4E-02 7,7E-03 7,9E-03 - - - Nb-95 1,0E-02 1,1E-02 1,1E-02 1,1E-02 6,8E-03 1,9E-03 2,0E-03 2,0E-03 2,0E-03 1,2E-03 1,1E-03 - - - Ru-106 3,9E-02 4,2E-02 4,0E-02 3,9E-02 2,9E-02 1,4E-02 1,4E-02 1,4E-02 1,4E-02 1,1E-02 1,0E-02 - - - Ag-110m 2,4E-02 2,6E-02 2,5E-02 2,5E-02 1,8E-02 8,4E-03 8,4E-03 8,2E-03 8,2E-03 6,2E-03 6,6E-03 - - -

I-131 1,5E-01 1,6E-01 1,9E-01 1,6E-01 9,3E-02 1,8E-02 1,8E-02 1,9E-02 1,9E-02 1,5E-02 1,8E-02 - - - Cs-134 3,1E+00 3,9E+00 4,6E+00 7,5E+00 1,9E+00 5,3E-02 5,5E-02 4,7E-02 6,0E-02 2,4E-02 3,2E-02 3,7E-02 5,42E-02 7,35E-02 Cs-137 4,1E+00 5,2E+00 5,2E+00 5,9E+00 2,0E+00 6,3E-02 5,7E-02 5,8E-02 6,9E-02 2,0E-02 2,4E-02 3,1E-02 3,91E-02 6,12E-02 Ce-144 4,6E-02 4,9E-02 4,4E-02 3,6E-02 9,8E-02 1,1E-01 1,1E-01 1,4E-01 1,4E-01 9,1E-02 9,5E-02 - Крнв 8,70E+00 1,07E+01 1,12E+01 1,50E+01 4,91E+00 5,53E-01 4,89E+00 4,71E+00 4,77E+00 4,84E-01 5,26E-01 5,63E-01 1,25E+00 1,62E+00 Примітки Сi - фактичний скид i-го радіонукліда, Бк; ГСi - межа скидання (допустимий рівень) i-го радіонукліда, Бк/рік

Продовження таблиці

Радіо- нуклід

2015 2016 2017 Сi/ГСi*100

Н-3 1,49Е+00 1,45Е+00 1,23Е+00 Cr-51 2,86Е-04 3,22Е-04 2,96Е-04 Mn-54 1,52Е-03 1,54Е-03 1,26Е-03


ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 353

Fe-59 2,60Е-02 2,68Е-02 2,62Е-02 Co-58 1,29Е-03 1,36Е-03 1,25Е-03 Co-60 5,59Е-03 5,26Е-03 5,02Е-03 Zn-65 - - - Sr-90 2,74Е-02 1,48Е-02 1,71Е-02 Zr-95 - - - Nb-95 - - - Ru-106 - - - Ag-110m - - -

I-131 - - - Cs-134 8,95Е-02 1,05Е-01 8,64Е-02 Cs-137 5,92Е-02 7,40Е-02 6,93Е-02 Ce-144 - - - Крнв 1,71 1,68 1,44



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 354

2.14.2.3 Програма радіаційного контролю в ВП ЗАЕС

Безпека АС забезпечується за рахунок послідовної реалізації концепції глибокоешелонованого захисту, заснованої на застосуванні системи фізичних бар'єрів на шляху поширення іонізуючого випромінювання і радіоактивних речовин у навколишнє середовище і системи технічних і організаційних заходів щодо захисту бар'єрів і збереження їх ефективності з метою захисту персоналу, населення та навколишнього середовища. Система фізичних бар'єрів енергоблока АС включає паливну матрицю, оболонку твел, границю першого контуру, герметичне огородження реакторної установки та біологічний захист. Спостереження за радіаційною обстановкою на ЗАЕС в межах зони спостереження здійснюється за допомогою системи радіаційного контролю (СРК) на проммайданчику, у санітарно-захисній зоні та в зоні спостереження ВП ЗАЕС. Загальний вигляд системи радіаційного контролю на ЗАЕС представлений на рисунку 2.12. Щорічно проводиться кілька тисяч вимірювань проб, відібраних в СЗЗ і ЗС і характеризуючих радіаційний стан приземного повітря, поверхневих водойм, компонентів наземних і водних екосистем. Радіаційний контроль з використанням технічних засобів здійснює оперативний персонал служби радіаційного захисту ЦРБ ВП ЗАЕС. Радіаційний контроль на об'єктах ЗАЕС, проммайданчику, у санітарно-захисній зоні та зоні спостереження проводиться у відповідності з «Регламентом радиационного контроля при эксплуатации объектов ОП «Запорожская АЭС» 00.РБ.XQ.Рг.01-15 [151], який розроблено відповідно до ГНД 95.1.01.03.057-2004 [170].

Рисунок 2.12 Загальний вигляд системи радіаційного контролю на ЗАЕС



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 355

Радіаційний контроль довкілля при нормальній радіаційній обстановці і при аварійній радіаційній обстановці здійснює лабораторія зовнішнього радіаційного контролю (ЛЗРК), атестована в сфері державного метрологічного нагляду на проведення вимірювань при виконанні радіаційного контролю об'єктів навколишнього середовища. Обсяг і застосовувані методи радіаційного контролю навколишнього середовища в районі розташування ЗАЕС визначені відповідно до вимог наступних нормативних документів:

СП АС-88 (ДНАОП 0.03-1.73-79) Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных станций [14];

ГНД 95.1.01.03.057-2004. Регламент радиационного контроля для энергоблоков с реакторами ВВЭР. Типовое содержание [170];

Рекомендациями по дозиметрическому контролю в районах расположения атомных электростанций. ПНАЭ, Г, направление 2, 1988;

Санитарные и технические требования к проектированию и эксплуатации систем отпуска теплоты от атомных станций (СТТ СОТ АС-91. Дополнение к СП АС-88), 1991 [171];

Методические рекомендации по санитарному контролю за содержанием радиоактивных веществ в объектах внешней среды М.,МЗ СССР, 1980 [172];

00.РБ.XQ.Рг.01-15 [151]. Регламент радиационного контроля при эксплуатации объектов ОП «Запорожская АЭС».

Для контролю радіаційної обстановки, зумовленої газо-аерозольними викидами в атмосферу, в зоні спостереження ЗАЕС створено мережу спеціально обладнаних постів, розташованих в місцях, доступних для автотранспорту і обслуговування протягом всього року, переважно в населених пунктах 30 км зони. На контрольному посту в с. В. Знам'янка (21км., ЗПдЗ) встановлено повний обсяг відбору проб для фонового контролю. Основне завдання контролю вмісту радіоактивних речовин в навколишнє середовище полягає в отриманні даних для оцінки доз опромінення населення від впливу ЗАЕС з метою підтвердження обґрунтованості нормування викидів і скидів, а також забезпечення якості їх контролю. За результатами інформації, одержуваної при проведенні РКОС, проводиться оцінка поточного стану якості навколишнього середовища і оцінюються дози опромінення населення, яке проживає в зоні спостереження ЗАЕС. Розміщення постів РК в районі розташування ЗАЕС, місце розташування і параметри, які визначаються на постах РК, об'єкти контролю, кількість, періодичність відбору проб і параметри навколишнього середовища, що визначаються, здійснювані ЛЗРК ЦРБ, передбачені 00.PБ.XQ.Pr.01-15 [151], детально викладені в 21.34.59.ОППБ.14 [168].



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 356

Радіаційний моніторинг навколишнього середовища району розташування проводиться в двох напрямках - постійний і періодичний контроль. Збір і зберігання та інформації про результати вимірювань Дані про результати викидів і скидів збираються і зберігаються персоналом ЦРБ згідно з положенням про цех 00.РБ.ПЛ.01А. Інформацію по газо-аерозольних викидах і водних скидах радіоактивних речовин в навколишнє середовище ЦРБ у встановлені терміни передає в ВТС для внесення до звіту про виробничу діяльність ВП Запорізька АЕС за місяць. Даний звіт є офіційно зареєстрованим документом ВП ЗАЕС і доступний для ознайомлення усіма підрозділами в архіві документів ВТС. В ЦРБ готуються квартальні та річні звіти про стан радіаційної безпеки, які після реєстрації в ВТС передаються в Держатомрегулювання України. Відповідальний за організацію і підготовку даних звітів - начальник ЦРБ. У квартальних і річних звітах міститься повна інформація по величинах газо-аерозольних викидів і водних скидів радіоактивних речовин в навколишнє середовище за квартал і рік відповідно. ЦРБ щотижня відправляє факс про величинах газо-аерозольних викидів і скидів радіоактивних речовин в навколишнє середовище в ДІЯРУ. Також інформація по величинах газо-аерозольних викидів і скидів радіоактивних речовин в навколишнє середовище приводиться в річному звіті про поточний рівень безпеки (ПРБ), який також передається на узгодження в Держатомрегулювання України. Вимірювальна інформаційна система «Кольцо» ВП ЗАЕС У лютому 2002 року на ЗАЕС в промислову експлуатацію введена вимірювальна інформаційна система «Кольцо» (ВІС «Кольцо»). Безперервний контроль потужності дози гамма-випромінювання здійснюється на 18 постах радіаційного контролю (РК). В режимі нормального функціонування ВІС «Кольцо» призначена для отримання і обробки інформації про радіаційну обстановку в зоні спостереження, необхідної для оперативного висновку про відповідність радіаційної обстановки вимогам нормативних документів, що визначають заходи і порядок забезпечення радіаційної безпеки на АЕС. При аваріях на АЕС ВІС «Кольцо» призначена для отримання достовірної інформації про радіаційну обстановку в зоні спостереження, для вироблення рекомендацій по ліквідації наслідків радіаційних аварій. Інформація з датчиків ВІС «Кольцо» піддавалася обробці, що полягає в усередненні значень ПЕД з різними часовими періодами (для зниження статистичної похибки) і їх корекції в залежності від зовнішніх факторів. Наприклад, відзначалися зміни ПЕД, невеликі підвищення значень, пов'язані зі змінами концентрації радону, які, в свою чергу, значною мірою визначаються погодними умовами, як правило, при зволоженні ґрунту (випадання опадів, танення снігу, туман).



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 357

Експлуатація ВІС «Кольцо» дозволяє підвищити радіаційний захист персоналу та населення, а також ефективність радіаційного контролю за рахунок безперервного вимірювання радіаційних і метеорологічних параметрів по периметру проммайданчика, в санітарно-захисній зоні та зоні спостереження. ВІС «Кольцо» забезпечує передачу на сайт ВП ЗАЕС достовірної інформації про радіаційну обстановку з усіх точок контролю. Замість існуючої системи ВІС «Кольцо» в рамках КзПБ (№14401-реалізація до 31.12.2019, а №14408 - реалізація до 31.12.2020) заплановано створення системи АСКРО. Відповідно до Концептуального рішення 00.РБ.XS.РШ.2616 «О модификации автоматизированной системы контроля радиационной обстановки (АСКРО) ОП ЗАЭС» і галузевим рішенням ОТР-М.1234.03-258.16 «О реализации поста контроля (унифицированного) автоматизированной системы контроля радиационной обстановки АЭС ГП «НАЭК «Энергоатом»: - розроблена ВКП ВП ЗАЕС проектно-кошторисна документація (ПКД) на пости контролю системи АСКРО; - за укладеним план - замовленням №02/27 від 27.07.2016 з ВП «Автоматика та машинобудування» ДП «НАЕК» Енергоатом» (далі по тексту – ВП «АтаМ») виготовлений і поставлений в квітні 2018 року пост контролю уніфікований для системи АСКРО. Оформлено та направлено на погодження до Держатомрегулювання «Техническое решение о монтаже поста радиационного контроля по мероприятию «Пост контроля автоматизированной системы контроля радиационной обстановки АЭС (унифицированный)» 00.РБ.XS.ТР.338-18». - ВП ЗАЕС укладено план-замовлення №02/01 від 07.06.2017 з ВП «АтаМ» на виготовлення і поставку в 2018 і 2019 роках обладнання (постів контролю та центральних пунктів контролю) системи АСКРО.

2.14.2.4 Радіаційний контроль майданчика ССВЯП

Обсяг контролю радіаційної обстановки у контейнерів ВКХ і в районі розташування комплексу ССВЯП передбачений «Регламентом радиационного контроля при эксплуатации объектов ОП Запорожская АЭС» 00.РБ.XQ.Рг.01-15 [151]. Порядок відбору проб і методи контролю встановлені в «Инструкции по ведению радиационного контроля в районе расположения Запорожской АЭС» 00.РБ.XQ.ИН.10-14 [173], затвердженій 10.09.2014. Мінімальні вимірювані активності розраховувалися відповідно до документа МАГАТЕ [174], п. 8.3. Всього на кінець 2014 року на майданчику перебувало на зберіганні 124 контейнери. Результати радіаційного контролю ВКХ-ВВЕР на майданчику ССВЯП дозволяють зробити висновки про відсутність істотних коливань



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 358

радіаційних параметрів, неперевищення встановлених критеріїв і контрольних рівнів, герметичність контейнерів в процесі зберігання [168]. Радіаційний контроль за станом підземних вод в районі майданчика ССВЯП здійснюється за допомогою семи спостережних свердловин. П'ять з них обладнано на перший водоносний підгоризонт глибиною 12,0-12,5 м, дві свердловини на другий водоносний підгоризонт глибиною 20,0-21,4 м. Періодичність відбору проб - 1 раз в квартал. Контроль забруднення повітря радіоактивними аерозолями здійснюється аспіраційним методом за допомогою повітрофільтруючої установки (ПФУ), змонтованої на посту РК ССВЯП. Відбір проб повітря здійснюється прокачуванням атмосферного повітря через фільтрувальну тканину типу ФПП-15-1,5, закріплену на фільтротримачі ПФУ. Періодичність заміни фільтра - 7 діб [168]. Щорічні спостереження показують, що за весь період експлуатації ССВЯП вміст радіонуклідів у стічній воді, атмосферному повітрі і атмосферних опадах відповідає рівню, характерному для даної місцевості. У зв'язку з розкидом характеристик відпрацьованого палива, що завантажується в контейнери, сумарна потужність дози гамма і нейтронного випромінювань в центрі вхідних вентиляційних каналів у різних контейнерів становить від 12,8 до 189,3 мкЗв/год, що не перевищує проектних критеріїв. Відсутність радіоактивного забруднення, ІРГ і аерозолів підтверджує герметичність контейнерів. Потужність дози гамма-випромінювання в контрольних точках на відстані 50 метрів від РЗС на висоті 1 метр 0,12 - 0,13 мкЗв/год, що відповідає рівню «нульового» фону. Радіаційна обстановка в районі ВКХ і майданчики ССВЯП стабільно безпечна.

2.14.2.5 Інформування громадськості

У ВП ЗАЕС інформування громадськості здійснює структурний підрозділ УРЗМІ, до складу якого входить інформаційний центр, лабораторія телевідеоінформаціі, редакції газети «Енергія» і радіомовлення. Завданнями основної діяльності УРЗМІ є:

взаємини з громадськістю та засобами масової інформації;

реалізація єдиної інформаційної політики ВП ЗАЕС, ДП «НАЕК» Енергоатом», формування громадської думки щодо безпеки атомної енергетики і необхідності розвитку галузі як гаранта енергетичної безпеки України;

інформування персоналу ВП ЗАЕС, громадськості, широких мас населення про поточні події, актуальні проблеми та перспективи виробничо-господарської і соціально-економічної діяльності ВП ЗАЕС, ДП «НАЕК» Енергоатом», радіаційну обстановку і стан навколишнього природного середовища в районі розташування ЗАЕС



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 359

за допомогою розповсюдження інформаційної продукції, а також шляхом безпосереднього спілкування, ознайомлення представників внутрішніх і зовнішніх контактних аудиторій з об'єктами ВП ЗАЕС, їх призначенням, функціями, принципами роботи, дією систем безпеки, природоохоронними заходами, екологічними параметрами і т.д .;

формування та підтримку позитивного іміджу ВП ЗАЕС, ДП «НАЕК» Енергоатом» і галузі в цілому, пропаганда уявлення про Запорізьку АЕС як підприємство високої технічної культури, культури безпеки, екологічно безпечного виробництва.

Для здійснення поставлених завдань УРЗМІ виконує наступні функції:

через спеціально призначений Інтернетсайт (http://www.npp.zp.ua/) надає громадськості інформацію про АЕС, її організацію та експлуатацію. На сайті в режимі реального часу публікуються результати радіологічного моніторингу в 30 км зоні;

розробляє щоквартальні і річні плани заходів щодо формування об'єктивної громадської думки про ядерну енергетику, роботи атомних станцій України, ВП ЗАЕС;

організовує і проводить «Круглі столи» та прес-конференції для ЗМІ, екологічних організацій, депутатів, представників районних і обласних держадміністрацій і т.п .;

організовує і проводить лекції про атомну енергетику, технічні і екологічні аспекти діяльності ЗАЕС і екскурсії на об'єкти ВП ЗАЕС для різних груп населення, державних і громадських організацій, навчальних закладів;

забезпечує персонал ЗАЕС, ЗМІ, жителів м. Енергодар, зони спостереження ВП ЗАЕС інформаційними матеріалами про роботу ВП ЗАЕС;

організовує взаємодію із засобами масової інформації з метою публікації позитивних інформаційних матеріалів про результати роботи ВП ЗАЕС, про стан ядерної енергетики України і світу, переваги цього виду енергетики;

через систему-автовідповідач надає інформацію про стан АЕС і радіаційний моніторинг. Система оновлюється щогодини.

Інформація про те, як відбувається інформування громадськості в умовах радіаційно-ядерної аварії описана в ФБ-13 «Аварійна готовність і планування» [155].

