Енергоблок №3 ВП «Рівненська АЕС» знаходиться в експлуатації з 1986г., тип реакторної установки (РУ) – ВВЕР‑1000/В‑320.

З 28.05.2009 р. блок знаходився в планово-попереджувальному ремонті (ППР), 22.09.09 р. йшла 118 доба ППР, стан РУ – «горячий останов». Параметри теплоносія першого контуру: температура – 280°С, тиск – 160 кгс/см². Активна зона знаходилась у глибокому підкритичному стані, концентрація рідкого поглинача нейтронів (розчину борної кислоти) для стану зупинення – 16 г/кг, усе стрижні управління та аварійного захисту введені в активну зону.

Обладнання 1-го и 2-го контурів РУ, система герметичного огородження (зона локалізації аварії) ущільненна, в чергуванні знаходились всі три канали систем безпеки (КСБ).

22.09.09 р. на енергоблоці почалось проведення планових регламентних передпускових іспитів імпульсно-запобіжних пристроїв компенсатора тиску (ІЗП КТ).

Для довідки:     імпульсно-запобіжні пристрої компенсатора тиску, призначені для запобігання перевищення тиску в 1-м контурі в перехідних процесах із різким скиданням навантаження турбогенератора. Складаються з 3‑х головних запобіжних клапанів (ГЗК) та шести імпульсних ЗК (по два на кожен головний). Принцип дії – при підвищенні тиску пари в КТ до 185…192 кгс/см² відкриваються імпульсні ЗК, що призводить до відкривання головних ЗК за час - 5¸10 с. і зниженню тиску пари 1‑го контуру до уставки закриття ІЗП КТ – 176…180 кгс/см².

Пара, у відповідності до проекту відводиться в бак-барботер (ББ), де конденсується і в подальшому за замкненою схемою помпується зворотно в 1-ий контур.

На енергоблоці №3 з моменту пуску в 1986 р. встановлені ЗК КТ виробництва «Sempel AG» (Німеччина), які на даний час успішно експлуатуються на 9 енергоблоках АЕС України з 15-ти.

Під час ремонту в ППР-09 р., у відповідності до технологічного процесу, було проведено черговий капітальний ремонт усіх клапанів, після чого, у відповідності до вимог «Технологічного регламенту безпечної експлуатації енергоблоку №3 Рівненської АЕС» (ТРБЕ) та конструкторської документації необхідно виконувати перевірку правильності їх спрацювання і налаштування реальним підвищенням тиску із короткочасним викиданням пари в ББ.

Хід протікання процесу:

22.09.09 р. о 20:45 відповідно до штатної «Программы испытаний. Система защиты первого контура от превышения давления. Защитная система безопасности. проверка ИПУ (ИК) КД путём повышения давления до фактического срабатывания. Блок №3» 141-70/3-ПР-ЦНИО (Програма) почались планові іспити ІЗП КТ із реальним підвищенням тиску.

О 21:14:49 після підвищення тиску 1-го контуру до 185 кгс/см² у відповідності до проекту відкрився імпульсний ЗК КТ, о 21:14:50 відкрився головний ЗК КТ і тиск першого контуру начав знижуватись. Однак після зниження тиску першого контуру до 175 кгс/см² о 21:15:00 головний ЗК КТ не закрився, хоча блокування на його закриття спрацювало своєчасно.

З причини довготривалого скидання пари з КТ почали підвищуватись параметри (тиск і температура) в ББ і при тиску 12 кгс/см² сталося розривання мембрани, яка захищає ББ від руйнування. З цього моменту теплоносій, з 1-го контуру, який став неплотним, (спочатку у вигляді пари, а потім, при зниженні параметрів і розхолоджуванні РУ – у вигляді пароповітряної суміші), почав надходити під гермооболонку. Таким чином, була порушена цілісність 1-го контуру РУ, тобто третього бар’єру на шляху розповсюдження радіоактивних речовин та джерел іонізуючого випромінення.

У відповідності до вимог ТРБЕ персонал припинив виконання Програми і приступив до ліквідації наслідків порушення, для чого почергово ввів у роботу насоси системи аварійного охолодження зони високого тиску (САОЗ ВТ), для поповнення втрат теплоносія 1-го контуру, який витікає через ГЗК та ББ під гермооболонку (ГО).