2.14.2.6 Радіаційний моніторинг ВП ЗАЕС

Радіаційний моніторинг довкілля проводиться в двох напрямках - постійний і періодичний контроль. Постійний контроль здійснюється за допомогою мережі стаціонарних постів спостереження, розташованих в 30-ти км зоні ЗАЕС. Крім цього,



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 360

здійснюються періодичні експедиційні виїзди з відбором проб продуктів харчування і основних компонентів навколишнього середовища в зоні спостереження ВП ЗАЕС. Моніторинг для радіаційного захисту населення можна розділити на три типи: контроль біля джерела (моніторинг джерела), моніторинг навколишнього середовища (екологічний моніторинг) і, в дуже рідкісних випадках, індивідуальний моніторинг представників населення. Моніторинг навколишнього середовища проводиться як всередині, так і за межами майданчика АЕС. Програми моніторингу довкілля включають в себе вимір радіаційних полів і питомої активності радіонуклідів в пробах навколишнього середовища, які мають відношення до опромінення людини (в першу чергу, в повітрі, питній воді, сільськогосподарській продукції та продуктах природного походження, а також в біоіндикаторах, які накопичують радіонукліди. Існуючі на ВП ЗАЕС 46 постів контролю навколишнього середовища розташовані в різних територіальних поясах, що відповідає вимогам МАГАТЕ і зарубіжній практиці. Контроль дозових показників в зоні впливу ВП ЗАЕС відповідає вимогам [174] і [175]. Контроль забруднення ґрунту і повітряного середовища в зоні впливу ВП ЗАЕС відповідає вимогам [174] і [175] і за територіальним охопленням характеризується більш представницький. Сформована в ВП ЗАЕС система моніторингу поверхневих, підземних, питних вод відповідає вимогам МАГАТЕ і зарубіжній практиці. Контроль підземних вод виглядає навіть дещо надмірною в порівнянні з підходами, представленими в [174] і [175]. Система моніторингу донних відкладень і водних організмів в зоні спостереження ВП ЗАЕС в цілому відповідає вимогам МАГАТЕ і зарубіжній практиці. Результати контролю за радіаційною обстановкою Відповідно до [15] Межа дози опромінення населення (категорія В) складає 1 мЗв на рік. Обмеження опромінення населення здійснюється шляхом регламентації і контролю: газо-аерозольних викидів і водних скидів в процесі роботи радіаційно-ядерних об'єктів; вмісту радіонуклідів в окремих об'єктах навколишнього середовища (воді, продуктах харчування, повітрі і т. д.) Для АЕС в [15] встановлена квота ліміту дози опромінення осіб категорії В: сумарна квота ліміту дози (ЛД) становить 80 мкЗв, квота ЛД за рахунок всіх шляхів формування дози від викидів - 40 мкЗв, квота ЛД за рахунок критичного виду водокористування - 10 мкЗв. Формування доз опромінення населення від викидів та скидів ВП ЗАЕС Річна доза опромінення від газо-аерозольних викидів в атмосферу



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 361

Розрахунок доз проведений відповідно до [208], [209]. У розрахунку використані масиви даних: - повторюваність опадів по напрямку і швидкості вітру; - повторюваність категорій стійкості атмосфери по напрямку і швидкості вітру; - масив шорсткості поверхні 30 км зони ВП ЗАЕС. Враховувалися такі шляхи формування дози: - доза зовнішнього опромінення від радіоактивної хмари; - доза зовнішнього опромінення від радіонуклідів, які осіли на ґрунт; - доза внутрішнього опромінення, обумовлена радіонуклідами, які надійшли в організм з повітрям (інгаляційна доза); - доза внутрішнього опромінення від радіонуклідів, що потрапили в організм в результаті їх міграції по харчових ланцюжках. Ізотопний склад ІРГ і дозові коефіцієнти рекомендовані [209]. Коефіцієнти переходу радіонуклідів в організм людини використані зі звіту [210]. У таблиці 2.34 наведені розрахункові значення середньорічних приземних концентрацій радіонуклідів і розрахункові річні дози опромінення від газо-аерозольного викиду об'єктами ВП ЗАЕС в 2017 році на межі санітарно-захисної зони ВП ЗАЕС в точці максимуму (2,5 км «ЗПдЗ»). Сумарна індивідуальна ефективна доза при цьому може скласти 0,05 мкЗв/рік, що не перевищить 0,13% від квоти ліміту дози, що формується за рахунок викиду АЕС, яка, згідно з [15], прийнята рівною 40 мкЗв/рік. Найбільший процентний внесок в дозу вносять інертні радіоактивні гази. Таблиця 2.34 - Очікувані річні індивідуальні ефективні дози опромінення на межі санітарно-захисної зони ВП ЗАЕС в точці максимуму


Викид, Бк/рік

Середньорічна приземна кон-

центрація, Бк/м3

Доза від

хмари, Зв/рік

Доза від ґрун-

ту, Зв/рік

Інгаля- ційна доза,

Зв/рік

Доза від спожи-вання про-

дуктів, Зв/рік

Сумарна доза,

Зв/рік

Внесок радіо-

нуклідів в сумар-

ну дозу,%

Kr-88 3,02E+12 1,10E-02 3,40E-08 0,00E+00 0,00E+00 0,00E+00 3,4E-08 68,4 Xe-133 2,17E+13 8,50E-02 3,60E-09 0,00E+00 0,00E+00 0,00E+00 3,6E-09 7,2 Xe-135 5,44E+12 2,10E-02 7,30E-09 0,00E+00 0,00E+00 0,00E+00 7,3E-09 14,7 I-131 1,04E+08 4,10E-07 2,20E-13 9,10E-11 1,20E-10 5,20E-11 2,6E-10 0,5

Mn-54 1,94E+06 7,63E-09 9,10E-15 4,80E-11 4,30E-13 5,20E-12 5,4E-11 0,1 Co-58 2,05E+06 8,10E-09 1,10E-14 5,90E-11 5,90E-13 3,60E-12 6,3E-11 0,1 Co-60 1,03E+07 4,00E-08 1,50E-13 7,90E-10 4,50E-11 3,50E-10 1,2E-09 2,4 Cs-134 2,20E+06 8,70E-09 1,90E-14 1,00E-10 6,30E-12 7,10E-10 8,2E-10 1,6 Cs-137 8,26E+06 3,20E-08 2,80E-14 1,50E-10 4,20E-11 2,20E-09 2,4E-09 4,8

Сумарна доза по шляхах опромінення, Зв/рік 4,5E-08 1,2E-09 2,1E-10 3,3E-09 5,00E-08 100

Внесок шляхів опромінення в до-зу,% 90,4 2,5 0,4 6,7 100,0 -



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 362


Викид, Бк/рік

Середньорічна приземна кон-

центрація, Бк/м3

Доза від

хмари, Зв/рік

Доза від ґрун-

ту, Зв/рік

Інгаля- ційна доза,

Зв/рік

Доза від спожи-вання про-

дуктів, Зв/рік

Сумарна доза,

Зв/рік

Внесок радіо-

нуклідів в сумар-

ну дозу,%

Примітка. Розрахункове значення середньорічного фактора метеорозбавлення на межі СЗЗ в точці мак-симуму (2,5 км «ЗПдЗ») - 1,2 · 10-7 c/м3

Річна доза опромінення від скидів радіоактивних речовин Розрахунок доз проведений відповідно до [209]. Радіаційна ємність водойму для i-го радіонукліда (Rw.i, м3·рік-1) являє собою річний скид цього радіонукліда в ставок-охолоджувач, що припадає на одиницю об'ємної активності радіонукліда у воді, і визначається виразом 7.4 [209]. Очікувані індивідуальні ефективні дози опромінення критичної групи населення від скидання радіонуклідів у відкриті водойми об'єктами ВП ЗАЕС в 2017 році наведені в таблиці 2.29. Сумарна доза опромінення по рибному харчовому ланцюжку складе в критичній точці (безпосередньо біля виходу продувочного пристрою) 0,102 мкЗв/рік, що становить 1,02% від квоти ліміту дози за рахунок критичного виду водокористування, яка згідно [15] прийнята рівною 10 мкЗв/рік. На баланс радіонуклідів у ставку-охолоджувачі, за винятком тритію, не впливають природне і додаткове випаровування, тому в розрахунок радіаційної ємності ставка-охолоджувача для тритію були включені всі втрати води, зазначені в таблиці 2.35, а для інших радіонуклідів - втрати води без урахування втрат на природне і додаткове випаровування. Таблиця 2.35- Водогосподарський баланс ставка-охолоджувача

Вид втрат і надходжень води тыс. м3 %

Витратна частина

Продування в Каховське водосховище 261586,3 73,98 Віднесення вітром і відбір на допоміжні потреби (включа-ючи градирні) 25063,3 7,09 Випаровування природне і додаткове (включаючи градирні) 63632,9 18,00 Втрати води на фільтрацію через дамбу 3295,0 0,93 ВСЬОГО 353577,5 100

Прибуткова частина

Підживлення ставка-охолоджувача 334720,0 96,41 Атмосферні опади 4017,2 1,16 Госп.побутові і промислові стоки 8448,5 2,43 ВСЬОГО 347185,7 100

Дебалансне водоспоживання -6391,8

Таблиця 2.36 - Очікувані річні індивідуальні ефективні дози опромінення критичної групи населення від скидання радіонуклідів у відкриті водойми



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 363

Радіо-нуклід

Скидання радіонуклідів в 2017 році,

Бк

Розраховані значення радіаційної ємності ставка-

охолоджувача по відношенню до Каховського водосховища, м3 ∙

рік-1

Доза, Зв∙рік-1

Внесок радіонуклідів

в сумарну дозу,

% Н-3 2,34E+13 3,56E+08 1,33E-08 13,0 Mn-54 4,15E+07 3,28E+08 6,28E-10 0,6 Co-60 5,53E+07 2,96E+08 2,66E-09 2,6 Cs-134 5,36E+07 3,08E+08 4,62E-08 45,4 Cs-137 6,31E+07 2,93E+08 3,91E-08 38,4

Cуммарная доза, Зв/рік 1,02E-07 100 Примітка. Згідно з розділом 7.4.1 [3], споживання риби приймалося рівним 14 кг∙рік-1.

Аналіз доз опромінення критичної групи населення в порівнянні з допустимим рівнем На рисунку приведена динаміка індивідуальної ефективної дози опромінення критичної групи населення від викидів радіоактивних речовин в атмосферу на межі санітарно-захисної зони в точці максимуму за період з 2013 по 2017 рік в порівнянні з квотою ліміту дози. Згідно [15] квота межі ефективної дози, що формується за рахунок викидів АЕС, встановлена рівною 4% від ліміту дози для категорії В (40 мкЗв рік-1).

Очікувані річні індивідуальні ефективні дози опромінення на межі санітарно-захисної зони в місці максимуму (шкала логарифмічна) Нижче наведено динаміку сумарної річної індивідуальної ефективної дози опромінення критичної групи населення від рідких скидів радіоактивних речовин за період з 2013 по 2017 рік в порівнянні з квотою ліміту дози. Згідно [15] квота межі ефективної дози за рахунок критичного виду водокористування встановлена рівною 1% від ліміту дози для категорії В (10 мкЗврік-1).

1E-08

1E-07

1E-06

1E-05

1E-04

Доза

, Зв/

год

Доза облучения

5.2E-08 8.4E-08 5.7E-08 5.1E-08 5.0E-08

Квота пре дела дозы

4.0E-05 4.0E-05 4.0E-05 4.0E-05 4.0E-05

2013 2014 2015 2016 2017

Доза опроміненняДоза опроміненняДоза опроміненняДоза опромінення

Квота границі дози

Доз

а, З

в/рі

к



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 364

Очікувані річні індивідуальні ефективні дози опромінення від скидів у відкриті водойми по критичному виду водокористування (шкала логарифмічна) Дози опромінення критичної групи населення від викидів та скидів ВП ЗАЕС значно нижче встановлених квот меж доз.

2.14.3 Узагальнюючі висновки з аналізу ФБ-14 «Вплив експлуатації АЕС на навколишнє середовище»

У ВП ЗАЕС реалізовані всі необхідні нормативними документами України, рекомендаціями МАГАТЕ та присутні в практиці США види радіаційного контролю. У ВП ЗАЕС налагоджена і функціонує система радіаційного контролю, що дозволяє оперативно контролювати:

потужність дози гамма-випромінювання на периметрі об'єкта;

радіоактивні викиди всіх стаціонарних джерел викиду;

радіоактивні скиди всіх джерел рідких скидів. Для обмеження радіаційного впливу на населення та навколишнє середовище, а також послідовного зменшення цього впливу, на ЗАЕС використовується розвинена система нормування радіоактивних викидів і скидів, що включає в себе:

допустимі рівні;

контрольні рівні;

адміністративно-технологічні рівні. Ці показники переглядаються з необхідною періодичністю і з використанням регламентованих процедур.

1E-08

1E-07

1E-06

1E-05

1E-04

Доз

а, З

в/го

д

Дозаоблучения

7.5E-08 9.6E-08 9.4E-08 1.1E-07 1.0E-07

Квотапре дела дозы

1.0E-05 1.0E-05 1.0E-05 1.0E-05 1.0E-05

2013 2014 2015 2016 2017

Доза опроміненняДоза опроміненняДоза опроміненняДоза опромінення

Квота границі дози

Доз

а, З

в/рі

к



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 365

Відповідно до загальноприйнятим світовим підходом контроль радіаційного впливу на навколишнє середовище здійснюється за двома напрямками:

контроль джерела, що включає в себе вимірювання кількості радіоактивних елементів у викидах і скидах і зіставлення їх з нормативними рівнями;

радіаційний моніторинг навколишнього середовища, що включає в себе вимірювання вмісту радіоактивних елементів у природних об'єктах і зіставлення виміряних параметрів з нормативними значеннями, оцінку вкладу ЗАЕС, аналіз динаміки та прогнозні оцінки.

Сформована система дозволяє адекватно оцінювати і контролювати всі радіоактивні потоки, динаміку зміни радіаційної обстановки за всіма компонентами навколишнього середовища. Як показав аналіз, програма радіаційного контролю впливу ЗАЕС на навколишнє середовище в цілому відповідає міжнародним вимогам і кращим світовим практикам. Результати цього контролю, накопичені протягом 30 років експлуатації ЗАЕС, перш за все свідчать про позитивні успіхи станції в діяльності по мінімізації радіаційного впливу на навколишнє середовище. Викид ІРГ за цей період зменшився практично на порядок величини і має хорошу тенденцію до подальшого зменшення. Викид радіоактивних ізотопів йоду зменшився більш, ніж на порядок, і в даний час досить стабільний. Викид довгоживучих радіоактивних елементів за даними спектрометрії, в основному, також зменшився в 10 - 30 разів і в даний час досить стабільний. Нижче представлені відповідні графіки з 2002 по 2017 рік:



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 366

Оцінені дози опромінення населення прилеглої території за рахунок впливу ЗАЕС складають близько 0,3 мкЗв/рік, що майже в 30 разів менше дозволеної квоти і на 4 порядки величини менше опромінення від природних джерел.

Сумарні річні значення вікидів Со-60, Cs-137 у ВТ ЕБ №4 за період з 2002 по 2017 р.р.

кБк/ріккБк/рік

Середньодобове значення викидів ДЖН у ВТ ЕБ №4 в період з 2002 по 2017 р.р.

ДЖН, кБк/добаДЖН, кБк/доба

січ.

кв

іт.

лип.

жов

т.сі

ч.

квіт

.ли

п.ж

овт.

січ.

кв

іт.

лип.

жов

т.сі

ч.

квіт

.ли

п.ж

овт.

січ.

кв

іт.

лип.

жов

т.сі

ч.

квіт

.ли

п.ж

овт.

січ.

кв

іт.

лип.

жов

т.сі

ч.

квіт

.ли

п.ж

овт.

січ.

кв

іт.

лип.

жов

т.сі

ч.

квіт

.ли

п.ж

овт.

січ.

кв

іт.

лип.

жов

т.сі

ч.

квіт

.ли

п.ж

овт.

січ.

кв

іт.

лип.

жов

т.сі

ч.

квіт

.ли

п.ж

овт.

січ.

кв

іт.

лип.

жов

т.сі

ч.

квіт

.ли

п.ж

овт.



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 367

Радіаційний моніторинг об'єктів навколишнього середовища в зоні впливу ЗАЕС здійснюється на сформованому природному радіаційному фоні території в умовах присутності радіоактивного забруднення, сформованого в ході випробувань ядерної зброї і аварій на інших ядерних об'єктах. Виділити вплив ЗАЕС в більшості випадків неможливо. В даний час практично по всіх контрольованих параметрах і об'єктах навколишнього середовища, навіть після Чорнобильської аварії, виміряні значення нижче відповідних параметрів «нульового» фону і мають стійку тенденцію до зменшення. Таким чином, можна констатувати, що радіаційний вплив ЗАЕС протягом періоду її експлуатації не вчинило помітного впливу на стан навколишнього середовища регіону. За весь період експлуатації ССВЯП вміст радіонуклідів в пробах навколишнього середовища в районі майданчика ССВЯП відповідає природному рівню. Потужність дози гамма-випромінювання на відстані 50 метрів від зовнішньої огорожі на висоті 1 метр не перевищує фонових значень. В рамках періодичної переоцінки безпеки на підставі НП 306.2.173-2011 «Вимоги щодо визначення розмірів і меж зони спостереження АЕС» проведено уточнення розміру зони спостереження ЗАЕС, в ході якого були виконані наступні роботи:

визначено перелік найбільш представницьких запроектних аварій, які призводять до максимальних викидів радіоактивних матеріалів за межі ЯПВУ і локалізуючих систем безпеки;

визначений початковий запас активності в ядерному паливі енергоблока;

проведені розрахунки по оцінці величини викиду за межі енергоблока;

проведено розрахунок доз опромінення від радіоактивного викиду за межі енергоблока для запроектних аварій і визначені розміри зони спостереження.

За результатами розрахунку встановлено, що розмір зони спостереження не перевищує встановлені проектом 30 км. Звіт «Уточнение размера зоны наблюдения ЗАЭС в рамках периодической переоценки безопасности» узгоджений Держатомрегулювання листом вих. №15-11/3-5383 від 19.08.2014. У ВП ЗАЕС виконуються роботи по вдосконаленню радіаційної безпеки та радіаційного захисту, а саме:

виконується реалізація заходів, передбачених «Программой повышения радиационной безопасности ОП ЗАЭС» 00.РБ.00.ПМ.24-16. Програма конкретизує діяльність підрозділів в частині поглиблення міжнародних принципів управління дозами опромінення персоналу ВП ЗАЕС і передбачають впровадження ряду організаційно-технічних заходів з



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 368

метою подальшого зниження колективних та індивідуальних доз опромінення, вдосконалення методів управління радіаційним захистом у ВП ЗАЕС (див. далі);

введений в промислову експлуатацію програмний комплекс «DoseCalc», призначений для розрахунку ефективних доз внутрішнього опромінення за результатами ІДК;

триває реалізація заходів «Программы реконструкции систем радиационного контроля АЭС Украины»;

Оптимізація радіаційного захисту відповідно до НРБУ-97 є одним з основоположних принципів радіаційної безпеки. Прихильність до цього принципу, в першу чергу, має на увазі цілеспрямованість і планомірність дій щодо зниження доз опромінення персоналу і населення на всіх стадіях життєвого циклу АЕС.

Для цих цілей на ВП ЗАЕС введена в дію переглянута «Программа повышения радиационной безопасности ОП ЗАЭС» 00.РБ.00.ПМ.24-16, яка визначає заходи щодо підвищення рівня радіаційної безпеки та забезпечення радіаційного захисту на Запорізькій АЕС і встановлює терміни виконання даних заходів.

Метою даної програми є вирішення основних завдань забезпечення радіаційної безпеки персоналу, населення та навколишнього середовища. А саме:

дотримання лімітів доз і правил безпечної експлуатації енергоблоків;

підвищення ефективності радіаційного захисту відповідно до принципу оптимізації з урахуванням міжнародної і передової вітчизняної практики ведення діяльності з радіаційного захисту і впровадження принципу ALARA;

приведення експлуатації АЕС у відповідність до вимог НД і стандартів;

виконання приписів і вимог регулюючих органів;

усунення причин перевищення А-ТР і КР;

зниження радіаційного впливу на персонал, населення і навколишнє середовище за рахунок оптимізації радіаційного захисту персоналу, зниження викидів і скидів в навколишнє середовище, підвищення культури безпеки.

Програма підвищення рівня радіаційного захисту та забезпечення радіаційної безпеки на ЗАЕС:



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 369

визначає комплекс організаційно-технічних заходів на перспективу, їх пріоритетність фінансування і впровадження, місце і умови їх впровадження;

встановлює відповідальність за їх виконання і терміни впровадження;

визначає звітність про хід виконання заходів.

Програма передбачає виконання комплексу заходів щодо підвищення рівня радіаційної безпеки на ЗАЕС за різними напрямками діяльності:

вдосконалення методів і засобів вимірювань;

заходи (в тому числі компенсуючі) щодо усунення відступів від діючих в Україні нормативних документів у галузі радіаційного захисту;

рівень підготовки персоналу з радіаційного захисту та радіаційної безпеки.

Програма по суті свого змісту є, поряд з діючими на ЗАЕС документами, основним з елементів в системі програми якості та системи управління з радіаційного захисту ЗАЕС.

Ця програма поширюється на всі підрозділи і організації, які здійснюють діяльність в ВП ЗАЕС і є обов'язковою для виконання. В цілому система радіаційного контролю впливу ВП ЗАЕС на навколишнє середовище відповідає вимогам МАГАТЕ і кращим світовим практикам. Система дозволяє адекватно оцінювати і контролювати всі радіоактивні потоки, динаміку зміни радіаційної обстановки за всіма компонентами навколишнього середовища. Окремі невідповідності не є критичними і можуть розглядатися як рекомендації щодо вдосконалення нормативної бази України. На підставі викладеного, Запорізька АЕС підтверджує виконання заявлених зобов'язань в частині дотримання радіаційної безпеки, виконання заходів з радіаційного захисту і постійно працює над поліпшенням досягнутих результатів. Виходячи з вищесказаного, можна зробити висновок про те, що фактор безпеки відповідає вимогам чинних НД з безпеки, при цьому стан фактора покращується у зв'язку з реалізацією додаткових заходів щодо підвищення безпеки, з урахуванням виконання вимог нововведених нормативних документів, які спрямовані на уточнення вимог з безпеки, і енергоблок №4 може безпечно експлуатуватися в понадпроектний термін до 04.04.2038 року.



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 370

3 ОЦІНКА БЕЗПЕКИ ЕКСПЛУАТАЦІЇ ЕНЕРГОБЛОКА У ПОНАДПРОЕКТНИЙ ПЕРІОД.

3.1 Відповідність вимогам діючих НД і можливість безпечної експлуатації енергоблока за цим критерієм з урахуванням компенсуючих заходів

У ДМАБ енергоблоку №4 виконано аналіз на відповідність проекту енергоблока вимогам НД діючим в Україні станом на 01.10.2008. У факторі безпеки «Проект енергоблоку» (ФБ-1) була виконана актуалізація переліку відступів станом на 08.12.2016, а саме: зі зведеного переліку відступів виключені відступи, які усунуті за час експлуатації енергоблока №4 ВП ЗАЕС, і відступи, при наявності яких можлива безпечна експлуатація систем енергоблока. На ВП ЗАЕС в 1996 р. проходила місія експертів МАГАТЕ, метою якої було ідентифікувати основні дефіцити експлуатаційної безпеки й проектних рішень ВВЕР-1000/320 і дати консультацію з точки зору повноти й адекватності заходів щодо підвищення безпеки. За результатами місії був розроблений звіт IAEA-EBP-WWER-05 «Проблемы безопасности атомных электростанций с реакторами ВВЭР-1000/320 и их категории» [18]. За минулий період після місії МАГАТЕ був виконаний великий обсяг роботи з усунення зауважень, що визначенi у [18]. Проблеми, віднесені до категорії IV були в повному обсязі усунуті, проблеми категорії III практично всі вирішені, за винятком деяких, які перебувають у завершальній стадії. Великий обсяг робіт був виконаний і у вирішенні проблем стосовно категорій I і II. Остаточне виконання всіх незавершених заходів буде реалізовано в рамках Комплексної (зведеної) програми підвищення безпеки енергоблоків АЕС України. У результаті виконаного аналізу виявлено відступи, стосовно яких не були реалізовані заходи з їх усунення й/або, компенсуючі заходи на енергоблоці №4. Ці відступи й заходи щодо їх усунень наведено в таблиці 3.1. Аналіз відступів розглядався з точки зору впливу на основні функції безпеки:

керування потужністю;

охолодження ядерного палива;

локалізація радіоактивних продуктів. Відступи класифікувалися залежно від впливу на безпеку. Підхід до класифікації відступів передбачав аналогію із принципами МАГАТЕ. Залежно від впливу на безпеку відступу надається одна із чотирьох категорій (Категорія I - Категорія IV) залежно від:

чи є даний відступ важливим для безпеки;

чи знижується глибокоешелонований захист;

яка терміновість прийняття компенсуючих заходів.



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 371

Для кожного заходу, відповідно до категорії впливу на безпеку, за необхідностю, були визначені:

заходи щодо ліквідації відступів й/або пом'якшення їх наслідків;

компенсуючі заходи для зниження впливу відступів. Підвищення рівня безпеки є однією з умов безпечної роботи енергоблока у понадпроектний період і виконується відповідно до розробленої НАЕК «Енергоатом» Комплексної (зведеної) програми підвищення безпеки для РУ В-320, погодженої Держатомрегулювання листом №15-13/7605 від 30.11.2010 [17]. Відповідно до цієї програми розроблено План-графік реалізації заходів щодо виконання Комплексної (зведеної) програми підвищення безпеки для РУ В-320, який щорічно уточнюється АЕС і узгоджується ДІЯРУ. У План-графіку вказуються терміни реалізації заходів для кожного з енергоблоків АЕС. Заходи для приведення енергоблока №4 в стан відповідний вимогам НТД, що не увійшли до КзПБ, включені в «Программу подготовки энергоблока №4 ОП ЗАЭС к эксплуатации в сверхпроектный срок» 04.МР.00.ПМ.22-16/Н.


ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 372

Таблиця 3.1 Зведений перелік відступів від діючої НТД енергоблока №4 Запорізької АЕС

Найменування відступу Кате-горія

Пункт пра-вил

Оцінка впливу на безпеку Захід щодо усунення відступу

Захід щодо змен-шення наслідків

відступу

Програма вико-нання

1 ЗАГАЛЬНА ЧАСТИНА 1.1 Проект ЛСБ розроблений на основі загальнопромислових норм, що діяли до введення останніх редакцій «Норм строи-тельного проектирования АС» (ПиНАЭ-5.6), «Норм проектирования сейсмостой-ких АС» (ПНАЭГ-5-006-87), «Норм прое-ктирования железобетонных сооружений ЛСБ АС» (ПНАЭГ-10-007-89)

II п.3.1.2 ПНАЭГ- 10- 021-90 п.8.1.11 НП 306.2. 141-2008

Впливає на без-пеку

Виконати розрахункові обґрунту-вання міцності й несучої здатності конструкцій ЛСБ на весь спектр впливів, передбачених ПиНАЭ-5,6, за допомогою проблемно-орієнтованого комплексу програм. Обладнати енергоблок системою дистанційного контролю зусиль в армоканатах системи переднатяг-нення захисної оболонки (КзПБ №16202).

Керуватися техніч-ними рішеннями, що встановлюють зу-силля натягу в армо-канатах захисної оболонки

№ 16202 КзПБ Термін виконан-ня- 31.12.2018

1.2 У проекті енергоблока не обґрунтова-ні в повному обсязі заходи щодо попере-дження й захисту систем і елементів, що виконують функції безпеки, від відмов з загальної причини через застосування обладнання СБ не кваліфікованого для всіх проектних режимів і впливів і виго-товленого для умов роботи на АЕС, у тому числі й з сейсмостійкості

II п.8.1.9, 8.1.12, 8.1.18, 8.6.1, 8.8.2, 10.7.1, 10.7.2 НП 306.2. 141-2008 п.III.1.2, III.1.7, III.1.8 НП 306.2.208-2016.


Кваліфікація устаткування й еле-ментів СБ для використання при всіх проектних режимах і впливах, у тому числі й за умовами сейсмо-стійкості, або заміна на сейсмос-тійке, виготовлене для умов роботи на АЕС

Проведення ТО й ремонтів устатку-вання й елементів СБ в обсязі й з пері-одичністю, згідно ТУ на устаткування, і зазначених у таб-лиці 5.2.3-6 книги 5 ДМАБ енергобло-ка №4

№ 10101 КзПБ №13501 КзПБ №17201 КзПБ Термін виконан-ня- 31.12.2018

1.3 У системі технічних і організаційних заходів щодо захисту бар'єрів і збережен-ня їх ефективності й безпосередньо з за-хисту населення відсутні заходи, спрямо-вані на захист локалізуючих СБ від руй-нування пiд час запроектних аварій і під-тримки їх працездатності. Не передбачені технічні засоби для запо-бігання ушкодження герметичного ого-

II п.8.7.8 НП 306.2. 141-2008 п.2.1.7 10-021-90


За результатами розробки імовір-нісного аналізу безпеки (ІАБ - 2 рівня), розроблено комплекс захо-дів щодо забезпечення неруйну-вання ЛСБ пiд час запроектних аварій і підтримці їх у працездат-ному стані. Заходи заплановані до виконання в складі КзПБ і вклю-чають наступні напрямки (згідно

Реалізація заходу щодо контролю вод-ню для ПА. Впрова-дження системи кон-тролю водню під захисною оболон-кою (СКВ) на апара-турі фірми «Siemens» з виходом

№ 16101 КзПБ № 16201 КзПБ № 16203 КзПБ Термін виконан-ня -31.12.2018. № 16205 КзПБ Термін виконан-ня: 1 етап - 31.12.18,


ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 373





відступу


родження пiд час запроектних аварій, що враховуються

карток КзПБ №16101, 16201, 16203, 16205): - за результатами аналізу важких аварій розробити й впровадити заходи, необхідні для запобігання раннього байпасування ГО, вклю-чаючи модернізацію дверей шахти реактора; -аналіз можливості утворення ви-бухонебезпечної концентрації вод-ню в приміщеннях ГО пiд час ава-рії з ушкодженням активної зони; -впровадження системи забезпе-чення водневої безпеки для виклю-чення утворення вибухонебезпеч-них концентрацій газів для важких аварій.

інформації на БЩУ й РЩУ. Проведення регла-ментних контроль-но-профілактичних робіт на СПЗО енер-гоблока з метою за-безпечення міцніст-них характеристик елементів СПЗО пiд час ПА й ЗПА. Проведення регла-ментних робіт з тех-нічного обслугову-вання елементів ЛСБ, спрямованих на захист локалізую-чих СБ від руйну-вання пiд час запро-ектних аваріяй і під-тримки їх працезда-тності. Виконання розра-хункових обґрунту-вань міцності й не-сучої здатності конс-трукцій ЛСБ на весь спектр впливів, пе-редбачених «Норма-ми строительного проектирования АС» (ПиНАЭ-5,6), за до-помогою проблемно-орієнтованого ком-

2 етап – 31.12.19.


ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 374





відступу


плексу програм 1.6 Відсутня методика визначення коефіцієнта очищення фільтрів пiд час вхідного контролю, перед устано-вкою на системи вентиляції й при проведенні регламентних перевірок

II п.12.2.17 ОСПУ

Потенційно мо-же впливати на безпеку, тому що може привести до зниження ефективності контролю над джерелом іонізуючого ви-промінювання й, відповідно, до зниження «гли-бокоешелонова-ного» захисту

1) Розробити концептуальне рі-шення про модифікацію устатку-вання систем вентиляції. 2) У рамках концептуального рі-шення реалізувати заходи, що за-безпечують контроль стану фільт-рів при проведенні регламентних перевірок.

Виконується конт-роль над роботою систем вентиляції, перевірка їх відпові-дності проектним характеристикам при проведенні рег-ламентних переві-рок. Проведення техніч-ного обслуговування з періодичністю встановленою ТУ й заводською докуме-нтацією. Технічне рішення 123456.1020.ЕР.TL/UV/UT.ТР.11889 від 27.10.2016 «О без-опасной эксплуата-ции систем вентиля-ции, имеющих в со-ставе фильтры и ад-сорберы угольные, с отступлениями от требований ДСП 6.177-2005-09-02», які уведені в дію заходами, що компе-нсують відсутність методики визначен-ня коефіцієнта очи-щення фільтрів при

Програма підго-товки енергобло-ка №4 ВП ЗАЕС до довгостроко-вої експлуатації 04.МР.00.ПМ.22-16/Н (див. п.2 Додатка Д). 1. Технічне рі-шення 123456.1020.ЕР.TL/UV/UT.ТР.11889 від 27.10.2016 «О безопасной эксплуатации систем вентиля-ции, имеющих в составе фильтры и адсорберы угольные, с от-ступлениями от требований ДСП 6.177-2005-09-02», погодже-не Держатомре-гулювання (вих.№15-14/1-1368 від 03.03.17). 2. Для визначен-ня ефективності фільтрів при про-веденні регламе-


ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 375





відступу


їхньому вхідному контролі й перед установкою на сис-теми вентиляції.

нтних перевірок виконати моди-фікацію систем вентиляції згідно окремого конце-птуального рі-шення 123456.ЕР.TL./UV.РШ.4562 «О модификации систем вентиля-ции, имеющих в составе высоко-эффективные воздушные (аэро-зольные) филь-тры и адсорберы угольные» (пого-джене Держато-мрегулювання №15-14/5-1/1189 від 19.02.2018), згідно з яким те-рмін виконання заходу для блока №4 ВП ЗАЕС - 31.12.2020.

2 АКТИВНА ЗОНА 2.3 Не передбачене обладнання для пере-міщення ТВЗ при відмовах або порушен-ні умов експлуатації пристроїв переван-таження. Механізми машини перевантажувальної (МП): міст, візок, робоча штанга, фікса-

I п.3.7.1.14 НП 306.2.145-2008 п.6.5.2 ПНАЭ Г-14-029-91

Безпосереднього впливу на безпе-ку не має. Не приводить до порушення МБЕ й до переопро-

Виконати модернізацію машини перевантажувальної, розробити й впровадити устаткування для заве-ршення операцій із ТВЗ.

Не потрібні № 14405 КзПБ Термін виконан-ня- 31.12.2018


ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 376





відступу


тор, захват кластера, не забезпечені руч-ними резервними приводами, що забез-печують можливість приведення МП у безпечний стан при припиненні подачі електропостачання

мінення персо-налу, тому що відсутність да-ного обладнання приводить тіль-ки до затримки виконання робіт з переміщення ядерного палива

2.4 На перевантажувальній машині відсу-тні блокувальні пристрої, що виключа-ють: -підйом ОТВЗ вище відмітки, що забез-печує відповідний шар води для безпеки персоналу, що керує перевантаженням ЯП; -переміщення ПМ у момент встановлення (вилучення) ТВЗ у реактор і гнізда стела-жів БВ і чохлів; -зіткнення штанги ПМ, що транспортує ТВЗ, з конструкціями реактора й басейну перевантаження. Відсутній сигнал від сейсмодатчика на зупинку ПМ

II п.6.5.11 ПНАЭ Г-14-029-91

Впливає на без-пеку. Може при-вести до ушко-дження ТВЗ і, відповідно, зни-жує глибокое-шелонований захист

Необхідне проведення модернізації машини перевантажувальної й за-міна СУМП, що не задовольняє нормативні вимоги.

Розроблено «Руко-водство по эксплуа-тации. Машина пе-регрузочная типа МПС-В-1000-3.У4.2 (механическая часть)» 13456.ЕР.PL. РЗ.03, у якому ви-кладені організаційні заходи щодо забез-печення безпеки при виконанні ТТО із ТВЗ, ПС СУЗ, СВП за допомогою МП. Розроблена «Ин-струкция по обеспе-чению ядерной без-опасности при транспортировке, перегрузке и хране-нии ядерного топли-ва ЗАЭС» 00.ОБ.YM.ИН.01, у якій розглянуті си-туації «Спрацьову-

№ 14405 КзПБ Термін виконан-ня- 31.12.2018


ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 377





відступу


вання уставки АЗ «Сейсмічний вплив на рівні землі понад 6 балів за шкалою MSK-64»

3 ЦІЛІСНІСТЬ КОМПОНЕНТІВ 3.1 Не проведені розрахунки на опір кри-хкому руйнуванню для елементів конс-трукції реактора з корозійно-стійкої сталі (ВКУ) при флюєнсi більш нiж 1·1022 н/м2

II п.5.8 ПНАЭ Г-7-002-86


Виконати НДР для одержання ви-хідних даних для проведення роз-рахунків. Виконати розрахунки опору крих-кому руйнуванню елементів ВКУ реактора [188]

Згідно з робочими програмами періо-дичного контролю над станом основно-го металу, зварених з'єднань і наплав-лень устаткування й трубопроводів, роз-роблювальним на підставі [188], пiд час капітального ремонта реактора (ППР-2011 і далі з періодичністю 4 ро-ки) виконувати, із застосуванням дис-танційних засобів контролю, візуаль-ний огляд металу елементів ВКП реак-тора – шахти, виго-родки, БЗТ. Обсяг контролю ви-значений «Инструк-цией по эксплуата-ции реактора» 320.06.00.00.000 ТО» ОКБ «Гидропресс»

Програма підго-товки енергобло-ка №4 ВП ЗАЕС до довгостроко-вої експлуатації 04.МР.00.ПМ.22-16/Н (див. п.3 Додатка Д). Розрахунки ви-конані. Проведе-на експертиза ДНТЦ ЯРБ. Роз-рахунки відкоре-ктовані згідно зауважень експе-ртизи. На цей час розрахунки пере-бувають у ДНТЦ ЯРБ для перевір-ки повноти й ко-ректності усу-нення зауважень. Планований тер-мін узгодження Рішення про про-довження термі-ну експлуатації ВКП КР ЗАЕС-4


ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 378





відступу


– 30.08.2018. 4 СИСТЕМИ 4.1 Проектом не передбачені заходи щодо запобігання утворення вибухонебезпеч-них концентрацій газів у приміщеннях зони локалізації (усередині гермооболон-ки)

II п.8.7.7 НП 306. 2.141-2008 пп.2.1.8; 4.6.2 ПНАЭГ-10-021-90


Впровадити пасивні допалювачі водню для виключення вибухоне-безпечних концентрацій газів або обґрунтувати забезпечення водне-вої безпеки при аваріях, що врахо-вуються в проекті, і відсутність необхідності впровадження пасив-них допалювачів водню.

Виконати аналіз мо-жливості утворення вибухонебезпечної концентрації водню в приміщеннях ГО для ПА, включаючи аварії з ушкоджен-ням активної зони – виконане

№16201 КзПБ №16203 КзПБ Термін виконан-ня - 31.12.2018. №16205 КзПБ. Термін виконан-ня: 1 етап - 31.12.18, 2 етап – 31.12.19.

4.3 Приміщення РЩУ й БЩУ обслуго-вуються спільними системами вентиляції UV06 і UV55

II п.8.4.7 НП 306.2.141-2008 п.5.6.1.4 ВБН В.1.1-034-03.307-2003


Виконати поділ систем вентиляції UV55 і кондиціювання UV06 від приміщення РЩУ. Розробити автономну припливну систему вентиляції з очищенням повітря для РЩУ

Підвищення пожеж-ної безпеки БЩУ й РЩУ

Концептуальне рішення 34.ЕР.UV.РШ.3944 «О рекон-струкции систем вентиляции и кондиционирова-ния воздуха, об-служивающих помещения АСУ ТП РО на энерго-блоках №3,4». Термін виконан-ня - 31.08.2019

4.4 Проектом не передбачена система контролю переміщень трубопроводів першого контуру

II п.3.5.12 НП 306.2.145-2008

Можливі зміни в роботі опорно-підвісної систе-ми (защемлення трубопроводу на ковзні й напря-мних опорах, обірвання підві-сок та ін.) мо-

Установка на трубопроводах 1-го контуру системи виміру й фіксацій максимальних переміщень.

У процесі пускових операцій після ППР енергоблока прово-дити контроль пере-міщення трубопро-водів першого кон-туру за документом «Программа провер-ки технического сос-

№14102 КзПБ Термін виконан-ня - 31.12.2018


ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 379





відступу


жуть привести до перевищення допустимих ме-ханічних напру-жень у трубоп-роводі й, як на-слідок, до руй-нування трубоп-роводу

тояния элементов крепления трубопро- водных систем и оборудования РО» 123456.РО.00.ПМ.159-16.

4.5 У проекті АС не передбачений авто-матизований контроль активності тепло-носія й виходу радіоактивних речовин за межі герметичного огородження реакто-рної установки

II п.8.3.9 НП 306.2.141-2008

Безпосередньо на безпеку не впливає.

Заміна АКРБ-03. Виконується у два етапи: 1-й етап - заміна апара-тури АКРБ-03, 2-й етап - розши-рення функцій систем радіаційного контролю відповідно до НТД.

Не потрібні. №14401 КзПБ Термін виконан-ня - 31.12.2019

5 КВП і А 5.1 Система контролю й керування не забезпечує автоматичну й/або автомати-зовану діагностику стану й режимів екс-плуатації, у тому числі й технічних і про-грамних засобів системи контролю й ке-рування

II п.8.4.9 НП 306.2. 141-2008

Безпосередньо на безпеку не впливає

У рамках заходів КзПБ 14105, 14106, 14301 виконати заміну, мо-дернізацію (реконструкцію) устат-кування систем контролю й керу-вання енергоблоків на таке, що забезпечує автоматичну діагности-ку стану й режимів експлуатації технічних програмних засобів сис-теми контролю й керування

Не потрібні №14105 КзПБ №14106 КзПБ №14301 КзПБ Термін виконан-ня - 31.12.2018

5.3 Не реалізована концепція течі перед руйнуванням. Проектом РУ не передбачені засоби й способи виявлення місцезнаходження й визначення витрати течі теплоносія пер-шого контуру (у тому числі з 1-го конту-ру в 2-й аварійних ПГ)

II пп.8.3.4, 8.3.8 НП 306.2. 141-2008 п.3.5.15 НП 306.2. 145-2008

Впливає. Визначення міс-цезнаходження течі теплоносія першого конту-ру впливає на час вживання заходів по відсі-канню місця течі й зменшенню

1 Впровадити концепцію «теча перед руйнуванням», контроль протікання теплоносія першого контуру. 2 Розробка й впровадження систе-ми оперативного контролю розміру течі з 1 контуру у 2-й аварійного ПГ по N16/ІРГ або іншим спосо-бом.

Впроваджена систе-ма оперативного контролю розміру течі з 1 контуру в 2-й аварійного ПГ по N16/ІРГ - технічне рішення 123456.РБ.XQ.ТР.10471 від 08.01.2013 «О вводе в промыш-

№12102 КзПБ №13502 КзПБ Термін виконан-ня - 31.12.2018 №12401 КзПБ Термін виконан-ня - 31.12.2020


ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 380





відступу


втрат теплоносія 1 контуру й, та-ким чином, на час ліквідації й наслідкі аварії

ленную эксплуа-тацию оборудования си-стемы оператив-ного кон-троля раз-мера течи 1-го кон-тура во 2-й и опреде-ления аварийного ПГ по активности N16/ИРГ на энерго-блоках №1-6».

5.4 Діапазони виміру блоків і пристроїв детектувания (типів БДМГ, УДЖГ, БДАБ, УДГБ) не відповідають вимогам діючих НТД

I КНД 95.2.01. 03. 022-97 табл. 1 ГНД95.1.10.13.046-99 табл.3 Додаток А СОУ-Н ЯЕК 1.005.2007

Не впливає на безпеку значним чином

Розробити й впровадити блоки й пристрої детектування з діапазо-нами виміру, відповідними до ви-мог НТД.