О 21:49:13 тиск радіоактивної пароповітряної суміші під ГО досягло уставки 0,3 кгс/см² (надлишкового) і у відповідності до проектного алгоритму із зрошення ГО запустились спринклерні канали систем безпеки, які відпрацювали загалом 3 год 40 хв. Внаслідок цього протягом 3:40 год все обладнання 1-го контуру (реактор, кришка реактора з системою управління та захисту, головний циркуляційний трубопровід, парогенератори, компенсатор тиску) зрошувалось холодним радіоактивним теплоносієм (розчином метаборату калія).

Останній захисний бар’єр на шляху розповсюдження джерел іонізуючого випромінення – герметична оболонка – спрацювала у проектному режимі, тому радіоактивний теплоносій 1-го контуру було локалізовано і він не вийшов за границі ГО на проммайданчик та навколишнє природне середовище. Відбувалась його конденсація, охолодження і стікання в приямок гермооболонки із наступним повторним впорскуванням в 1-й контур насосами САОЗ ВТ.

О 22:29 за рахунок впорскування в 1-й контур холодної борованої води від насосів САОЗ ВТ температура в 1-м контурі знизилась до 82°С, а тиск до 35 кгс/см². Далі персоналом АЕС поповнення втрат теплоносія продовжувалось насосами САОЗ низького тиску (САОЗ НТ). Тиск в 1-му контурі знижено до атмосферного, а рівень ТН знижено нижче відмітки роз’ємів ІЗП КТ, течія припинена.

 

Послідовність подій у ході інциденту знаходиться у додатку.

 

23.09.09р. о 16:05 післе зниження тиску і температури, перевірки радіаційного стану та отримання дозволу від інспекції ДКЯРУ на майданчику РАЕС, персонал разом з представниками інспекції увійшов до ГО (розущільнив СГО), де було підтверджено, що першопричиною порушення стало незакриття запобіжного клапану КТ YP21S01.

23.09.09г. адміністрація ВП РАЕС, у відповідності до встановленої процедури, направила до ДКЯРУ попереднє повідомлення про порушення на енергоблоці №3.

Попередньо РАЕС класифікувала подію категорією «П07» (відмови важлиго для безпеки АЕС обладнання групи «Б») і присвоїла рівень по «Міжнародної шкали ядерних подій (ІНЕС)» - «0» (як відхилення, не важливе для безпеки ).

Але, вже 24.09.09 р., після проведеного інспекцією ДКЯРУ на майданчику РАЕС попереднього аналізу протікання процесу було встановлено, що при ліквідації порушення мали місце наступні відхилення від нормальних умов експлуатації та проектних режимів:

-                             Порушення межі безпечної експлуатації з мінімального запасу тиску до початку кипіння теплоносія 1-го контуру;

-                             Порушення умов безпечної експлуатації (попадання борного розчину на розподільний сильфон та заливання шпилек головного роз’єму реактора);

-                             Порушення експлуатаційних меж безпечної експлуатації (перевыщення граничної швидкості розхолоджування та швидкості зниження тиску теплоносія 1-го контуру);

-                             Термошок металу корпусу реактора внаслідок впорскування холодного розчину бору в 1-й контур.

Виходячи з цього Головним державним інспектором з ядерної та радіаційної безпеки України 25.09.09 р. на адресу Мінпаливенерго, ДП НАЕК «Енергоатом» та ВП РАЕС було видано вимоги:

-                             щодо перекваліфікації події як порушення категорії «П02» (порушення меж та/чи умов безпечної експлуатації, яке не перетворилося на аварію);

-                             уточнення рівня події за шкалою ядерних подій ІНЕС (порушення цілісності бар’єрів);

-                             проведення всебічного аналізу перехідного процесу на РУ і встановлення всіх порушень з експлуатації обладнання і систем;

-                             розробки і узгодження з ДКЯРУ програм і методик обстеження, ревізії, контролю та підтвердження працездатності обладнання РУ;

-                             обґрунтування можливості подальшої безпечної експлуатації систем і елементів енергоблоку, важливих для безпеки, узгоджене із металовідчими та проектно-конструкторськими організаціями (в т.ч. із залученням Генерального конструктора РУ – ДКБ «Гідропрес» і поставщика палива – ВАТ «ТВЕЛ»).

У подальшому, в рамках оцінки перехідних процесів при ліквідації наслідків порушення, Департаментом оцінки безпеки ядерних установок ДКЯРУ було додатково встановлено:

1) Цей режим ніс у собі суттєву потенційну загрозу тому, що в періоди часу 21:21¸21:47 та 22:33¸23:24 при намаганнях персоналу РАЕС вручну заповнити КТ і регулювати тиск в 1-му контурі за допомогою 3-х насосів САОЗ ВТ мало місце перевыщення тиску 2-го контуру над тиском 1-го на 15¸30 кгс/см². Це могло призвести, в разі розгерметизації теплообмінної поверхні парогенераторів (що дуже ймовірно за таких жорстких умов аварійного розхолоджування), до потрапляння “пробки” дистиляту (а не борованої води) в активну зону з утворенням зон локальної критичності.