Не потрібні, тому що контроль по каналах АСРК доповнюється інформацією на пе-реносних радіомет-ричних, дозиметри-чних приладах і/або відбором проб від-повідно до регламе-нту РК при експлуа-тації АС

№14401 КзПБ Термін виконан-ня- 31.12.2019

5.6 Відсутні заходи щодо збереження ін-формації в умовах запроектних аварій

II п.8.4.5, 8.4.8 НП 306.2.141-2008 3.4.5, 3.5.14 НП 306.2. 145-2008

Не приводить до порушення меж безпечної екс-плуатації

У рамках кризових центрів забез-печити енергоблок технічними засобами збереження інформації в умовах запроектних аварій («чор-ний ящик»). Впровадження аварійного КВП (АКВП) з розширеним діапазоном вимірів контрольованих технологі-чних параметрів у ПАМС, які по-винні із установленим запасом охоплювати значення, які прогно-зуються (розраховані) при важкому ушкодженні активної зони, вклю-

У цей час проектні засоби реєстрації забезпечують збере-ження інформації у всіх проектних й більшості запроект-них аварій. Крім то-го, частина основних параметрів реєстру-ється шляхом запи-сів оперативного персоналу. Додаткових компен-

№14101КзПБ №14103 КзПБ №14403 КзПБ Термін виконан-ня – 31.12.2018


ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 381





відступу


чаючи її повне розплавлювання й вихід за межі першого контуру, порушенні цілісності границі т.н. 1-го контуру й ГО.

суючих заходів не потрібно

6 ЕЛЕКТРОПОСТАЧАННЯ 6.1 Проект енергоблока не відповідає ви-могам НП 306.2.205-2016

(II) НП 306.2.205-2016 розділ І, п.1.4 розділ ІІ, п. 6, 7, 14 розділ ІV, п. 8, 10, 11 розділ V, п.1.24, 1.25, 1.28, 4.3, 5.3, 6.2, 10.5

Можливий вплив на безпеку

Виконання заходів згідно «Перелі-ку заходів із впровадження у ДП «НАЕК «Енергоатом» нормативно-правового акту НП 306.2.205-2016 «Вимоги до систем електропоста-чання, важливих для безпеки атом-них станцій», погоджених ДІЯРУ листом вих.№15-15/1-3205 від 17.05.18р.

Не потрібно «Перелік заходів із впровадження у ДП «НАЕК «Енергоатом» нормативно-правового акту НП 306.2.205-2016 «Вимоги до систем електро-постачання, важ-ливих для безпе-ки атомних стан-цій», погоджений ДІЯРУ вих.№15-15/1-3205 від 17.05.18р.

7 НЕБЕЗПЕКИ ВНУТРІШНЬОГО ПОХОДЖЕННЯ 7.1 Відсутня система димовидалення з пожежонебезпечних приміщень і евакуа-ційних коридорів, що не мають обмежень зі зв'язку з навколишнім середовищем

I п. 5.6.2.1 ВБН В.1.1-034-03.307-2003 п. 5.2у СНиП 2.04.05-91 п.10.11.5 НП 306.2. 141-2008

Не приводить до перевищення меж безпечної експлуатації, тому що не при-водить до відмов по загальній причині. Може бути ускладнена евакуація персо-налу

Реалізація заходу згідно «Концеп-ції впровадження на АЕС України системи протидимного захисту для приміщень і шляхів евакуації, що не мають обмежень по зв'язку з навколишнім середовищем» і га-лузевого техрішення №ТР-М.1234. 08. СПДЗ. 109-07 від 12.03.2007

Організаційно-технічні заходи що-до евакуації персо-налу відображені в оперативних картках пожежогасіння



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 382





відступу


7.2 Підвищується ймовірність невико-нання функцій засобами пожежної сигна-лізації при землетрусах або при всіляких механічних, хімічних і інших впливах, тому що ці засоби виконані в загальноп-ромисловому виконанні, не сейсмостій-кому

II пп.6.13, 7.2.3 ВБН В.1.1-034-03.307-2003 НАПБ 03.005-2002

Впливає на без-пеку. Підвищується ймовірність ви-никнення ВСА, тому що при сейсмічних, ме-ханічних, хіміч-них і інших впливах може виникнути не-контрольована пожежа, яка ви-являється тільки обхідниками

Зробити заміну засобів пожежної сигналізації на відповідну вимогам Протипожежних норм проектуван-ня АС ВБН В.1.1-034-03.307-2003 НАПБ 03.005-2002 до обладнання АС відповідно з рішенням №ТР-М.1234-05.059-03 від 24.11.2003р. «О концепции реконструкции сис-темы автоматической пожарной сигнализации АЭС Украины с реа-кторами ВВЭР-1000».

На період до впро-вадження засобів пожежної сигналіза-ції, що відповідають вимогам до облад-нання АС, безпека забезпечується ви-конанням вимог ІЛА з дій оперативного персоналу АС в умо-вах МРЗ при відмові АПС, у тому числі з видачею помилкових сигналів


7.3 Герметичні проходки типу ПГКК не відповідають вимогам з вогнестійкості

II п.4.2.1 ВБН В.1.1-034-03.307-2003 НАПБ 03.005-2002 п.10.11.3 НП 306.2. 141-2008

Впливає на без-пеку, тому що при тривалості пожежі більш 1 години може бути втрата гер-метичності про-ходок

Зробити заміну існуючих модулів у герметичних проходках типу ПГКК на модернізовані, що мають межу вогнестійкості не менш 1,5 години, або повна заміна гермети-чних проходок типу ПГКК на від-повідні гермопроходки фірми «Элокс»

Для зниження по-жежонебезпеки в приміщеннях, де перебувають герме-тичні проходки, усі кабелі покриті вог-незахисним матеріа-лом


7.4 Не встановлена пожежна сигналізація в приміщеннях СБ і СВБ на РЩУ

II п.10.11.5 НП 306.2. 141-2008 п.6.1.16 ВБН В.1.1-034-03.307-2003 НАПБ 03.005-2002

Впливає на без-пеку. Не забез-печується конт-роль пожежної безпеки примі-щень при роботі із РЩУ

Виконати пожежну сигналізацію приміщень СБ, СВБ на РЩУ при заміні засобів пожежної сигналіза-ції відповідно до техрішення №ТР-М.1234-05.059-03 від 24.11.2003р. «О концепции реконструкции сис-темы автоматической пожарной сигнализации АЭС Украины с реа-кторами ВВЭР-1000».

На період до впро-вадження пожежної сигналізації, персо-нал повинен забез-печувати оператив-ний обхід приміщень із метою виключен-ня невиявлених по-жеж


7.5 Не встановлене дистанційне керуван- I п.7.3.8 Не впливає на Розробити й впровадити проект з В експлуатаційній №17101 КзПБ


ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 383





відступу


ня із РЩУ й БЩУ електроприводними засувками пожежогасіння на маслогоспо-дарстві РДЕС

ВБН В.1.1-034-03.307-2003 НАПБ 03.005-2002

безпеку значним чином

дистанційного керування із БЩУ й РЩУ засувок пожежогасіння РДЕС

документації перед-бачити більш часті обходи (через 3 г)

Термін виконан-ня - 31.12.2018

7.6 При пожежі в приміщенні одного з каналів СБ не передбачене одночасне автоматичне вмикання електродвигунів насосів і засувок установок автоматично-го пожежогасіння двох інших каналів (вмикається тільки 1 канал)

I п. 7.3.3 ВБН В.1.1-034-03.307-2003 НАПБ 03.005-2002

Впливає на без-пеку незначним чином

Виконати проект реконструкції, з дотриманням усіх вимог ВБН В.1.1-034-03.307-2003 НАПБ 03.005-2002

До реалізації проек-ту безпечна експлуа-тація забезпечується за рахунок можливо-сті дистанційного включення із БЩУ насосів двох інших систем СБ


7.7 У приміщеннях систем безпеки з еле-ктричною й електронною апаратурою є тільки пожежна сигналізація й первинні засоби пожежогасіння. Установки газового пожежогасіння (ав-томатичної й неавтоматичної дії) відсутні

I р.1.4 Додаток Е НАПБ 03.005-2002 10.11.5 НП 306.2. 141-2008

Не приводить до перевищення меж безпечної експлуатації, тому що на ста-нції в цих при-міщеннях вико-ристовуються локальні устано-вки газового пожежогасіння 2БР2МА (вугле-кислотні з руч-ним пуском) і інші первинні засоби пожежо-гасіння

Розробити й впровадити в примі-щеннях з електронною й електрич-ною апаратурою проект стаціонар-них установок газового пожежога-сіння (автоматичної й неавтомати-чної дії) Рішення ОТР №ТР-М. 1234.05.058.03 від 24.11.03

Внесене в експлуа-таційні документи вимога: при прохо-дженні сигналу від пожежних сповіщу-вачів відправити в приміщення черго-вого електромонтера для перевірки вірогі-дності сигналу й приведення в дію первинних засобів пожежогасіння з метою локалізації пожежі

№17103 КзПБ Термін виконан-ня - 31.12.2018 №17106 КзПБ Термін виконан-ня - 31.12.2020

8 НЕБЕЗПЕКИ ЗОВНІШНЬОГО ПОХОДЖЕННЯ 8.1 Проект енергоблока не відповідає ви-могам НП 306.2.208-2016

(II) НП 306.2.208-2016 розділ ІІ, п.4.2-4.3

Можливий вплив на безпеку

Виконання «Організаційно-технічних заходів ДП «НАЕК «Енергоатом» з впровадження НП 306.2.208-2016 «Вимоги до сейс-

Не потрібно Організаційно-технічні заходи ДП «НАЕК «Енергоатом» з


ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 384





відступу


розділ ІІІ, п. 1.2, 1.3, 2.12, 4.5, 4.9, 5.6 розділ V, п.2.5, 2.6

мостійкого проектування та оцінки сейсмічної безпеки енергоблоків атомних станцій», погоджених ДІЯРУ листом вих. №15-33/1216 від 20.02.18р.

впровадження НП 306.2.208-2016 пог. Держа-томрегулювання вих. №15-33/1216 від 20.02.2018р.

9 АНАЛІЗ АВАРІЙ 9.2 Відсутні інтегральні значення ЧПАЗ, ЧПП, ЧГАВ з урахуванням сейсмічних впливів для всіх станів РУ й БВ. В ЗАБ не розглянуті всі можливі внутрі-шні й зовнішні події із частотою виник-нення більше, чім 10-7 1/рік при різних станах РУ, а також їх можливі комбінації

II п.4.21, 4.4 НП 306.2.162-2010

Можливий вплив на безпе-ку. Див. інфор-маційну картку 9.2 кн.8 ч.5 ДМАБ енерго-блока №4

1. Реалізувати захід КзПБ №19106 «Розробка сейсмічного ІАБ» і ви-конати розрахунки інтегральних ЧПАЗ, ЧПП, ЧГАВ з урахуванням сейсмічних впливів для всіх станів РУ й БВ. 2. Розробити галузевий документ (методику), яка визначає комбіна-цію вихідних подій. 3. На підставі погодженої Держа-томрегулювання методики враху-вати можливі комбінації внутріш-ніх і зовнішніх подій із частотою виникнення більше, чим 10-7 1/рік при різних станах РУ в матеріалах аналізу безпеки

Не потрібно №19106 КзПБ Термін виконан-ня – 31.12.2020

10 ЕКСПЛУАТАЦІЙНА БЕЗПЕКА -

Примітка: Нумерація найменування відступу наведена відповідно до таблиці №7.3.2.1 книги 8 частини 5 ДМАБ Енергоблока №4 ЗАЕС 21.4.59.ПРО.01.07 і табл. 25 ФБ-1.



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 385

3.2 Умови забезпечення безпечної експлуатації енергоблоку у понадпроектний період Забезпечення безпеки експлуатації енергоблоку визначається результатами діяльності, які реалізуються в процесі експлуатації, включаючи оцінки безпеки, виконані в складі ЗППБ і наступними напрямками діяльності:

забезпечення відповідності вимогам діючих НД;

реалізація заходів щодо підвищення безпеки;

діяльність з керування старінням;

діяльність з кваліфікації обладнання;

заміна обладнання, термiн експлуатації якого минув;

заходи щодо подальшого вдосконалювання систем обігу з РАО;

удосконалювання існуючої експлуатаційний документації з урахуванням заходів, які реалізуються в усіх напрямках.

3.3 Оцінка впливу запланованих заходів на рівень безпеки енергоблоку У даному розділі представлена оцінка впливу запланованих заходів щодо підвищення безпеки енергоблоку №4 ВП ЗАЕС на рівень безпеки. Перелік запропонованих заходів щодо підвищення безпеки, реалізація яких дозволить суттєво знизити значення ЧПАЗ, ЧПП, ЧГАВ РУ й ЧГАВ БВ, і їх кількісна оцінка наведені в [71]. У кількісному вираженні результати оцінки впливу реалізації всіх запропонованих заходів на рівень безпеки енергоблоку №4 ЗАЕС наведено в таблиці 3.2. Таблиця 3.2 Сумарний вплив реалізації заходів на інтегральне значення ЧПАЗ, ЧПП, ЧГАВ РУ та ЧГАВ БВ

№ п.п. Стан Кількісний показник безпеки

Інтегральне значення,

1/рік

1 Поточний стан

ЧПАЗ 6.45E-06 ЧГАВ РУ 5.09E-06 ЧПП 5.82E-06 ЧГАВ БВ 5.57E-06

2 Прогноз за результатами реаліза-ції заходів

ЧПАЗ 4.56E-06 ЧГАВ РУ 3.61E-06 ЧПП 4.38E-07 ЧГАВ БВ 1.83E-07

Отримані в результаті кількісних розрахунків значення ЧПАЗ і ЧГАВ для РУ повністю задовольняють імовірнісним критеріям безпеки, встановленим у НП 306.2.141-2008 [3]. За результатами кількісної оцінки можна зробити висновок про те, що реалізація всього комплексу запропонованих заходів на підставі результатів ІАБ 1-го й 2-го рівня РУ для повного спектра подій веде до значного зниження ризику пошкодження активної зони (зниження інтегрального значення ЧПАЗ становить близько 29.3%), а також до зниження ризику



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 386

виникнення граничного аварійного викиду (зниження ЧГАВ становить 29.08%). Реалізація комплексу запропонованих заходів на підставі результатів ІАБ 1-го й 2-го рівня для БВ веде до значного зниження ризику пошкодження палива (зниження інтегрального значення ЧПП становить близько 92.47%), а також до зниження ризику виникнення граничного аварійного викиду (зниження ЧГАВ становить близько 96.71%). Таким чином, можна зробити висновок, що плановані ЗАЕС технічні й організаційні заходи на період понадпроектної експлуатації енергоблоку дозволять забезпечити подальше поліпшення показників безпеки. Оцінка й прогноз стану ФБ-6 на період понадпроектної експлуатації енергоблоку вимагає постійного вивчення, контролю й аналізу реалізованих на енергоблоці модернізацій і заходів, спрямованих на підвищення безпеки.



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 387

4 ПЛАН РЕАЛИЗАЦІЇ КОРИГУЮЧИХ ЗАХОДIВ

4.1 Заходи щодо підвищення безпеки У таблиці 4.1 представлено докладний перелік заходів, розроблений за результатами переоцінки безпеки енергоблоку №4 ВП ЗАЕС, спрямованих на усунення дефіциту безпеки енергоблоку №4, розподілених за характерними областями і категоріями. Для приведення проектної безпеки енергоблоку №4 ЗАЕС у відповідність національним і міжнародним вимогам НТД з безпеки розроблені й реалізуються заходи «Комплексної (зведеної) програми підвищення рівня безпеки енергоблоків атомних електростанцій» [17].


ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 388

Таблица 4.1 Перелiк заходiв розроблених за результатами переоцiнки безпеки енергоблоку №4 ВП ЗАЕС

№ Опис заходу Програма, що ре-алізує захід

Строк виконання Стан виконання Напрямок безпеки

01-01-01 Розробка матеріалів і виконання кваліфікації елементів енергоблоку

КзПБ №10101 Згідно з план-графіком КзПБ

Виконується

Загальне

01-02-01 Впровадження встаткування й методики про-ведення сипiнг-методу КГО в робочій штанзі перевантажувальної машини в процесі транс-портування ТВЗ



Активна зона реактора й обіг з паливом

01-03-01 Забезпечення підживлення й охолодження ба-сейну витримки в умовах тривалого повного знеструмлення АЕС



Активна зона реактора й обіг з паливом

01-04-01 Впровадження концепції «теча перед руйну-ванням» для ГЦТ 1-го контуру



Цілісність компонентів

01-05-01 Впровадження вдосконаленої системи діагнос-тики щільності т/о САОЗ


Виконано Цілісність компонентів

01-06-01 Впровадження встаткування для вдосконален-ня ущільнення головного роз’єму реактора


Виконується Цілісність компонентів

01-07-01 Розробка й реалізація організаційно-технічних заходів щодо керування аварією: теча теплоно-сія з 1- го контуру в 2- ой еквівалентним пере-тином Ду 100

КзПБ №12401

Згідно з план-графіком КзПБ

Виконується Цілісність компонентів

01-08-01 Забезпечення працездатності ШРУ-А пiд час витікання пароводяної суміші, води, а також із забезпеченням надійного виконання функції аварійного скидання тиску


Виконується Системи

01-09-01 Забезпечення можливості введення в роботу КзПБ №13304 Згідно з план- Виконується Системи


ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 389



системи продувки-підживлення у випадку ло-калізації ГО й забезпечення автоматичного введення в роботу системи борного концентра-ту (ТВ10) у випадку течі 1-го контуру.

графіком КзПБ

01-10-01 Забезпечення підживлення ПГ в умовах трива-лого повного знеструмлення АЕС



Системи

01-11-01 Модернізація САОЗ ВТ для забезпечення мож-ливості керування тиском на напорі при роботі насоса системи на 1- й контур



01-12-01 Заміна автономних кондиціонерів на кондиціо-нери, кваліфіковані на “жорсткі” умови й сейс-мічні впливи



01-13-01 Впровадження комплексної системи діагности-ки систем РУ



01-14-01 Організація нових місць контролю концентра-ції бору-10 у системах, пов'язаних з 1-м конту-ром.



Системи

01-15-01 Впровадження «прочноплотных глушек» у ко-лекторах ПГ при виконанні ремонтних робіт



Системи

01-16-01 Забезпечення працездатності споживачів сис-теми технічної води групи «А» при зневодню-ванні бризкальних басейнів


Виконується Виконується разом із заходом 11305 (Забез-печення підживлення й охолодження басейну витримки в умовах тривалого повного зне-струмлення АЕС)

Системи


ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 390



01-17-01 Приладове забезпечення під час і після аварій КзПБ №14101 Згідно з план-графіком КзПБ

Виконується АСУ ТП

01-18-01 Впровадження системи контролю переміщення трубопроводів 1-го контуру.


Виконується Виконується в рамках заходу 13502 «Впрова-дження комплексної системи діагностики систем РУ» (у складі підсистеми «СВШД»).

АСУ ТП

01-19-01 Модернізація IОС енергоблоку з інтеграцією систем АСРК, АСКРО й СППБ



01-20-01 Модернізація системи нормальної експлуатації важливої для безпеки реакторного відділення (СНЕ ВБ РВ) (контрольно-вимірювальні при-лади (КВП), технологічні захисти, блокування та сигналізація (ТЗБтаС), система автоматично-го регулювання й дистанційного керування (САРтаДК), устаткування спецкорпусiв класу безпеки 3Н)



АСУ ТП

01-21-01 Модернізація системи нормальної експлуатації важливої для безпеки турбінного відділення (СНЕ ВБ ТВ) (контрольно-вимірювальні при-лади (КВП), система контролю механічних ве-личин турбіни (СКМВТ), технологічні захисти, блокування та сигналізація (ТЗБтаС), система автоматичного регулювання та дистанційного керування (САРтаДК)



01-22-01 Модернізація АКНП із інтегруванням системи СКП і реактиметра



АСУ ТП


ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 391



01-23-01 Модернізація АРМ, РОМ з метою приведення у відповідність із вимогами НТД



АСУ ТП

01-24-01 Модернізація системи керування приводами СУЗ, включаючи систему силового живлення



АСУ ТП

01-25-01 Модернізація керуючих систем безпеки із замі-ною УКТС



АСУ ТП

01-26-01 Модернізація систем радіаційного контролю (СРК) АЕС



01-27-01 Впровадження системи по забезпеченню збе-реження інформації в умовах проектних і за-проектних аварій («чорний ящик»)


Виконано АСУ ТП

01-28-01 Модернізація системи керування резервних дизель-генераторів



01-29-01 Модернізація системи керування машини пере-вантажувальної



01-30-01 Модернізація системи АХК- 1,2. Удосконалю-вання й автоматизація водно-хімічного режиму 1- го й 2- го контурів



01-31-01 Інтеграція АСКРО АЕС у Єдину автоматизова-ну систему контролю радіаційної обстановки




ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 392



01-32-01 Забезпечення аварійного електропостачання в умовах тривалого повного знеживлення АЕС


Виконується Електропостачання

01-33-01 Заміна вимикачів 6 кВ у каналах СБ і на СВБ, загальностанційних і блокових схемах СН



01-34-01 Модернізація САЕ 1-й групи надійності (вклю-чаючи заміну АБП, ЩПТ, АБ і т.д.)



01-35-01 Модернізація схем РЗА системи живлення вла-сних потреб 6кВ



01-36-01 Модернізація СВБ із заміною електродвигунів 6 і 0,4 кВ.



01-37-01 Модернізація розподільних пристроїв 0,4 кВ КзПБ №15206 Згідно з план-графіком КзПБ


01-38-01 Модернізація силових і керуючих гермопрохо-док через контаймент


Виконано Електропостачання

01-39-01 Модернізація схем РЗА із впровадженням реле на мікроелектронній базі.



01-40-01 Модернізація системи збудження генератора КзПБ №15212



01-41-01 Установка РТСН-5,6 для підвищення надійнос-ті електропостачання власних потреб

КзПБ №15213




ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 393



01-42-01 Запобігання раннього байпасування ГО в ре-зультаті влучення розплавлених мас активної зони в канали іонізаційних камер АКНП. Мо-дернізація дверей шахти реактора.


Виконується Контаймент і будівельні конс-трукції

01-43-01 Впровадження системи контролю концентрації водню в ГО для запроектних аварій



01-44-01 Оснащення енергоблоків ВП АЕС системами дистанційного контролю зусиль в АК СПЗО


Виконано Контаймент і будівельні конс-трукції

01-45-01 Розробка й впровадження заходів щодо зни-ження концентрації водню в ГО для запроект-них аварій



Контаймент і будівельні конс-трукції

01-46-01 Впровадження системи примусового скидання тиску з СГО



Контаймент і будівельні конс-трукції

01-47-01 Модернізація системи автоматичної пожежної сигналізації приміщень систем безпеки АЕС



Внутрішні небезпеки

01-48-01 Розробка й реалізація системи протидимного захисту приміщень і евакуаційних коридорів РВ, що не мають обмежень по зв'язку з навко-лишнім середовищем




01-49-01 Оснащення стаціонарними установками авто-матичного газового пожежогасіння приміщень АЕС, що містять електричне й електронне встаткування




01-50-01 Оснащення установками автоматичного конт- КзПБ №17104 Згідно з план- Виконується Внутрішні небезпеки


ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 394



ролю силового маслонаповненого встаткування головної схеми видачі потужності АЕС


01-51-01 Модернізація системи автоматичної пожежної сигналізації приміщень РВ, ДВ, ЕЕТУ, МЗ, СК


Виконується Внутрішні небезпеки

01-52-01 Оснащення стаціонарними неавтоматичними установками газового пожежогасіння примі-щень АЕС, що містять електротехнічне й елек-тронне встаткування


Виконується Внутрішні небезпеки

01-53-01 Установка вогнезатр. клапанів на воздуховодах у противопож. перегородок вентиляц. центрів, примiщ. акумуляторних батарей, кабел. споруд і приміщень, що містять електрич. і електронне встаткування, які відокремлюють їх від примiщ. ін. кат. за взривопож. та пожеж. безпе-ки




01-54-01 Устаткування автоматичними установками пожежогасіння трансформаторів власних пот-реб енергоблоків АЕС




01-55-01 Модернізація БЗВК з метою стійкості до внут-рішніх і зовнішніх впливів


У стадії реалізації Внутрішні небезпеки

01-56-01 Забезпечення сейсмостійкості елементів, сис-тем і споруджень, важливих для безпеки



Зовнішні небезпеки

01-57-01 Впровадження системи сейсмологічного моні-торингу майданчика АЕС


Виконується Зовнішні небезпеки

01-58-01 Розробка оперативного IАБ КзПБ №19102 Згідно з план-графіком КзПБ

Виконано Аналізи аварій


ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 395



01-59-01 Облік повного спектра вихідних подій для всіх регламентних станів РУ у IАБ


Виконано Аналізи аварій

01-60-01 Розробка сейсмічного IАБ КзПБ №19106 Згідно з план-графіком КзПБ

Виконується Аналізи аварій

02-01-01 Виконати «Організаційно-технічні заходи щодо впровадження НП 306.2.208-2016 «Вимоги до сейсмостійкого проектування та оцінки сейсмі-чної безпеки енергоблоків атомних станцій». Погоджені Держатомрегулювання №15-33/1216 від 20.02.2018.

За графіком Згідно ОТЗ Виконується Підвищення обґрунтованості оцінки технічного стану

02-02-01 Виконати: - розрахункову оцінку на прогресуючу формо-зміну вигородки з урахуванням уточнення ре-зультатів розігріву й визначення відповідних температур вигородки; - уточнену оцінку крихкої мiцностi кріпильних деталей. Реалізувати заходу щодо керування старінням

04.МР.YС.РШ.379-18

згідно зі строка-ми, встановлени-ми в Рiшеннi 04.МР.YС.РШ.379-18

Виконується Підвищення обґрунтованості оцінки технічного стану

02-03-01 Виконати аналіз відповідності СГО ЛСБ енер-гоблоків ВП ЗАЕС вимогам знову введеного НП 306.2.218-2018.

04.МР.ХА.РШ.103-18

2018 р. Виконується Усунення відступів від вимог НТД

02-04-01 Виконати роботи із приведення СГО ЛСБ у відповідність із вимогами НП 306.2.208-2016.

04.МР.ХА.РШ.103-18

У строки пого-джені з Держато-мрегулювання згідно «Організа-ційно-технічним заходам щодо усунення відсту-пів від вимог НП 306.2.208-2016».

Виконується Усунення відступів від вимог НТД


ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 396



03-01-01 Відкоригувати й погодити «Розгорнутий пере-лік…» з Держатомрегулювання після завер-шення узгодження всіх підсумкових звітів по кваліфікації

КзПБ №10101 Березень 2019 Виконується Кваліфікація встаткування

03-02-01 Виконати додаткові розрахункові обґрунтуван-ня сейсмостійкості опорних конструкцій арма-тури (для 47 одиниць) і виконати додаткове розрахункове обґрунтування функціонування арматури типу KSB при сейсмічних наванта-женнях (для 12 одиниць). Результати розрахун-кових обґрунтувань погодити з Держатомрегу-лювання.

КзПБ №10101 У строки пого-джені з Держато-мрегулювання

Виконується Кваліфікація встаткування

04-01-01 Актуалізувати «Программу управления старе-нием элементов и конструкций энергоблоков 1-6 ВП ЗАЭС» 123456.1020.00.МР.ПМ.23-16, за результатами ОТС і ПСЕ

За графіком Березень 2019 Виконується Загальне

04-02-01 Виконати: - розрахункову оцінку на прогресуючу формо-зміну вигородки з урахуванням уточнення ре-зультатів розігріву й визначення відповідних температур вигородки; - уточнену оцінку крихкої мiцностi кріпильних деталей. Реалізувати заход щодо керування старінням згідно зі строками, установленими в Рiшеннi 04.МР.YС.РШ.379-18

Рiшення 04.МР.YС.РШ.379-18

Згідно Рiшення 03.МР.YC.РШ.4448

Виконується Підвищення обґрунтованості оцінки технічного стану

04-03-01 Виконати аналіз відповідності СГО ЛСБ енер-гоблоків ВП ЗАЕС вимогам знову введеного НП 306.2.218-2018

04.МР.ХА.РШ.103-18

2018 р.


04-04-01 Виконати роботи із приведення СГО ЛСБ у відповідність із вимогами НП 306.2.208-2016.

04.МР.ХА.РШ.103-18

У строки пого-джені з Держато-мрегулювання



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 397



згідно «Організа-ційно-технічним заходам щодо усунення відсту-пів від вимог НП 306.2.208-2016».

04-05-01 Надати в Держатомрегулювання в складі «Річ-ного звіту про реалізацію програми керування старінням енергоблоків № 1-6 ВП ЗАЕС за 2018 рік» результати оцінки ефективності про-грами керування старінням за критеріями, установленим НП 306.2.210-2017.

ФБ-4 січень 2019 Виконується Загальне

06-01-01 Забезпечення подачі охолодної води на ДГ РДЕС на насоси систем безпеки від сторонньо-го джерела (пожежна машина, від сусіднього енергоблоку або водоймища)


Виконується разом із заходом 11305

Системи

06-02-01 Заходу щодо зниження ЧГАВ РУ: Заходу щодо зниження концентрації водню в ГО для запроектних аварій. Впровадження системи примусового скидан-ня тиску з CГО.

КзПБ №16203 КзПБ №16205


Виконується Виконується

Контаймент і будівельні конс-трукції Контаймент і будівельні конс-трукції

06-03-01 Забезпечення підживлення й охолодження БВ в умовах тривалого повного знеструмлення


Виконується Відвід тепла

06-04-01 Розробка сейсмічного IАБ КзПБ №19106 Згідно з план-графіком КзПБ

Виконується Аналізи аварій

07-01-01 Аналіз впливу на безпеку енергоблоку сейсмі- Згідно з план- Виконується Аналізи аварій


ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 398



чних впливів: Одержання акселерограмм та поетажних спек-трів відповідей для значень прискорень, що перевищують МРЗ.

Оцінка запасів сейсмостійкості, включаючи розрахунки сейсмостійкості будинків.

Кваліфікація встаткування, включаючи:

виконання розрахунків на сейсмічні впливи для встаткування, що виконує функції безпеки (устаткування й трубопроводи груп B і C) розрахунки на сейсмічні впливи для ГЦН, ГЦТ, ПГ, КТ, упорскування КТ і дихального тр-ду КТ

Виконання аналізу впливу на безпеку енергоблоку №4 ЗАЕС сейсмічних впливів

КзПБ №18101 КзПБ №10101 КзПБ №19106


07-02-01 Впровадження заходів щодо недопущення ушкодження ГО внаслідок утвору вибухонебе-зпечних концентрацій усередині встаткування й гермооб’єма РВ:

1. Впровадження системи контролю концентрації водню й кисню, а також вологості середовища й забеспечання доступності даних параметрів операторові на БЩУ.

2. Встановлення у гермооб’ємi, у місцях найбільш імовірного скоупчення водню, пасивних автокаталiтичних рекомбiнаторiв водню (ПАРВ).

3. Реалізація «нефiльтрованого» скидання

КзПБ №16201 КзПБ №16205




ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 399



середовища з ГО. 4. Установка фільтруючих систем на систему скидання середовища з ГО, які дозволять уник-нути виникнення важких радіаційних впливів на персонал і населення й не прибігати до впровадження контрзаходів

08-01-01 Впровадження сховища легкого типу для збері-гання кондицiонованих РАО в залізобетонних контейнерах

«Комплексна про-грама поводження з радіоактивними відходами в ДП «НАЕК «Енергоа-том» ПМ-Д.0.18.174-16

2021 рік Виконується Обіг з РАО

08-02-01 Впровадження установки добування РАО зі сховищ ТРО

«Комплексна про-грама поводження з радіоактивними відходами в ДП «НАЕК «Енергоа-том» ПМ-Д.0.18.174-16


08-03-01 Уведення КПРАО в промислову експлуатацію «Комплексна про-грама поводження з радіоактивними відходами в ДП «НАЕК «Енергоа-том» ПМ-Д.0.18.174-16


08-04-01 Впровадження технологій ультразвукової деза-ктивації

«Комплексна про-грама поводження з радіоактивними відходами в ДП «НАЕК «Енергоа-



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 400



том» ПМ-Д.0.18.174-16

08-05-01 Удосконалювання система обліку й контролю РАО

Заплановане впро-вадження установ-ки паспортизації разом із КПРАО


08-06-01 Виконати актуалізацію оцінки безпеки систем обігу з РАО, аналіз состава й кількості РАО, у тому числі стан елементів систем, що перероб-ляють потужностей і наявність обсягів для збе-рігання РАО, при нормальній експлуатації й проектних аваріях.

04.МР.00.ПМ.22-16/Н


11-01-01 Виконання аналізу важких аварій. Розробка РУТА для зниженого рівня потужності й стану останову.


Виконано Експлуатаційна документація

11-02-01 Виконувати перегляд комплектів документів на ремонт устаткування АЕС України й роз-робку відсутньої ремонтної документації.

Виконується в рам-ках робіт з розроб-ки й перегляду від-сутньої ремонтної документації на галузевому рівні. Відповідальність і контроль за укла-дання договору й дотримання строків його виконання покладена на Дире-кцію ДП «НАЕК «Енергоатом»

Постійно Виконується

Експлуатаційна документація

14-01-01 Впровадження (модернізація) АСКРО КзПБ №14408


Виконується Вплив експлуатації на навко-лишнє середовище


ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 401



14-02-01 Впровадження РК потужності експозиційної дози в ГО пiд час МПА

КзПБ №14101


Виконується Вплив експлуатації на навко-лишнє середовище



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 402

4.2 Додаткові заходи щодо забезпечення безпечної експлуатації енергоблоків ВП ЗАЕС після аварії на АЕС «Фукусіма-1» Аварія на АЕС «Фукусіма-1» продемонструвала потенційну уразливість АЕС до зовнішніх екстремальних природних впливів і їх комбінацій, характеристики яких перевищують проектні значення. Додаткова цільова переоцінка безпеки розглядається як перша короткострокова фаза реагування на події на АЕС Фукусіма-1 з метою визначення та реалізації найбільш пріоритетних превентивних і компенсуючих заходів. Відповідно до погодженого Держатомрегулювання України «Плана действий по выполнению целевой внеочередной проверки и дальнейшего повышения безопасности АЭС Украины с учетом событий на Фукусима-1» і «Рекомендованной структурой и содержанием отчета по целевой переоценке безопасности ядерных установок, размещенных на площадке АЭС, с учетом уроков аварии на АЭС «Фукусима-1», у рамках даної роботи для ядерних установок, розміщених на майданчику ВП ЗАЕС, виконана додаткова цільова переоцінка безпеки («стрес-тести») стосовно зовнішніх екстремальних природних впливів, які можуть привести до деградації функцій безпеки й розвитку важких аварій, а також розроблені пропозиції щодо відповідних заходів [176]. Перелік розглянутих зовнішніх екстремальних природних впливів складений на підставі «Рекомендованной структуры и содержания отчета по целевой переоценке безопасности ядерных установок, размещенных на площадке АЭС, с учетом уроков аварии на АЭС «Фукусима-1» з урахуванням специфічних особливостей майданчика ВП ЗАЕС і охоплює всі реально можливі значимі природні впливи:


смерчі;

зовнішні затоплення (екстремальні зливи, екстремальний паводок, можливий підйом ґрунтових вод, аварії на гідротехнічних спорудах);


екстремально високі/низькі температури;

екстремальний вітер;

екстремальний сніг;

комбінація зовнішніх екстремальних природних впливів. Згідно з рекомендаціями Держатомрегулювання України переоцінка безпеки майданчика ВП ЗАЕС виконана стосовно розташування ядерного палива:

в активних зонах РУ;

у басейнах витримки й перевантаження палива (БВ);



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 403

у вузлах свіжого палива (ВСП);

у сухому сховищі ядерного палива, що відробило (ССВЯП). Пiд час виконання цільової переоцінки безпеки використано детерміністичний підхід, при якому постулюються послідовні відмови рівнів глибокоешеланованого захисту, а також не враховується частота виникнення впливів і ймовірність небажаних наслідків. Пiд час оцінцки можливості втрати функцій безпеки й керування важкими аваріями виконані додаткові якісні й розрахункові оцінки наступних аварійних сценаріїв:

втрата зовнішнього електропостачання, включаючи повне знеструмлення АЕС;

втрата тепловідводу до кінцевого поглинача;

комбінація повного знеструмлення й втрати тепловідводу до кінцевого поглинача.

Додатково детально проаналізовані наступні феномени важких аварій:

воднева небезпека;

переопресування ГО. Основні результати за напрямками цільової переоцінки безпеки ВП ЗАЕС, включаючи зведений перелік пропозицій з реалізації заходів щодо підвищення стійкості ЗАЕС до зовнішніх екстремальних природних впливів, втрати функцій безпеки й керуванню аваріями представлені нижче. За результатами виконаної цільової переоцінки безпеки ядерних установок, розміщених на майданчику ВП ЗАЕС, можна зробити наступні узагальнюючі висновки: 1. В проекті ВП ЗАЕС враховані можливі зовнішні екстремальні природні впливи, характерні для майданчика ВП ЗАЕС. Безпека ВП ЗАЕС при проектних значеннях впливів обґрунтована в матеріалах Звіту з аналізу безпеки. Задовільний стан технічних засобів, що забезпечують безпеку ВП ЗАЕС при проектних зовнішніх екстремальних природних впливах забезпечується належним чином, що підтверджується результатами виконаних додаткових перевірок і обходів. 2. Проект ВП ЗАЕС має запаси безпеки стосовно зовнішніх екстремальних природних впливів, характеристики яких перевищують проектні значення, що підтверджується попередніми результатами кваліфікації встаткування. Потрібно завершити початі роботи із кваліфікації будинків і споруджень, систем, елементів і трубопроводів, що виконують функції безпеки. 3. В проекті ВП ЗАЕС не передбачені пасивні системи безпеки й/або мобільні джерела, достатні для забезпечення тривалого (до 72 годин) тепловідводу залишкових тепловиділень від активної зони й басейну витримки у випадку повного знеструмлення й/або втрати тепловідводу до кінцевого поглинача. Слід зазначити, що на майданчику ЗАЕС існують



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 404

додаткові можливості подачі електропостачання в умовах знеструмлення й реалізовані окремі заходи для подачі живильної води в другий контур, однак для забезпечення тривалого тепловідводу в умовах екстремальних впливів потрібна реалізація додаткових заходів. 4. В проекті ВП ЗАЕС не передбачені технічні рішення по керуванню важкими аваріями. Визначені напрямки реалізації заходів щодо наступних стратегій: керування концентрацією водню в ГО; скидання середи з ГО; аварійне електропостачання; підживлення парогенераторів; підживлення БВ; підживлення бризкальних басейнів.

4.2.1 Перелік пропозицій по реалізації заходів щодо підвищення стійкості ЗАЕС до зовнішніх екстремальних природних впливів, втрати функцій безпеки й керуванню аваріями

4.2.1.1 Підвищення стійкості ВП ЗАЕС до зовнішніх екстремальних природних впливів

Виконати заходи, які передбачені «Планом мероприятий по оценке сейсмической опасности и проверке сейсмостойкости действующих АЭС», (Затверджений першим віце-президентом – технічним директором ДП «НАЕК «Енергоатом» 28.09.2009 і погоджений Держатомрегулювання 11.11.2009). Закінчити виконання робіт із сейсмічної кваліфікації устаткування (№10101 КзПБ). Закінчити виконання робіт із забезпечення сейсмостійкості систем і будівельних конструкцій (№18101 КзПБ). Виконати впровадження систем сейсмологічного моніторингу майданчиків АЕС (№18102 КзПБ). Виконати комплекс заходів (№13511 КзПБ), спрямованих на відновлення працездатності дизель-генератора каналу СБ у випадку відмови насосів технічного водопостачання відповідальних споживачів групи А и, відповідно, втрати охолодження зовнішнього контуру дизель-генератора, насосів СБ і інших споживачів СВБ:

забезпечити подачу води в зовнішній контур охолодження дизель-генератора одного з каналів СБ від мобільної насосної установки (МНУ);

забезпечити подачу води на охолодження насосів САОЗ, АЖЕН каналу СБ, у якому відновлюється працездатність дизель-генератора, від МНУ;



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 405

забезпечити подачу охолодної води на компресорну установку каналу СБ, який живиться від працездатного ДГ, від МНУ.