З метою усунення цього відомого дефіциту безпеки РУ проекту ВВЕР‑1000/В-320 розроблений і узгоджений з ДКЯРУ галузевий захід «Модернізація САОЗ ВТ для забезпечення можливості управління тиском на напорі під час роботи насоса системи на 1-й контур» (у рамках «Концепції підвищення безпеки діючих енергоблоків атомних електростанцій» (КПБ). Однак його своєчасну реалізацію вже зірвано в 2009 р. на «пілотному» енергоблоці ЗАЕС-5 та під великим сумнівом масове впровадження в 2010 р. на всій решті енергоблоків ВВЕР-1000/В-320 АЭС України. Про такий стан речей ДКЯРУ неодноразово інформував експлуатуючу організацію та Мінпаливенерго.

2) Пом’якшуючою обставиною, різко спрощуючи як саму ліквідацію наслідків порушення, так і наступні обсяги ремонтно-відновлювальних робіт, стало те, що в рамках КПБ як раз у 2009 р. на всьому обладнанні 1-го контуру за вимогою ДКЯРУ було закінчено заміну теплоізоляції обладнання РУ, яке знаходиться в гермозоні. Тобто відсутність старої теплоізоляції, яка пошкоджується під дією підвищених температур і вологості (яка могла потрапити в 1-й контур РУ та канали САОЗ) на нову, дозволило зберегти у роботі всі три канали СБ та не допустити засмічення обладнання і палива. Саме цей фактор став вирішальним при проведенні подальшої ревізії і очищення обладнання РУ (заявка на позаплановий ремонт була подана всього на 57 діб, хоча для аналогічного випадку на енергоблоці №1 ЗАЕС у 1995 р. позаплановий ремонт склав 78 діб).

 

Хід ліквідації наслідків порушення:

За вимогою ДКЯРУ на блоці №3 РАЕС було проведено масштабний обсяг ремонтно-відновлювальних робіт та ревізії обладнання, систем і елементів важливих для безпеки РУ. В тому числі виконано: повне вивантаження активної зони і контроль стану палива; контроль стану металу корпусу, кришки і внутрішньокорпусних пристроїв реактора; ревізія і контроль метала головного циркуляційного трубопроводу, парогенераторів, компенсатора тиску, головних циркуляційних насосів, системи управління і захисту реактора; ревізія і очищення обладнання 3-х каналів СБ.

06.11.09 р. ДКЯРУ отримав звіт представника фірми постачальника ІЗП КТ «Sempel AG» (Німеччина), а також першу версію звіту про порушення в роботі енергоблоку №3 РАЕС, де експлуатуюча організація, за наполяганням ДКЯРУ, перекваліфікувала подію рівнем «1» за шкалою ІНЕС (аномалія, відхилення від дозволеного режиму експлуатації) і «П02» - порушення меж та/чи умов безпечної експлуатації, яке не перейшло в аварію.

Під час попередньої оцінки матеріалів встановлено, що в якості запасних деталей до ІЗП КТ, у 2005 р. на заводі корпорації «Київська арматура» було замовлено і виготовлено запасні частини до клапанів без узгодження Технічних умов із заводом-виробником (порушення п.1.2.6 «Правил устройства и безопасной эксплуатации оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок» ПНАЕ Г-7-008-89). Відповідно до звіту представника заводу - фірми «Sempel AG» геометричний розмір та хімічний склад матеріалів деталі не відповідають вимогам фірми-виробника. Із-за встановлення в ІЗП КТ золотника, який мав вищезазначені невідповідності виникло зменшення необхідного функціонального зазору між золотником та направляючою втулкою, що призвело, в підсумку, до заклинення імпульсного клапана у відкритому положенні при проведенні випробувань.

Додатково було встановлено, що при встановленні деталей в період ППР-09 р. на РАЕС було порушено процедуру техобслуговування (не було оформлено в установленому порядку відповідне технічне рішення з його заміни).

Цьому 11.11.09 р. ДКЯРУ, вимогою Головного державного інспектора України з ядерної та радіаційної безпеки, відіслав звіт про розслідування порушення №3РОВ-П02-002-09-09 на дорозслідування, вказавши на відсутність встановлення істинних корінних та безпосередніх причин, а також відсутність заходів з розповсюдження коригуючих заходів на всі енергоблоки АЕС України.