4.2.1.2 Забезпечення можливості тепловідводу залишкових тепловиділень при повному знеструмленні

Забезпечення аварійного підживлення ПГ (№13307 КзПБ):

подача води в ПГ від МНУ (мобільних насосних установок);

подача води в ПГ від наявних стаціонарних насосів інших систем, які потенційно можуть бути використані;

у якості основного джерела аварійної води запропоноване використання баків ТВ40, ТХ10,20,30; зливального дюкеру енергоблоку, підвідного каналу системи циркводозабезпечення [177]. Проведення детального аналізу необхідності підживлення першого контуру пiд час аварії із втратою електропостачання й/або кінцевого поглинача тепла (№13308 КзПБ – строк 31.12.2018): Виконати детальний комплексний аналіз необхідності підживлення першого контуру при аварії із втратою електропостачання й/або кінцевого поглинача тепла. В аналізі необхідно розглянути можливі сценарії розвитку аварій, при яких наявність електроживлення й охолоджуваної води не дозволить виконати підживлення першого контуру й, як компенсуючий захід, необхідно розглянути можливість використання мобільних джерел для підживлення першого контуру. В аналізі необхідно розглянути ряд аспектів, які визначають необхідність підживлення першого контуру, а саме: - можливість втрати теплоносія через систему ущільнення ГЦН, також через IПП КТ у випадку його відмови; - можливість виходу на повторну критичність РУ у випадку організації тепловідводу через другий контур (підживлення ПГ від МНУ) і, відповідно, необхідність компенсації позитивної реактивності від зворотних зв'язків; - безрезультативність підживлення ПГ у випадку, коли повне знеструмлення відбувається при розущільненому реакторі. За результатами виконаного аналізу, при необхідності, виконати передпроектне опрацювання додаткових заходів щодо організації підживлення 1 контуру з визначенням додаткових технічних засобів. [177]. Забезпечення підживлення й охолодження БВ (№11305 КзПБ):

відновлення електроживлення штатних засобів подачі води (насоси охолодження й підживлення БВ від МДГС 0,4 кВ);

подача води в БВ від МНУ (мобільних насосних установок);

підживлення БВ від джерел борованої води і додаткова можливість подачі неборірованной води за умови недоступності джерел



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 406

боросодержащей води в відсіки зі стелажами ущільненого зберігання палива [177];

Забезпечення аварійного електропостачання в умовах тривалого повного обесточения АЕС (№15103 КзПБ):

підключення мобільного дизель-генератора для відновлення енергопостачання систем контролю й керування устаткуванням СБ, КИПиА, заряду АБ систем безпеки, насосів TQ14,24,34D01, компресорної уставнокі US11(21,31)D01, насоса розхолоджування БВ TG11(12,13)D01;

передбачається забезпечення електропостачання від МДГС 0,4 кВ [177]. 4.2.1.3 Керування важкими аваріями

Завершення розробки й обґрунтування КУВА (№19204 КзПБ). Розробка й впровадження комплексу заходів, необхідних для реалізації стратегій керування ВА: впровадження системи контролю концентрації водню в ГО для запроек-

тних аварій (№16201 КзПБ); впровадження системи примусового скидання тиску з СГО (№16205

КзПБ); впровадження заходів щодо зниження концентрації водню в ГО при за-

проектних аваріях (№16203 КзПБ); розглянути можливість забезпечення цілісності корпуса реактора (мож-

ливість затоплення водою бетонної шахти реактора; забезпечення цілісності ГО при взаємодії з коріумом (розплавом актив-

ної зони) на внекорпуснiй стадії важкої аварії (№16101 КзПБ); розробка й впровадження комплексу заходів, спрямованих на забезпе-

чення функціонування встаткування, необхідного для реалізації страте-гій КУВА;

розробка й впровадження комплексу заходів, спрямованих на реаліза-цію діагностики в умовах важких аварій (засобу ПАМС) (№14101 КзПБ).



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 407

РОЗДІЛ 5 «ВИСНОВКИ ЩОДО МОЖЛИВОСТI ПОДАЛЬШОЇ ЕКСПЛУАТАЦIЇ ЕНЕРГОБЛОКУ №4 ВП ЗАЕС».

Проектний термін експлуатації закінчився 04.04.2018. Проведений аналіз поточної проектної конфігурації енергоблоку (фактор безпеки ФБ-№1) показує, що:

з урахуванням виконаних модернізацій проект енергоблоку включає всі необхідні елементи для забезпечення ефективності бар'єрів на шляху поширення радіоактивності;

забезпечено достатню кількість систем безпеки, для забезпечення готовності систем безпеки застосовані принципи резервування, незалежності, фізичного поділу, різноманітності;

відступи проекту енергоблоку від вимог діючих нормативних документів проаналізовано, оцінено їх вплив на безпеку, за виявленими невідповідностями реалізуються коригувальні заходи;

підтверджено наявність на АЕС комплекту технічної документації, необхідної для забезпечення безпечної експлуатації енергоблоку.

Проведений аналіз технічного стану систем і елементів енергоблоку (фактори безпеки №2-4) показує, що:

технічний стан систем і елементів енергоблоку, важливих для безпеки, забезпечує надійне виконання покладених на них функцій;

здійснюється програма робіт з кваліфікації обладнання, існує система звітності про виконання даних робіт і її надійне зберігання;

виконується програма управління старінням споруд, систем та елементів, важливих для безпеки.

За результатами аналізу безпеки енергоблоку детермiнiстичними і імовірнісними методами (фактори безпеки №5-7) було підтверджено, що на сьогодняшній день для енергоблоку №4 ЗАЕС в достатньому обсязі виконуються вимоги щодо забезпечення безпеки реакторної установки, передбачені нормативними документами. Оцінка аналізу безпеки вимагає постійного вивчення, контролю та аналізу реалізованих на енергоблоці заходів КзПБ та модернізацій, спрямованих на підвищення безпеки, накопичення і підтримки в актуальному стані статистичних даних. За результатами виконаного аналізу безпеки можна стверджувати, що відсутні передумови для зниження рівня безпеки енергоблоку при експлуатації у понадпроектний термін, більш того, існує стійка тенденція підвищення рівня безпеки енергоблоку по мірi впровадження організаційно-технічних заходів різних програм з підвищення безпеки (на момент проведення переоцінки діє програма КзПБ, яка розрахована на період 2011-2020). Попередня кількісна оцінка заходів, спрямованих на підвищення безпеки (див. Розділ 3 глави «Комплексний аналiз безпеки»



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 408

звiту з перiодичної переоцiнки безпеки енергоблоку №4 ВП ЗАЕС), підтверджує, що значення ЧПАЗ і ЧГАВ будуть задовольняти імовірнісним критеріям безпеки, встановленим у НП 306.2.141-2008 «Загальні положення безпеки атомних станцій», та критеріям безпеки МАГАТЕ для діючих енергоблоків АЕС (Accident Analysis for Nuclear Power Plants. ISBN 92-0-115602-2. STI/PUB/1131. IAEA. Vienna. 2002). Отримані прогнозовані значення ЧПАЗ і ЧГАВ представленi в таблиці 3.2 глави «Комплексний аналiз безпеки» звiту з перiодичної переоцiнки безпеки енергоблоку №4 ВП ЗАЕС. Проведений аналіз різних аспектів експлуатації енергоблоку (фактори безпеки №8-13) показує, що:

експлуатація енергоблоку №4 Запорізької АЕС ведеться відповідно до проекту, дотримуються межі і умови безпеки, передбачені ліцензією на експлуатацію, виконуються вимоги чинних норм і правил з ядерної та радіаційної безпеки;

керівники і персонал прихильні принципам культури безпеки;

експлуатаційний персонал має високу кваліфікацію, яка постійно підтримується і підвищується завдяки застосуванню системного підходу до навчання;

експлуатаційна документація відповідає вимогам ядерної та радіаційної безпеки, ясно і чітко визначає всі експлуатаційні режими установки, відповідає аналізам безпеки і поточному стану енергоблоку АЕС;

розроблена і реалізується система обліку експлуатаційних показників безпеки і подій, важливих для безпеки, з виробленням і реалізацією заходів щодо компенсації на всіх однотипних енергоблоках АЕС України, а також враховується зарубіжний досвід і дані останніх наукових та інженерних розробок;

оцінено стан і тенденції зміни безпеки енергоблоку, виходячи з досвіду його експлуатації;

ВП ЗАЕС має відповідні аварійні плани, кваліфікований персонал і устаткування для дій в аварійній ситуації, координує свої плани з Єдиною державною системою запобігання і реагування на надзвичайні ситуації техногенного та природного характеру, загальну координацію якої здійснює Міністерство України з питань надзвичайних ситуацій, і регулярно перевіряє аварійну готовність шляхом навчання і тренувань.

Проведений аналіз радіаційного впливу експлуатації енергоблоку на навколишнє середовище (фактор безпеки №14) показує, що:

радіаційний вплив на навколишнє середовище є істотно нижчим від встановлених санітарних норм і практично знаходиться на рівні природнього фону, виміряного на майданчику до початку експлуатації;



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 409

створена та ефективно діє система контролю за викидами і скидами АЕС.

Результати аналізу впливу експлуатації енергоблоку на навколишнє середовище дозволяють припускати, що в подальшому вплив буде перебувати на цьому ж рівні, тобто немає передумов для погіршення радіаційного стану навколишнього середовища навколо ВП ЗАЕС. Комплексний аналіз оцінених факторів безпеки дозволяє зробити висновок, що проект енергоблоку, технічні засоби та адміністративні заходи щодо захисту споруд, систем та елементів забезпечують безпечну, надійну і ефективну експлуатацію енергоблоку. Безпека експлуатації енергоблоку №4 в понадпроектний термiн забезпечується реалізованими і планованими до реалізації технічними та організаційними заходами, спрямованими на запобігання порушенням нормальної експлуатації, аварійним ситуаціям та аваріям, а також обмеження їх наслідків. Рівень безпеки енергоблоку №4 не нижче встановленого в діючих нормах і правилах з ядерної та радіаційної безпеки. Згідно з виконаними розрахунками, дотримуються цільові критерії безпеки для діючих енергоблоків. Частота важкого пошкодження активної зони менш нiж 10-4 1/рiк. Частота граничного аварійного викиду радіоактивних речовин в навколишнє природне середовище менш нiж 10-5 1/рiк. Плановані ЗАЕС технічні та організаційні заходи на наступні роки дозволять забезпечити подальше поліпшення показників безпеки. Політика ЕО і ВП ЗАЕС, в основу якої покладено принцип постійного підвищення безпеки АЕС, включає постійний контроль і аналіз стану безпеки енергоблоку №4. Результати прогнозування технічного стану критичних елементів енергоблоку, що отримано пiд час виконання періодичної переоцінки безпеки енергоблоку, дозволяють встановити новий термін експлуатації енергоблоку №4 ВП ЗАЕС - до 04.04.2038.



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 410

ПЕРЕЛІК ПОСИЛАНЬ

1. Закон України «Про використання ядерної енергії та радіаційну безпеку» №39/95ВР, зі змінами та доповненнями

2. Закон України «Про дозвільну діяльність у сфері використання ядерної енергії» №1370-XIV, зі змінами та доповненнями

3. НП 306.2.141-2008. Общие положения безопасности атомных станций 4. НП 306.2.106-2005. Вимоги до проведення модифікацій ядерних

установок та порядку оцінки їх безпеки 5. НП 306.2.099-2004. Загальні вимоги до продовження експлуатації

енергоблоків АЕС у понадпроектний строк за результатами здійснення періодичної переоцінки безпеки

6. СОУ-Н ЯЕК 1.004:2007. Вимоги до структури і змісту звіту з періодичної переоцінки безпеки енергоблоків діючих АЕС. – Мінтопенерго, 2007

7. SSG-25, МАГАТЭ, Вена (2014). Серия норм МАГАТЭ по безопасности. «Периодическое рассмотрение безопасности атомных электростанций». Специальное руководство по безопасности. (МАГАТЭ, Вена, 2014 год)

8. 04.МР.00.ПМ.22-16/Н Программа подготовки энергоблока №4 ОП ЗАЭС к эксплуатации в сверхпроектный срок

9. 04.ОК.ПН.06-16 План лицензирования энергоблока №4 ОП ЗАЭС для продления эксплуатации в сверхпроектный срок

10. ЕР75/38-11.210.ОД.3. Программа качества работ по разработке ОППБ энергоблоков №1 и №2 ЗАЭС

11. 21.4.59.ОППБ.01 Отчет по периодической переоценке безопасности энергоблоков №3,4 ОП ЗАЭС. Энергоблок №4. Фактор безопасности №1. Проект энергоблока

12. 21.4.70.ОБ.05.03 Техническое обоснование безопасности. Блок №4 Запорожская АЭС. Книга 6

13. НП 306.2.145-2008 Правила ядерної безпеки реакторних установок атомних станцій з реакторами з водою під тиском

14. СП АС-88 (ДНАОП 0.03-1.73-79). Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомних станций, затверджені МОЗ СРСР, 1988

15. ГГН 6.6.1-6.5.001-98. Нормы радиационной безопасности Украины (НРБУ-97)

16. 21.4.59.ОБ.01 Дополнительные материалы по анализу безопасности. Блок №4 Запорожская АЭС. Книга 8. Часть 5

17. Комплексна (зведена) програма підвищення рівня безпеки енергоблоків атомних електростанцій, затверджена Постановою Кабінету Міністрів України від 7 грудня 2011 року



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 411

18. IAEA-EBP-WWER-05. Проблемы безопасности атомных электростанций с реакторами ВВЭР-1000/320 и их категории

19. 21.5.59.ОБ.03. Запорожская АЭС. Энергоблок № 5. Отчет по анализу безопасности. Анализ запроектных аварий. Итоговый отчет

20. AIEA/EC/UA-T.1-MR05 «Отчет о результатах миссии по оценке проектной безопасности. Задание 1 – оценка проектной безопасности. Запорожская АЭС, энергоблоки №1-6, и Южно-Украинская АЭС, энергоблок №4»;

21. 21.4.59.ОППБ.02. Отчет по периодической переоценке безопасности энергоблоков № 3, 4 ОП ЗАЭС. Фактор безопасности № 2. Текущее техническое состояние систем и элементов энергоблока. Том 1 - 4

22. ПЛ-Д.0.08.425-14. Положение о сопровождении отчетов по анализу безопасности энергоблоков АЭС Украины»

23. ПНАЭ Г-7-008-89. Правила устройства и безопасной эксплуатации оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок

24. ПМ-Т.0.03.061-13.Типовая программа периодического контроля состояния основного металла, сварных соединений, и наплавок оборудования и трубопроводов атомных электростанций с реакторами ВВЭР-1000 (ТППК-13)

25. 320.06.00.00.000ТО. Инструкция по эксплуатации реактора 26. ПМ-Т.0.03.120-08. Типовая программа контроля свойств металла корпусов

реакторов ВВЭР-1000 по образцам-свидетелям 27. 123456.1020.00.МР.ПМ.23-16. Программа управления старением

элементов энергоблоков 1-6 ОП ЗАЭС 28. ПМ-Д.0.03.222–14. Типовая программа по управлению старением

элементов и конструкций энергоблока АЭС 29. 123456.МР.00.ПМ.11-16 «Программа управления старением кабелей

энергоблоков №1-6 ОП ЗАЭС» 30. 21.4.59.ОППБ.04 Отчет по периодической переоценке безопасности

энергоблоков №3, 4 ОП ЗАЭС. Фактор безопасности № 4. Старение сооружений, систем и элементов, важных для безопасности

31. 21.4.59.ОППБ.03 Отчет по периодической переоценке безопасности энергоблоков №3, 4 ОП ЗАЭС. Фактор безопасности № 3. Квалификация оборудования

32. ПМ-Д.0.03.476-09 «Программа работ по квалификации оборудования энергоблоков АЭС ГП «НАЭК «Энергоатом»

33. СТП 0.03.050-2009 «Стандарт предприятия. Квалификация оборудования и технических устройств. Общие требования»

34. 123456.МР.00.ПМ.01-14 «Программа выполнения работ по квалификации оборудования энергоблоков №№1-6 ОП «Запорожская АЭС»



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 412

35. МТ-Т.0.03.305-12 «Типовая методика оценки текущего состояния квалификации оборудования энергоблоков АЭС»

36. МТ-Т.0.03.213-11 «Типовая методика адаптации результатов квалификации оборудования на «жесткие» условия окружающей среды, выполненной на других энергоблоках АЭС»

37. 00.ЗС.00.ТР.11363 от 17.06.2015 «О вводе в действие сейсмических характеристик площадки Запорожской АЭС в качестве исходных данных для оценки сейсмостойкости оборудования, трубопроводов, зданий и сооружений энергоблоков №№ 1÷6 и ОСО» (согласовано Госатомрегулирования исх. №18-29/4-4832 от 30.07.2015)

38. НП 306.5.02/2.068-2003 «Требования к порядку и содержанию работ для продления срока эксплуатации информационных и управляющих систем, важных для безопасности атомных электростанций»

39. №23-КОРО-14 Технический отчет. Оценка текущего состояния квалификации оборудования энергоблока №4 ОП ЗАЭС на «жесткие» условия окружающей среды

40. 123456.МР.00.ПМ.11-16 «Программа управления старением кабелей энергоблоков №1-6 ОП ЗАЭС»

41. 21.4.59.ОППБ.05 Отчет по периодической переоценке безопасности энергоблоков №3, 4 ОП ЗАЭС. Фактор безопасности № 5

42. 21.4.70.ОБ.05. Запорожская АЭС. Энергоблок №4. Отчет по анализу безопасности. Техническое обоснование безопасности

43. ПМ-Д.0.41.491-09 Программа работ по анализу тяжелых аварий и разработке руководств по управлению тяжелыми авариями, введенная в действие приказом НАЭК «Энергоатом» № 48 от 25.01.2010 г.

44. Аналитическое и техническое обоснования Руководств по управлению тяжелыми авариями (РУТА) для энергоблоков №№2,3,4,5,6 ОП ЗАЭС. Анализ применимости АО и ТО РУТА энергоблока №1 для непилотных энергоблоков ОП ЗАЭС (2-6). ОП ЗАЭС, 2014

45. ЕР18-2010.400.ОД.1. ОП ЗАЭС. Энергоблок №1. Анализ уязвимости энергоблока №1 ЗАЭС в условиях тяжелых аварий. Финальный отчет

46. ЕР12-2011.200.ОД ОП ЗАЭС. Энергоблок №1. Разработка аналитического обоснования стратегий управления тяжелыми авариями и разработка РУТА. Аналитическое обоснование стратегий РУТА энергоблока №1 ЗАЭС

47. ЕР11-2013.200.ОД.1 Запорожская АЭС. Энергоблок №1. Разработка РУТА РУ и БВИП для состояния останова для энергоблока №1 ЗАЭС. Анализ уязвимости

48. ЕР11-2013.300.ОД.1. Запорожская АЭС. Энергоблок №1. Разработка РУТА РУ и БВИП для состояния останова для энергоблока №1 ЗАЭС. Аналитическое обоснование стратегий по управлению тяжелыми авариями



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 413

49. 21.4.59.ОБ.02.01 Запорожская АЭС. Энергоблок №4. Отчет по анализу безопасности. Анализ проектных аварий. Адаптация. Итоговый отчет. 2010

50. 21.4.59.ОБ.03 Запорожская АЭС. Энергоблок №4 Отчет по анализу безопасности. Анализ запроектных аварий. Адаптация. Итоговый отчет. 2010

51. ЕР75/08-15.25.ОД.1 Запорожская АЭС. Энергоблок №4. Разработка оперативного ВАБ полного спектра исходных событий для всех регламентных состояний РУ и БВ энергоблоков №3-4 ОП ЗАЭС с учетом опыта разработки оперативного ВАБ полного спектра исходных событий для всех регламентных состояний РУ т БВ энергоблока №2 ОП ЗАЭС. Разработка итогового отчета для энергоблока №4 ОП ЗАЭС

52. НП 306.2.162-2010. Вимоги до оцінки безпеки атомних станцій. Державний комітет ядерного регулювання України Київ 2010

53. 21.1.59.ОПБ.05.01.1. Отчет по периодической переоценке безопасности энергоблоков №1, 2 ЗАЭС. Фактор безопасности №5. Детерминистический анализ безопасности энергоблока №1 ЗАЭС. Анализ нарушений нормальной эксплуатации и проектных аварий на номинальном уровне мощности для энергоблока №1 ЗАЭС

54. 21.1.59.ОПБ.05.01.2.Отчет по периодической переоценке безопасности энергоблоков №1, 2 ЗАЭС. Фактор безопасности №5. Детерминистический анализ безопасности энергоблока №1 ЗАЭС. Анализ нарушений нормальной эксплуатации и проектных аварий на пониженном уровне мощности и в состоянии останова для энергоблока №1 ЗАЭС

55. НП 306.2.208-2016. Вимоги до сейсмостійкого проектування та оцінки сейсмічної безпеки енергоблоків атомних станцій. Київ, 2016

56. РД-95. Требования к содержанию отчета по анализу безопасности действующих на Украине энергоблоков АЭС с реакторами типа ВВЭР

57. Guidelines for Accident Analysis of WWER Nuclear Power Plants. IAEA-EBP-WWER-01, 1995

58. Accident Analysis for Nuclear Power Plants. ISBN 92-0-115602-2. STI/PUB/1131. IAEA. Vienna. 2002

59. Procedures for Analysis of Accidents in Shutdown Modes for WWER Nuclear Power Plants. IAEA-EBP-WWER-09. 1997

60. 21.1.59.ОПБ.05.01.3. Отчет по периодической переоценке безопасности энергоблоков №1, 2 ЗАЭС. Фактор безопасности №5. Детерминистический анализ безопасности энергоблока №1 ЗАЭС. Результаты анализа проектных аварий при обращении с топливом и РАО для энергоблока №1 ЗАЭС

61. 320.00.00.00.000Д61. Реакторная установка В-320. Техническое описание и информация по безопасности. ОКБ «Гидропресс». 1987 Извещение ОКБ «Гидропресс» №320.3793 об изменении от 19.03.2004



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 414

62. Generic Initiating Evens for WWER Reactors. RER/9/005-5/93. Vienna. 1993 63. Generic Initiating Events for PSA for WWER Reactors. IAEA-TECDOC-749.