Після отримання 08.11.2009 р. додаткових матеріалів от експлуатуючої організації 19.11.2009 р. ДКЯРУ, на підставі аналізу Державного науково-технічного центру з ядерної та радіаційної безпеки (ДНТЦ ЯРБ), висунув додаткові вимоги щодо обґрунтування цілісності ПГ (зокрема зварних з’єднань швів №111), вказав на низький рівень культури безпеки (порушення п. 5.3.4 «Загальних положень безпеки атомних станцій») та затребував:

-                             Розробки і надання до ДКЯРУ відповідних галузевих заходів з недопущення використання «неналежної» продукції при техобслуговуванні і ремонті СВБ;

-                             Притягнення до адміністративної та/чи дисциплінарної відповідальності осіб вищого адміністративно-технічного керівництва відокремлених підрозділів ДП НАЕК «Енергоатом» та ВП РАЕС, дії чи бездіяльність яких призвели до виникнення відмови ІЗП на РАЕС-3 22.09.2009 р. та до порушень діючих НТД з ЯРБ (ОПБ-2008 и ПНАЭ-Г-008-89);

-                             Виконання в період чергових ППР енергоблоків разової ревізії:

1.                                     систем захисту від перевищення тиску в першому контурі (ІЗП КТ, аварійного газовидалення, від пере опресування в холодному стані);

2.                                     систем захисту від перевищення тиску в другому контурі (ІЗП ПГ, ШРП‑А).

-                             Виконання при виході з чергового ППР енергоблоків однократної прямої і повної функціональної перевірки вказаних пристроїв (відповідно до п.6.2.27 ПНАЕ Г-7-008-89, п.10.4.3 НП 306.2.141-2008).

В даний час енергоблок №3 ВП РАЕС знаходиться в стані «холодне зупинення».

Параметри теплоносія першого контуру РУ складають: температура – 50°С, тиск – 10 кгс/см². Активна зона в підкритичному стані, концентрація рідкого поглинача нейтронів (розчину борної кислоти) для стану зупинення – 16 г/кг.

На блоці, за узгодженням з інспекцією ДКЯРУ на майданчику РАЕС, за окремими методиками и Програмами, розпочато післяремонтні та післяревізійні іспити систем і елементів РУ, основна мета яких – підтвердити проектні характеристики обладнання важливого для безпеки.

На розгляді в ДКЯРУ (на експертизі в ДНТЦ ЯРБ) знаходиться перший пакет отриманої від експлуатуючої організації документації, яка обґрунтовує можливість подальшої безпечної експлуатації систем і обладнання енергоблоку №3.

Окремий дозвіл на пуск енергоблоку №3 ВП РАЕС, в тому числі розігрів РУ і виведення на мінімально-контролюємий рівень потужності, буде надаватися інспекцією на спеціальній відкритій «пусковій» нараді тільки після повного виконання всіх вищевказаних вимог ДКЯРУ у відповідності до діючих в Україні нормативно-правових документів з ЯРБ.

 