Vienna. 1994 64. ЕР75/08-15.15.ОД.2. Запорожская АЭС. Энергоблок №4. Разработка

оперативного ВАБ полного спектра исходных событий для всех регламентных состояний РУ и БВ энергоблоков №3-4 ОП ЗАЭС с учетом опыта разработки оперативного ВАБ полного спектра исходных событий для всех регламентных состояний РУ и БВ энергоблока №2 ОП ЗАЭС. Разработка ВАБ РУ 1-го уровня для внутренних ИСА для всех уровней мощности энергоблока №4 ОП ЗАЭС. Книга 1-6. ООО «Энергориск»

65. Recommendations for Preparing the Criticality Safety Evaluation of Transportation Packages. NUREG/CR-5661, ORNL/TM-11936

66. ОЦПТ-0.41.001.03. Запорожская АЭС. Дополнительная целевая переоценка безопасности энергоблоков ОП ЗАЭС с учетом уроков, извлеченных из аварий на АЭС Фукусима-1. Глава 3. Анализ развития аварий, связанных с потерей электропитания или/и конечного поглотителя тепла

67. 21.1.59.ОПБ.05.02.1. Отчет по периодической переоценке безопасности энергоблоков №1, 2 ЗАЭС. Фактор безопасности №5. Детерминистический анализ безопасности энергоблока №1 ЗАЭС. Анализ запроектных аварий для энергоблока №1 ЗАЭС

68. ЕР37-2006.210.ОД(2) Запорожская АЭС. Отчет по анализу безопасности. Анализ запроектных аварий. Разработка и обоснование перечня ЗПА для режима работы РУ на номинальном уровне мощности

69. 21.4.59.ОППБ.06. Отчет по периодической переоценке безопасности энергоблоков №3,4 ОП ЗАЭС. Фактор безопасности № 6. Вероятностный анализ безопасности энергоблока №4

70. ЕР75/08-15.24.ОД.2. Запорожская АЭС. Энергоблок №4. Разработка оперативного ВАБ полного спектра исходных событий для всех регламентных состояний РУ и БВ энергоблоков №3-4 ОП ЗАЭС, с учетом опыта разработки оперативного ВАБ полного спектра исходных событий для всех регламентных состояний РУ и БВ энергоблока №2 ОП ЗАЭС. Разработка интегральной модели на основе ВАБ энергоблока №4 ОП ЗАЭС, и выполнение количественной оценки. ООО «Энергориск»

71. ЕР75/08-15.25.ОД.2. Запорожская АЭС. Энергоблок №4. Разработка оперативного ВАБ полного спектра исходных событий для всех регламентных состояний РУ и БВ энергоблоков №3-4 ОП ЗАЭС, с учетом опыта разработки оперативного ВАБ полного спектра исходных событий для всех регламентных состояний РУ и БВ энергоблока №2 ОП ЗАЭС. Разработка итогового отчета для энергоблока №4 ОП ЗАЭС.

72. ЕР75/08-15.1401.ОД.2 Запорожская АЭС. Энергоблок №4. Разработка оперативного ВАБ полного спектра исходных событий для всех регламентных состояний РУ и БВ энергоблоков №3-4 ОП ЗАЭС с учетом



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 415

опыта разработки оперативного ВАБ полного спектра исходных событий для всех регламентных состояний РУ и БВ энергоблока №2 ОП ЗАЭС. Разработка ВАБ РУ 1-го уровня для ВЗ для всех уровней мощности для энергоблока №4 ОП ЗАЭС. Книга 1-3. ООО «Энергориск»

73. EP75/08-15.16.ОД.2 Запорожская АЭС. Энергоблок №4. Разработка оперативного ВАБ полного спектра исходных событий для всех регламентных состояний РУ и БВ энергоблоков №3-4 ОП ЗАЭС с учетом опыта разработки оперативного ВАБ полного спектра исходных событий для всех регламентных состояний РУ и БВ энергоблока №2 ОП ЗАЭС. Разработка ВАБ РУ 1-го уровня для ВП для всех уровней мощности для энергоблока №4 ОП ЗАЭС. Книга 1-2. ООО «Энергориск»

74. ЕР75/08-15.18.ОД.2 Запорожская АЭС. Энергоблок №4. Разработка оперативного ВАБ полного спектра исходных событий для всех регламентных состояний РУ и БВ энергоблоков №3-4 ОП ЗАЭС, с учетом опыта разработки оперативного ВАБ полного спектра исходных событий для всех регламентных состояний РУ и БВ энергоблока №2 ОП ЗАЭС. Разработка ВАБ РУ 1-го уровня для ВЭВ для всех уровней мощности для энергоблока №4 ОП ЗАЭС. ООО «Энергориск»

75. ЕР75/08-15.19.ОД.2. Запорожская АЭС. Энергоблок №4. Разработка оперативного ВАБ полного спектра исходных событий для всех регламентных состояний РУ и БВ энергоблоков №3-4 ОП ЗАЭС, с учетом опыта разработки оперативного ВАБ полного спектра исходных событий для всех регламентных состояний РУ и БВ энергоблока №2 ОП ЗАЭС. Разработка ВАБ БВ 1 го уровня внутренних ИСА для всех ЭС для энергоблока №4 ОП ЗАЭС. Книга 3. Количественная оценка, анализ и интерпритация полученных результатов

76. Отчет о научно - технической работе по теме: «Разработка перечня исходных событий для запроектных аварий при обращении с ТВС в узле свежего топлива и БВ. Анализ ядерной безопасности при хранении свежего топлива в узле свежего топлива АЭС с ВВЭР-1000» (доработанный с учетом замечаний Государственной экспертизы по ЯРБ)

77. Инструкция по эксплуатации системы охлаждения бассейна выдержки. 123456.РО.TG.ИЭ.07-14

78. ATHLET Mod 3.0 Cycle A. User’s manual. G.Lerchl et al. Gesellschaft für Anlagen- und Reactorsicherheit (GRS) mbH. 2012

79. ЕР75/08-15.21.ОД.1. Запорожская АЭС. Энергоблок №3. Разработка оперативного ВАБ полного спектра исходных событий для всех регламентных состояний РУ и БВ энергоблоков №3-4 ОП ЗАЭС, с учетом опыта разработки оперативного ВАБ полного спектра исходных событий для всех регламентных состояний РУ и БВ энергоблока №2 ОП ЗАЭС. Разработка ВАБ БВ 1 го уровня внутренних пожаров для всех ЭС для энергоблока №4 ОП ЗАЭС

80. ЕР75/08-15.20.ОД.1. Запорожская АЭС. Энергоблок №3. Разработка оперативного ВАБ полного спектра исходных событий для всех



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 416

регламентных состояний РУ и БВ энергоблоков №3-4 ОП ЗАЭС, с учетом опыта разработки оперативного ВАБ полного спектра исходных событий для всех регламентных состояний РУ и БВ энергоблока №2 ОП ЗАЭС. Разработка ВАБ БВ 1-го уровня внутренних затоплений для всех ЭС для энергоблока №4 ОП ЗАЭС

81. ЕР75/08-15.22.ОД.1. Запорожская АЭС. Энергоблок №3. Разработка оперативного ВАБ полного спектра исходных событий для всех регламентных состояний РУ и БВ энергоблоков №3-4 ОП ЗАЭС, с учетом опыта разработки оперативного ВАБ полного спектра исходных событий для всех регламентных состояний РУ и БВ энергоблока №2 ОП ЗАЭС. Разработка ВАБ БВ 1-го уровня ВЭВ для всех эксплуатационных состояний для энергоблока №4 ОП ЗАЭС

82. ЕР75/08-15.23.ОД.1. Запорожская АЭС. Энергоблок №3. Разработка оперативного ВАБ полного спектра исходных событий для всех регламентных состояний РУ и БВ энергоблоков №3-4 ОП ЗАЭС, с учетом опыта разработки оперативного ВАБ полного спектра исходных событий для всех регламентных состояний РУ И БВ энергоблока №2 ОП ЗАЭС. Разработка ВАБ 2-го уровня от всех видов опасностей РУ для всех уровней мощности, а также ВАБ 2-го уровня от всех видов опасностей БВ для всех ЭС для энергоблока №4 ОП ЗАЭС

83. 21.4.59.ОППБ.07 Отчет по периодической переоценке безопасности энергоблоков №3, 4 ОП ЗАЭС. Фактор безопасности №7. Анализ воздействия на безопасность энергоблока №4 внешних и внутренних событий

84. ГОСТ 12.1.007-76. ССБТ. Вредные вещества. Классификация и общие требования безопасности

85. WEG-PEA-15-0008.MC. Расчётно-аналитическое обоснование количества и мест установки автокаталитических рекомбинаторов водорода (NIS PAR) на энергоблоках №1,2 Запорожской АЭС. Отчет. ООО «ОМЗ-Украина (Группа Уралмаш-Ижора)», 2015

86. DITI 301/ 468. Проект развития сотрудничества Чешской республики и Украины. Сравнительная оценка программ модернизации и повышения безопасности энергоблоков АЭС Украины и Чешской Республики. Опыт из применения концепции Течь перед разрушением на АЭС типа ВВЭР 440/230, 440/213 и 1000/320. Чешская республика. Министерство Промышленности и Торговли Чешской Республики, Na Františku 32, 110 15 Praha 1. Институт ядерных исследований Ржеж а.о., 2008

87. NUREG/CR-6850. EPRI/ NRC RES Fire PRA Methodology for Nuclear Power Facilities. October 2004

88. GSR Part 4. Safety Assessment for Facilities and Activities 89. 21.234.59.ОБ.01.07. Запорожская АЭС. Энергоблок № 2,3,4. Отчет по

анализу безопасности. Дополнительные материалы по анализу безопасности. Книга 9. Часть 2



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 417

90. 21.234.59.ОБ.01.01. Запорожская АЭС. Энергоблок № 2,3,4. Отчет по анализу безопасности. Дополнительные материалы по анализу безопасности. Книга 1

91. ОЦПБ-0.41.001.02 (ЕР23-2011.220.ОД.1). Дополнительная целевая переоценка безопасности энергоблоков ОП ЗАЭС с учетом уроков, извлеченных из аварии на АЭС Фукусима-1. Глава 2. Оценка внешних экстремальных природных воздействий, 2011

92. Flood Hazard for Nuclear Power Plants on Coastal and River Sites Safety Standards Series No. NS-G-3.5, IAEA, VIENA, 2003

93. Аналіз виникнення надзвичайних ситуацшй в Україні протягом 2009, 20010, 20011, 20012, 20013, 20014, 20015 року, http://www.mns.gov.ua/opinfo/

94. 05.ТН.ЗП.ОТ.109 Запорожская АЭС. Энергоблок №5. Разработка ВАБ в соответствии с регулирующими требованиями. ВАБ 1 уровня по отношению к внешним экстремальным воздействиям при работе энергоблока на номинальном уровне мощности. Дополнительный сбор исходных данных. 2007

95. Методика расчета концентраций в атмосферном воздухе вредных веществ, содержащихся в выбросах предприятий. ОНД-86. Л.: Гидрометеоиздат, 1987

96. ДСП 201-87. Государственные санитарные правила охраны атмосферного воздуха населенных пунктов (от загрязнения химическими и биологическими веществами -К.:, 2000

97. Методика прогнозирования последствий влияния (выброса) опасных химических веществ при авариях на промышленных объектах и транспорте

98. 21.4.59.ОБ.01.07. Запорожская АЭС. Энергоблок №4. Отчет по анализу безопасности. Дополнительные материалы по анализу безопасности. Книга 9. Часть 3

99. 21.4.59.ОБ.01.07. Запорожская АЭС. Энергоблок №4. Отчет по анализу безопасности. Дополнительные материалы по анализу безопасности. Книга 8. Части 1-4

100. 123456.РО.TB.ИЭ.03.01-15. ОП ЗАЭС. Инструкция по эксплуатации системы ввода реагентов в первый контур

101. 20032DL11R-EHA. Проект углубленного анализа безопасности энергоблока №5 Запорожской АЭС. ВАБ для внешних экстремальных воздействий в ограниченном объеме — часть 1. Сбор данных и начальная идентификация уязвимости энергоблока по отношению к внешним экстремальным воздействиям. Аннотационный отчет. 2001

102. Рекомендации по оценке и снижению последствий воздействия на атомные станции внешних аварий, М.: «Атомэнергопроект», утверждены Минатомэнергопром СССР 19.11.1991



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 418

103. Правила безопасности при производстве водорода методом электролиза воды. М.: Металлургия, 1974

104. НАПБ 05.15.99.К.: 1999 Перечень помещений и сооружений энергетических предприятий Минэнерго Украины с определением категории и классификации зон по взрывопожарной и пожарной безопасности

105. Научно-технический отчет «Анализ ядерной безопасности при размещении ТВСА в пеналах СОДС энергоблоков ВВЭР-1000 АЭС Украины. Разработка технических и организационных мероприятий по устранению превышения Кэфф 0.95»

106. Report-PSA_WWER_T.Insighting from PSA results in the Programmes for Safety Upgrading of WWER NPPs.IAEA,1995

107. 04.ГТ.00.РГ.01-14 Запорожская АЭС. Энергоблок №4. Технологический регламент безопасной эксплуатации энергоблока №4 Запорожской АЭС

108. Стихийные метеорологические явления на Украине и в Молдавии. Климатическое пособие. Под ред. канд. геогр. наук В.Н. Бабиченко. УкрНИГМИ. Ленинград, Гидрометеоиздат, 1991

109. 20052DL11R-EHA. Проект углубленного анализа безопасности энергоблока №5 Запорожской АЭС. ВАБ для внешних экстремальных воздействий в ограниченном объеме – часть 1. Природные экстремальные воздействия и планирование. 2002

110. Стихійні метеорологічні явища на території України за останнє двадцятиріччя (1986 - 2005). За редакцією Ліпінського В.М, Осадчого В.І, Бабіченко В.М. Київ Ніка-Центр. 2006 р.

111. Запорожская АЭС. Ежегодный отчет. Состояние радиационной безопасности и радиационной защиты на Запорожской атомной электростанции в 2014-2015 году

112. UCRL ID 137370. Probabilistic Seismic Hazard Characterization and Design Parameters for the Sites of Nuclear Power Plants in Ukraine, dated January 21, 2000

113. 21.234.70.ОБ.01.01. Запорожская АЭС. Энергоблок №2,3,4. Дополнительные материалы по анализу безопасности. Книга 1. Характеристика района и площадки АС

114. ЕР45-2008.712.ОД.2. Запорожская АЭС. Энергоблок №2. Отчет по анализу безопасности. Итоговый отчет в части ВАБ ВЭВ

115. 21.4.59.ОППБ.08 Отчет по периодической переоценке безопасности энергоблоков № 3, 4 ОП ЗАЭС. Фактор безопасности №8. Эксплуатационные показатели безопасности энергоблока №4

116. Информационная система оценки текущего уровня безопасности (ИС ТУБ)



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 419

117. СТП 0.41.066-2006 Система оценки уровня эксплуатационной безопасности и технического состояния атомных электрических станций с водо-водяными энергетическими реакторами

118. Отчет по оценке текущего уровня эксплуатационной безопасности и технического состояния энергоблоков № 1-6 ОП ЗАЭС за 2015 год

119. ПНАЭ Г-10-021-90. Правила устройства и эксплуатации локализующих систем безопасности атомных станций. ГПАН СССР, 1990

120. 21.34.59.ОППБ.09 Отчет по периодической переоценке безопасности энергоблоков № 3,4 ОП ЗАЭС. Фактор безопасности № 9 Использование опыта эксплуатации других АЭС и результатов новых научных исследований

121. 00.ОК.РК.01-14. Руководство по интегрированной системе управления ОП Запорожская АЭС

122. 00.ОН.ПЛ.09-15. Положение о системе использования опыта эксплуатации в ОП ЗАЭС

123. МТ-Д.0.03.464-13. Методические указания по разработке, реализации, контролю выполнения и оценке результативности корректирующих мер

124. 00.ОК.РУ.01-15. Руководство по политике администрации ОП «Запорожская АЭС» в области безопасности и качества

125. СТП 01.39.001-2014. Стандарт ОП ЗАЭС. Реконструкция, модернизация. Техническое переоснащение. Организация работ

126. МТ-Д.0.03.600-14. Методичні вказівки зі здійснення самооцінки ефективності системи накопичення, аналізу та використання (системи врахування) досвіду експлуатації АЕС в ДП «НАЕК «Енергоатом»

127. 21.34.59.ОППБ.10 Отчет по периодической переоценке безопасности энергоблоков №3,4 ОП ЗАЭС. Фактор безопасности №10. Организация эксплуатации энергоблоков №3,4 и управление производственными процессами

128. 00.ОК.ПЛ.06-15 Положение о распределении функций в ОП ЗАЭС 129. ПЛ-П.1.10.025-15. Положення про відокремленний підрозділ «Запорізька

АЕС» ДП НАЕК «Енергоатом» 130. СТП 01.81.019.2-2016. Система стандартизации и качества ОП ЗАЭС.

Управление документацией. Требования к разработке положения о подразделении, должностной и рабочей инструкции

131. CТП 01.63.024-2011 Система стандартизации и качества ОП ЗАЭС. Управление документацией. Требования к порядку ввода в действие, учета, регистрации, выдачи в подразделения и пересмотра производственной документации

132. СТП 01.63.019.5-2016 Система стандартизации и качества ОП ЗАЭС. Управление документацией. Требования к порядку внесения изменений



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 420

133. НП 306.1.190-2012 Загальні вимоги до системи управління діяльністю у сфері використання ядерної енергії

134. НП 306.1.182-2012 Вимоги до системи управління діяльністю експлуатуючої організації (оператора)

135. 00.ОК.ПК.02-15 Программа качества. Внутренние аудиты в ОП 136. 00.ОК.ПЛ.05-16 Положение об организации и проведении партнерских

аудитов в подразделениях ОП ЗАЭС 137. 00.ОК.МТ.05-15 Методика организации и проведения внутренних

проверок в подразделениях ОП ЗАЭС 138. 00.ТК.00.ИН.02-15 Инструкция о порядке проведения независимой оценки

системы организации технического контроля в подразделениях ОП ЗАЭС 139. СТП 0.06.087-2010 «Управління організаційними змінами. Планування,

підготовка та впровадження змін в організаційній структурі ДП НАЕК «Енергоатом»

140. ПЛ-С.0.06.003-10 «Положение об организационной структуре НАЭК «Энергоатом»

141. 00.ОК.ПЛ.04-16 Положение об управлении организационными изменениями

142. 21.34.59.ОППБ.11 Отчет по периодической переоценке безопасности энергоблоков №3, 4 ОП ЗАЭС. Фактор безопасности №11. Эксплуатационная документация энергоблоков №3, 4

143. СТП 01.63.053-2016 Система стандартизации и качества ОП ЗАЭС. Управление документацией. Порядок поступления, ведения и применения нормативных документов

144. СТП 0.05.067-2006 Система технического обслуживания и ремонта оборудования атомных электростанций. Порядок учета, хранения и обеспечения обособленных подразделений Компании документацией системы технического обслуживания и ремонта

145. Закон «О защите человека от воздействия ионизирующего излучения» №15/98 от 14.01.1998

146. Закон Украины «Об обращении с радиоактивными отходами» N 255/95-ВР от 30.06.1995

147. ДСП 6.177-2005-09-02. Основні санітарні правила забезпечення радіаційної безпеки України (ОСПУ), затверджені наказом МОЗ від 02.02.2005, зареєстровані Мін’юстом 20.05.2005 за № 552/10832

148. Правила ядерної та радіаційної безпеки при перевезенні радіоактивних матеріалів ПБПРМ-2006. Затверджені наказом от 30.08.2006 №132

149. ДНАОП 0.03-1.76-89. Правила радиационной безопасности при эксплуатации атомных станций. (ПРБ АС 89). Минэнерго СССР, Минздрав СССР, 1989



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 421

150. ГКД 34.20.507-2003 Технічна експлуатація електричних станцій і мереж. Правила, затверджені наказом Міністерства палива та енергетики України від 13.06.2003 N 296

151. 00.РБ.XQ.Рг.01-15. Регламентом радиационного контроля при эксплуатации объектов ОП «Запорожская АЭС

152. 00.ВН.00.ИН.10-16 Инструкция по радиационной безопасности Запорожской АЭС

153. СТП 01.63.005-2016 Система стандартизации и качества ОП ЗАЭС. Управление документацией. Требования к рассмотрению, согласованию и утверждению документов ОП ЗАЭС

154. 21.34.59.ОППБ.12 Отчет по периодической переоценке безопасности энергоблоков № 3,4 ОП ЗАЭС. Фактор безопасности № 12. Человеческий фактор

155. 21.34.59.ОППБ.13. Отчет по периодической переоценке безопасности энергоблоков №3,4 ОП ЗАЭС. Фактор безопасности №13. Аварийная готовность и планирование

156. 00.ЧС.ПН.01-13 Аварийный план ОП ЗАЭС 157. ПН-А.0.03.192-12. Типовой аварийный план АЭС Украины 158. План реагування на радіаційні аварії на Запорізькій АЕС територіальної

підсистеми єдиної державної системи цивільного захисту Запорізької області

159. План реагування на радіаційні аварії на Запорізькій АЕС дніпропетровської територіальної підсистеми єдиної державної системи цивільного захисту

160. План реагування на радіаційні аварії на ВП «Запорізька АЕС» територіальної підсистеми єдиної державної системи цивільного захисту Херсонської області

161. План реагування на радіаційні аварії (код 10510 додаток № 5 до Плану дій)

162. 00.ЧС.ПЛ.02-16 Положение о порядке создания и использования материального резерва и аварийного комплекта ОП ЗАЭС для предупреждения, ликвидации чрезвычайных ситуаций техногенного и природного характера и их последствий

163. НП.306.2.02/3.077-2003 Вимоги до внутрішнього та зовнішнього кризових центрів

164. 00.ВЛ.ПЛ.20-16 Положение по организации противоаварийных тренировок в ОП «Запорожская АЭС»

165. 00.ЧС.ПЛ.04-13. Положение об аварийных группах и бригадах «ОП «Запорожская АЭС»



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 422

166. МТ-К.0.03.419-10. Методика по підготовці, організації та проведенню протиаварійних тренувань в відокремлених підрозділах ДП НАЕК «Енергоатом»

167. 00.ЧС.РГ.02-16 Регламент информационного обмена кризисных центров 168. 21.34.59.ОППБ.14 Отчет по периодической переоценке безопасности

энергоблоков №3,4 ОП ЗАЭС. Фактор безопасности №14. Воздействие эксплуатации на окружающую среду

169. 00.РБ.XQ.Рг.04-12. Допустимый газо-аэрозольный выброс Запорожской АЭС (радиационно-гигиенический регламент первой группы), введен Указанием 0-224 от 21.02.2013

170. ГНД 95.1.01.03.057-2004. Регламент радіаційного контролю для енергоблоків з реакторами типу ВВЕР. Типовий зміст. Затверджене наказом Мінпаливенерго України від 29.12.2004 № 830 та погоджене Держатомрегулювання листом від 03.11.2004 № 13-15/5847

171. СТТ СОТ АС - 91. Доповнення до СП АС-88. Санітарні і технічні вимоги до проектування і експлуатації систем відпуску тепла від атомних станцій, 1991

172. Методичними рекомендаціями щодо санітарного контролю за вмістом радіоактивних речовин в об’єктах навколишнього середовища М., МЗ СРСР, 1980

173. 00.РБ.XQ.ИН.10-14. Инструкция по ведению радиационного контроля в районе расположения Запорожской АЭС

174. RS-G-1.8 Нормы безопасности. Мониторинг окружающей среды и источника с целью радиационной защиты. Руководство по безопасности. МАГАТЭ. Вена, 2005

175. NUREG-1301. Руководство по расчету дозы за пределами площадки: Стандартный радиологический контроль сбросов для водо-водяных энергетических реакторов. Общее письмо 89-01, дополнение №1

176. ОЦПБ-0.41.001.01-04 Дополнительная целевая переоценка безопасности энергоблоков ОП ЗАЭС с учетом уроков, извлеченных из аварии на АЭС «Фукусима-1»

177. Протокол технического совещания ГП НАЭК «Энергоатом» и ГНТЦ ЯРБ «Определение подходов к реализации «постфукусимских» мероприятий для энергоблоков АЭС Украины» от 26.03.2012

178. НП 306.2.173-2011 «Вимоги щодо визначення розмірів і меж зони спостереження АЕС»

179. 00.РБ.ПМ.24.А Программа повышения уровня радиационной безопасности и обеспечения радиационной защиты ОП ЗАЭС



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 423

180. ЕР45-2008.714.ОД.2 Запорожская АЭС. Энергоблок №4. Отчет по анализу безопасности. Вероятностный анализ безопасности в части внешних экстремальных воздействий. Адаптация. Итоговый отчет

181. СОУ НАЭК 023:2014. Стандарт національної атомної енергогенеруючої компанії «Енергоатом». Забезпечення радіаційної безпеки. Порядок встановлення розмірів санитарно-захисної зони АЕС

182. 123456.РО.ТG.РШ.3026 Концептуальное решение об обеспечении подпитки бассейна выдержки мобильной насосной установкой в условиях длительного полного обесточивания ОП ЗАЭС

183. 803.00.000.00 РЭ. Мобильные насосные установки МНУ-500. Руководство по эксплуатации. Киев 2015

184. ПНАЭГ 7-10-89. Оборудование и трубопроводы атомных энергетических установок. Сварные соединения и наплавки. Правила контроля. Утверждены ГАЭН СССР, 1991

185. ПМ-Д.0.03.445-12. Программа підвищення ефективності експлуатації АЕС ДП НАЕК «Енергоатом» на період 2013-2016 рр.»

186. 00.ОН.ПЛ.08-15 Положение о порядке расследования и учета малозначимых событий в ОП ЗАЭС

187. ЕР45-2008.714.ОД.2. Запорожская АЭС. Энергоблок № 4. Отчет по анализу безопасности. Вероятностный анализ безопасности в части внешних экстремальных воздействий. Адаптация. Итоговый отчет

188. Типовая программа периодического контроля состояния основного металла, сварных соединений, и наплавок оборудования и трубопроводов атомных электростанций с реакторам и ВВЭР-1000 (ТППК-13)» ПМ-Т.0.03.061-13

189. Временные нормы расчета на прочность внутрикорпусных устройств ВВЭР. Утверждены Государственным комитетом по использованию атомной энергии СССР

190. НП 306.2.210-2017 «Загальні вимоги до управління старінням елементів і конструкцій та довгострокової експлуатації енергоблоків атомних станцій»

191. NS-G-2.11 Учет эксплуатационного опыта о событиях на ядерных утановках. Руководство по безопасности. МАГАТЭ, Вена, 2006

192. NS-G-2.4 Эксплуатирующая организация для атомных электростанций. Серия норм МАГАТЭ по безопасности. МАГАТЭ, Вена, 2004

193. IAEA-TECDOC-XYZ Руководство PROSPER. Руководства по партнерской проверке эффективности анализа опыта эксплуатационной безопасности.МАГАТЭ, Вена, 2000

194. GS-G-1.2 Рассмотрения и оценки, проводимые регулирующим органом для ядерных установок. Руководство по безопасности. Серия норм МАГАТЭ по безопасности, Вена, 2004



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 424

195. SSR-2/2 Серия издания МАГАТЭ по нормам безопасности. Безопасность атомных электростанций: ввод в эксплуатацию и эксплуатация. Конкретные требования безопасности. МАГАТЭ, Вена, 2011

196. НП 306.2.204-2016 Вимоги до систем аварійного охолодження ядерного палива та відведення тепла до кінцевого поглинача. Утвержден приказом Госатом регулирования №233 от 24.12.2015

197. НП 306.2.205-2016 Вимоги до систем електропостачання, важливих для безпеки атомних станцій. Утвержден приказом Госатомрегулирования №234 от 24.12.15

198. «Положение о порядке учета циклов и режимов нагружения оборудования реакторной установки» 00.ОН.ПЛ.06-16.

199. «План-график выполнения работ по переназначению циклов нагружения оборудования РУ энергоблоков ВВЭР-1000 с целью предотвращения их исчерпания в проектный и сверхпроектный сроки эксплуатации», согласованный ГИЯРУ 03.04.2014.

200. Протокол от 08.09.2015 совещания по вопросу обсуждения результатов расчетов интегральной частоты предельного аварийного выброса (ЧПАВ), которые были получены в рамках реализации на энергоблоках АЭС Украины мероприятия КсПБ № 19103 "Учет полного спектра исходных событий для всех регламентных состояний РУ и БВ в ВАБ", Киев, 2015.

201. Технический отчет «Расчетное обоснование безопасной эксплуатации корпуса реактора, верхнего блока и главного разъема реактора энергоблока № 4 ОП ЗАЭС (в 3-х томах). Том 1. Расчетное обоснование статической и циклической прочности корпуса реактора, верхнего блока и деталей главного разъема реактора энергоблока № 4 ОП ЗАЭС. Книга 1. Расчет на статическую и циклическую прочность корпуса реактора энергоблока № 4 ОП ЗАЭС».

202. Технический отчет «Расчетное обоснование безопасной эксплуатации корпуса реактора, верхнего блока и главного разъема реактора энергоблока № 4 ОП ЗАЭС (в 3-х томах). Том 1. Расчетное обоснование статической и циклической прочности корпуса реактора, верхнего блока и деталей главного разъема реактора энергоблока № 4 ОП ЗАЭС. Книга 2. Расчет на статическую и циклическую прочность верхнего блока и главного разъема реактора энергоблока № 4 ОП ЗАЭС».

203. Отчет по анализу безопасности. Анализ проектных аварий. Адаптация. Запорожская АЭС. Энергоблок №4. Итоговый отчет. ЕР43-2008.363.ОД.2. 2010.

204. ЕР75/08-15.1401.ОД.2. Запорожская АЭС. Энергоблок №4. Разработка оперативного ВАБ полного спектра исходных событий для всех регламентных состояний РУ и БВ энергоблоков №3,4 ОП ЗАЭС, с учетом опыта разработки оперативного ВАБ полного спектра исходных событий для всех регламентных состояний РУ и БВ энергоблока №2 ОП ЗАЭС.



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 425

Разработка обновленных баз данных для энергоблока №4 ОП ЗАЭС. База данных по системам. Часть 1 – 4.

205. ЕР75/08-15.24.ОД.2. Запорожская АЭС. Энергоблок №4. Разработка оперативного ВАБ полного спектра исходных событий для всех регламентных состояний РУ и БВ энергоблоков №3-4 ОП ЗАЭС, с учетом опыта разработки оперативного ВАБ полного спектра исходных событий для всех регламентных состояний РУ И БВ энергоблока №2 ОП ЗАЭС. Разработка интегральной модели на основе ВАБ блока №4 ОП ЗАЭС, и выполнения количественной оценки. Книги 1-3.

206. Инструкция по обеспечению ядерной безопасности при транспортировке, перегрузке и хранении ядерного топлива в ОП «Запорожская АЭС»», 00.ОБ.YM.ИН.01-12.

207. Предварительный отчет по обоснованию безопасности испальзования ТВС-WR компании «Вестингауз» на энергоблоке №4 ЗАЭС. ЦПАЗ. 12-3-387.

208. «Руководство по расчету индивидуальных и коллективных доз облучения населения от выбросов радионуклидов, поступающих в атмосферу при эксплуатации АЭС», ПНАЭ, М., 1989 г.

209. Методические указания «Порядок установления допустимых уровней сбросов и выбросов АЭС Украины (радиационно-гигиенические регламенты I группы)», МОЗУ, Киев, 2002 г.

210. «Обоснование ПДВ, ДВ и рабочих (контрольных) выбросов радионуклидов в атмосферу всеми источниками ЗАЭС», ИБФ МЗ РФ, 1992 г.

211. SF-1 Основополагающие принципы безопасности. Основы безопасности. МАГАТЭ.

212. GSR Part 1 (Rev. 1). Государственная, правовая и регулирующая основа обеспечения безопасности. Общие требования безопасности. МАГАТЭ.

213. GSR Part 4 (Rev. 1). Оценка безопасности установок и деятельности. Общие требования безопасности. МАГАТЭ.

214. SSR-2/1 (Rev. 1) Безопасность атомных электростанций: проектирование. Конкретные требования безопасности. МАГАТЭ.

215. Report. WENRA Safety Reference Levels for Existing Reactors, September 2014.

216. 21.4.59.ОПБ.05.Отчет по периодической переоценке безопасности энергоблоков №3,4 ОП ЗАЭС. Фактор безопасности №5. Детерминистический анализ безопасности энергоблока №4 ЗАЭС.

217. 00.РБ.XQ.РГ.05-15 Допустимый водный сброс редиоактивных веществ Запорожской АЭС. (Радиационно-гигиенический регламент 1 группы).

218. НП 306.2.218-2018 «Правила улаштування та безпечної експлуатації локалізуючих систем безпеки».

219. Решение 04.МР.YС.РШ.380-18 «О продлении срока эксплуатации. Корпус, верхний блок и детали главного разъема реактора



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 426

энергоблока №4 ОП ЗАЭС». (Согласовано Госатомрегулирования исх.№15-14/5-5/5559 от 20.08.18).

220. Решение 04.МР.YС.РШ.379-18 «О продлении срока эксплуатации. Внутрикорпусные устройства реактора энергоблока №4 ОП ЗАЭС». (Согласовано Госатомрегулирования исх.№15-14/5-5/5561 от 20.08.18).

221. Решение 04.МР.YС.РШ.378-18 «О продлении срока эксплуатации. Опорные элементы реактора энергоблока №4 ОП ЗАЭС» (Согласовано Госатомрегулирования исх.№15-14/5-5/5603 от 21.08.18).

222. Решение 04.МР.YВ.РШ.382-18 «О продлении срока эксплуатации. Парогенераторы 4YB10W01, 4YB20W01, 4YB30W01, 4YB40W01 энергоблока №4 ОП ЗАЭС». (Согласовано Госатомрегулирования исх.№15-14/5-5/5560 от 20.08.18).

223. Решение 04.МР.YТ.РШ.381-18 «О продлении срока эксплуатации. Гидроемкости САОЗ 4YT11B01, 4YT12B01, 4YT13B01, 4YT14B01 энергоблока №4 ОП ЗАЭС» (Согласовано Госатомрегулирования исх.№15-14/5-5/5580 от 20.08.18).

224. Решение 04.МР.YP.РШ.383-18 «О продлении срока эксплуатации. Барботажный бак 4YP20B01 энергоблока №4 ОП ЗАЭС» (Согласовано Госатомрегулирования исх.№15-14/5-5/5605 от 21.08.18).

225. Решение 04.МР.YP.РШ.376-18 «О продлении срока эксплуатации. Компенсатор давления 4YР10B01 энергоблока №4 ОП ЗАЭС» (Согласовано Госатомрегулирования исх.№15-14/5-5/5604 от 21.08.18).

226. Решение 04.МР.TQ/TG.РШ.4620 «О продлении срока эксплуатации. Теплообменники аварийного расхолаживания (4TQ10W01, 4TQ20W01, 4TQ30W01) и теплообменники расхолаживания бассейна выдержки (4TG11W01, 4TG12W01, 4TG13W01) энергоблока №4 ОП ЗАЭС» (согласовано ИЯБ на ЗАЭС 10.08.2018).

227. Решение 04.МР.YD.РШ.377-18 «О продлении срока эксплуатации. Главные циркуляционные насосы 4YD10D01, 4YD20D01, 4YD30D01, 4YD40D01 энергоблока №4 ОП ЗАЭС» (Согласовано Госатомрегулирования исх.№15-14/5-5/5582 от 20.08.18).

228. Решение 04.МР.ХА.РШ.103-18 «О продлении срока эксплуатации. Система герметичного ограждения - локализующая система безопасности ВВЭР-1000 энергоблока №4 ОП ЗАЭС». (Согласовано Госатомрегулирования исх.№15-14/5-5/5489 от 16.08.18).

229. Решение 04.МР.00.РШ.4629 «О продлении срока эксплуатации. Сосуды и теплообменное оборудование СВБ РО энергоблока №4 ОП ЗАЭС» (согласовано ИЯБ на ЗАЭС 26.12.2017).

230. Решение 04.МР.00.РШ.375-18 «О продлении срока эксплуатации. Главный циркуляционный трубопровод, трубопроводы систем КД и САОЗ энергоблока №4 ОП ЗАЭС» (Согласовано Госатомрегулирования исх.№15-14/5-5/5581 от 20.08.18).



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 427

231. Решение 04.МР.00.РШ.4627 «О продлении срока эксплуатации. Трубопроводы СВБ с опорами и подвесками РО, РДЭС энергоблока №4 ОП ЗАЭС» (согласовано ИЯБ на ЗАЭС 24.01.2018).

232. Решение 04.МР.00.РШ4622 «О продлении срока эксплуатации. Корпуса арматуры СВБ РО, РДЭС энергоблока №4 ОП ЗАЭС» (согласовано ИЯБ на ЗАЭС 18.01.2018).

233. Решение 04.МР.00.РШ4628 «О продлении срока эксплуатации. Насосы СВБ РО энергоблока №4 ОП ЗАЭС» (согласовано ИЯБ на ЗАЭС 15.08.2018).

234. Решение 04.МР.QG.РШ54-18 «О продлении срока эксплуатации. Баллоны пускового воздуха РДЭС энергоблока №4 ОП ЗАЭС» (согласовано ИЯБ на ЗАЭС 26.01.2018).

235. СОУ НАЕК 100:2016 «Інженерна, наукова і технічна підтримка. Інформаційні та керуючі системи, важливі для безпеки атомних станцій. Загальні технічні вимоги».

236. НП 306.2.202-2015 «Требования по ядерной и радиационной безопасности к информационным и управляющим системам, важным для безопасности атомных станций».

237. Типовая программа по управлению старением элементов и конструкций энергоблока АЭС. ПМ-Д.0.03.222-14.

238. Решение №04.МР.00.РШ.601-18 «О продлении срока эксплуатации. Детали главного разъема реактора энергоблока № 4 ОП ЗАЭС».

239. ЕР49-2007.413.ОД.2. «Хмельницкая АЭС. Энергоблок № 1. Разработка анализа проектных аварий (АПА) энергоблока №1 ХАЭС. Анализ групп исходных событий (ИС) ННЭ и ПА. Книга 3».

240. Инструкция по эксплуатации системы очистки вод бассейнов выдержки, перегрузки и аварийного запаса раствора борной кислоты. 20.ХЦ.TМ.ИЭ.07-15.

241. Инструкция по эксплуатации системы ТМ очистки вод бассейнов выдержки, перегрузки и аварийного запаса раствора борной кислоты. 10.ХЦ.ТМ.ИЭ.07-15.

242. Инструкция по эксплуатации системы очистки трапных вод. 10.ХЦ.TR.ИЭ.09-15.

243. Инструкция по эксплуатации системы очистки трапных вод. 20.ХЦ.TR.ИЭ.09-15.

244. ХАЭС. Энергоблок №1. ОППБ. Комплексный анализ безопасности энергоблока №4 21.4.59.ОППБ.00

245. Техническое решение 00.ЦД.ТТ.ТР.10606 от 01.07.2012 «О временном хранении контейнеров КТРО-200 в помещении З-301

246. «Звіт з поводження з РАВ у ВП ЗАЕС за перше півріччя 2018року»



ВП ЗАЕС

21.4.59.ОППБ.00 Стр. 428

247. «Комплексна програма поводження з радіоактивними відходами у ДП «НАЕК «Енергоатом» ПМ-Д.0.18.174-16

Documents

ЗВIТ З ПЕРIОДИЧНОЇ ПЕРЕОЦIНКИ БЕЗПЕКИ ... · 2018. 11. 30. · В.А.Кравець Директор з ядерної та радіаційної безпеки