Додаток

Дата, час	Послідовність подій
22.09.2009 20:45	Згідно вимог программы відключені головні циркуляційні насоси 3YD10,20,30,40D01. Захист САОЗ «DTs < 10°С» виведений на сигнал.
20:46	Для підвищення тиску в 1-му контурі включені електронагрівачі компенсувача тиску (КТ).
21:14:49	Тиск 1-му контурі досяг 186,5 кгс/см2. За сигналом схеми управління відключились електромагніти імпульсних клапанів (ІК) 3YP21S03, S04 та відкрився головний клапан (ГК) 3YP21S01.
21:15	При тиску в 1-му контурі 175,7 кгс/см2 включились електромагніти на ІК 3YP21S03, S04 та з’явилась індикація «закрыто» на ГК 3YP21S01, однак тиск в 1-му контурі продовжував знижатися. За зниженням параметрів 1-го контуру та за підвищенням параметрів в барботажному баці (ББ) ідентифіковано незакриття ГК 3YP21S01. Вжиті заходи щодо закриття 3YP21S01 - закрити клапан не вдалося.
21:15:47	По блокуванню включилися всі групи електронагрівачів КТ.
21:16	Спрацювало блокування за тиском в гермооболонці більше 0,003 кгс/см2, закрилася локалізуюча арматура систем вентиляції TL 22,42.
21:17	Дією блокування за рівнем в КТ менше 4200 мм відключились електронагрівачі КТ.
21:18	Оперативним персоналом включені в роботу насоси подачі борного концентрату TB10D02,03 із баків ТВ-10 на всмоктування подживлювальних насосів 1-го контуру.
21:19	При тиску в 1-му контурі 66 кгс/см2 сформувався сигнал захисту «DTs < 10°С» без впливу на виконавчі механізми САОЗ.
21:20	Зафіксовано відкриття зворотних клапанів на лініях подачі розчину борної кислоти від гідроємностей (ГЄ) 1÷4 системи аварійного охолодження зони (САОЗ) на контур при тиску в 1-му контурі 58кгс/см2 .
21:21	При тиску в 1-му контурі 50 кгс/см2 персоналом блочного щита управління (БЩУ) включені в роботу на 1 контур насоси TQ14-34D01, TQ13D01.
21:26:22÷ 21:29:25	Виконані технологічні переключення для закриття 3YP21S01 короткостроковим відкриттям 3YP21S08 та подачею живлення на електромагніт відкриття клапана 3YP21S09 з послідуючим їх закриттям. Клапан 3YP21S01 не закрився.
21:30	Розпочато заповнення парогенераторів ПГ1÷4 для розхолоджування реакторної установки (РУ).
21:34	При тиску в 1-му контурі 48 кгс/см2 персоналом БЩУ включений в роботу на 1 контур насос TQ23D01.
21:37	Оперативним персоналом (после предварительного закрытия 3YR60S01,02) відкриттям арматури на лінії здування з реактора 3YR01÷03S01, ПГ1÷4 3YR11÷41,12÷42S01, KТ 3YR51÷53S01 об’єднані в загальний колектор аварійні газові здування з реактора, парогенераторів та КТ із скиданням в ББ.
21:44	При тиску в 1-му контурі 44 кгс/см2 персоналом БЩУ включений в роботу на 1 контур насос TQ33D01.
21:49:13	Зафіксовано спрацювання захисту САОЗ за підвищенням тиску в гермооболонці більше 0,3 кгс/см2, локалізація гермооб’єму закриттям локалізуючої арматури, включення механізмів САОЗ 3TQ12÷32D01, подача спринклерного розчину в гермооб’єм від насосів 3TQ11÷31D01.
21:50÷21:55	Виведені із роботи на 1-ий контур насоси 3TQ14÷34D01, 3TQ33D01 при тиску в 1-му контурі 70кгс/см2.
21:55	Виведений із роботи на 1-ий контур насос 3TQ23D01 при тиску в 1-му контурі 60 кгс/см2.
22:13	Виведений із роботи на 1-ий контур насос 3TQ13D01 при тиску в 1-му контурі 31 кгс/см2.
22:30	Зафіксована подача в 1-ий контур розчину борної кислоти насосами 3TQ12÷32D01 при тиску в 1-му контурі 23кгс/см2.
22:37	Виведений із роботи на 1-ий контур насос 3TQ22D01 при тиску в 1-му контурі 22 кгс/см2.
22:39	Переведений в роботу на рециркуляцію насос 3TQ31D01 при Рго=0,1 кгс/см2.
22:50	Переведен в работу на рециркуляцию насос 3TQ21D01 при тиску в гермооболонці 0,1 кгс/см2.
23:10	Зафіксовано зниження температури в горячих нитках петель 1-го контуру менше 70ºС.
23:19:38	Закрились швидкодіючі арматури 3YT11÷14S01, 02 на лініях зв’язку ГЄ САОЗ з 1 контуром.
23.09.09 00:39	Виведений із роботи на 1-ый контур насос 3TQ32D01 при тиску в 1-му контурі 23 кгс/см2.
01:30	Переведений в роботу на рециркуляцію насос 3TQ11D01 при тиску в гермооболонці 0,03 кгс/см2.
01:40	Параметри реакторної установки: тиск в 1-му контурі 20 кгс/см2, температура в 1-му контурі 50ºС, тиск в гермооболонці 0,07 кгс/см2, концентрація розчину борної кислоти 20,9 г/кг.
02:50	Включені в роботу вентилятори 3TL01D01, D03, 3TL04D02 для відведення тепла із гермооболонки.
03:30	Взведена відсічна арматура дозиметричного контролю гермооболонки.
05:05	Взведена відсічна арматура системи контролю концентрації водню в гермооболонці.
05:20	Підключений колектор аварійного та планового розхолодження 3TQ40, включений на розхолодження 1-го контура насос 3TQ22D01, відключений насос 3TQ12D01. Після знижения рівня в КТ зупинено вихід теплоносія в ББ через незакритий клапан 3YP21S01.