С самого начала проектирования АЭС «Ловииза» был установлен довольно высокий уровень требований безопасности. По этой причине во время строительства было сделано минимальное количество усовершенствований по безопасности, хотя в этот период финские правила по безопасности развивались и правила безопасности Комиссии по ядерному регулированию США, которые соблюдаются в Финляндии, были расширены и ужесточены.
Основными предпосылками для проведения дополнительных мер по безопасности во время эксплуатации АЭС «Ловииза» были:
- собственный опыт эксплуатации;
- опыт эксплуатации других АЭС с установками ВВЭР;
- авария на АЭС «Три-Майл-Айленд» в 1979 г.;
- опыт, информация по материалам и компонентам;
- изменения в требованиях по лицензированию;
- результаты экспериментов, проводимых финскими компаниями.
Мероприятия, проводимые в результате собственного опыта эксплуатации.
На АЭС проводился сбор данных по отказам компонентов в системах, которые классифицируются по степени важности в отношении безопасности. Ежегодно проводились анализы уровня отказов компонентов, относящихся к системам безопасности. Анализы определяют направление уровня отказов и фиксируют время ремонта. Это помогает выявить компоненты с более высоким, чем предусматривалось, и увеличивающимся уровнем поломок. Замена подобных компонентов и другие корректировочные меры способствовали тому, что уровень отказов держался в приемлемых пределах.
За охрупчиванием стали корпуса реактора под влиянием нейтронного облучения ведется наблюдение при помощи образцов, которые подвергаются облучению в активной зоне реактора. Программа исследования реакторов АЭС «Ловииза» достаточно обширна, она включает в себя около 1000 образцов на каждый реактор. Результаты первых испытаний опытных образцов на АЭС Ло-1 показали более высокий уровень охрупчивания сварного шва корпуса реактора расположенного в области активной зоны, чем это ожидалось. Это вызвало обеспокоенность по поводу величины охрупчивания сварного шва зоны во время гипотетического переходного периода переохлаждения, особенно если она к концу запроектированной жизни реактора может увеличиться почти в 10 раз, чем в типичном западном реакторе PWR.
По этой причине в 1980 году были проведены широкие исследования развития процесса и анализы охрупчивания с тем, чтобы обеспечить безопасность эксплуатации корпуса реактора на весь период его жизни. Результатом этих исследований было решение провести следующие дополнительные мероприятия с целью увеличения степени безопасности:
- Уменьшить воздействие нейтронного потока на стенку корпуса реактора путем замены 36 близрасположенных топливных сборок на пустотелые сборки из нержавеющей стали (экранные сборки).
- Поднять температуру воды аварийного охлаждения зоны с целью уменьшения тепловых напряжений в потенциальный переходный период.
Помимо этих дополнительных мер по увеличению безопасности, были приняты некоторые другие меры:
- Тщательные расширенные проверки внутренних поверхностей стенок реактора и защитного покрытия.
- Были извлечены образцы защитной наплавки (23 шт.) с тем, чтобы определить распределение нейтронного потока.
В реакторе были установлены новые исследовательские гирлянды с образцами, которые уже подверглись значительному охрупчиванию, дозиметры и температурные датчики, включая встроенные термопары. ИВО приняла участие в международной исследовательской программе под руководством МАГАТЭ.
Позднее в 1984-1986 г. г. ИВО провела для Ло-1 исследования по вероятностному анализу теплового удара при повышенном давлении. При исследованиях были приняты во внимание некоторые дополнительные мероприятия, проведенные во время плановой перегрузки топлива летом 1986 года. Сюда входили:
- уменьшение скорости потока аварийного впрыска воды под давлением;
- ослабление напора насосов впрыска воды под давлением с целью уменьшения возможности открытия предохранительного клапана компенсатора давления во время переходных периодов, ведущих к повышению давления.
Анализ показал, что реализованные мероприятия обеспечивают безопасную эксплуатацию корпуса реактора АЭС Ло-1 на все запроектированное время жизни корпуса реактора.
Мероприятия, являющиеся результатом опыта эксплуатации других АЭС.
После аварии на АЭС «Три-Майл-Айленд» было проведено несколько детальных исследований систем безопасности и внедрено много усовершенствований, большинство из них в течение одного года после аварии. Были установлены приборы наблюдения за концентрацией водорода и уровнем радиации, устройства для контролируемого сжигания водорода, обеспечен отвод газа с крышки реактора, усовершенствована система наблюдения за степенью нагружения реактора.
В 1980 году была образована специальная рабочая группа по использованию опыта, накопленного на других АЭС. В группу входили представители двух атомных станций и Центра технических исследований Финляндии (VTT). Группа во время регулярных встреч проводила изучение всех имеющихся отчетов по авариям и отбирала для более тщательного изучения те, которые имели важность для финских условий и финских АЭС. Были проверены эксплуатационные и аварийные инструкции, внесена ясность в вопросы характеристик материалов компонентов.
Мероприятия, как результат новой информации.
В середине 70-х годов информация по эксплуатационным возможностям электро— и контрольно-измерительных приборов была недостаточна. Соответственно была не совсем ясна эксплуатационная возможность оборудования, установленного на АЭС Ловииза, когда в 1980 году органы надзора потребовали, чтобы ИВО проверила электро— и контрольно-измерительные приборы, играющие важную роль в случае разрыва трубопровода внутри контейнмента, и их эксплуатационные возможности во время подобной аварии.
ИВО провела значительное количество испытаний кабелей, кабельных шкафов, штепсельных соединений, температурных датчиков. При этих испытаниях моделировались условия аварии разрыва трубопровода Ду 500 по температуре, давлению и влажности. Результатом этих испытаний было проведение некоторых усовершенствований:
- была заменена часть кабелей системы защиты;
- кабельные шкафы из поликарбоната были заменены кабельными специальными муфтами;
- были изменены концевые выключатели некоторых пускателей.
Проведение мероприятий по безопасности.
Когда ИВО находила, что необходимо проведение дополнительных мер по безопасности, вырабатывался план с его обоснованием.
Мероприятия и мелкий ремонт проводились в основном во время ежегодных остановок на перегрузку топлива и текущий ремонт. Финские надзорные органы проводили необходимые инспекции в любой день недели и в любое время суток. Это помогало проводить разумную экономию времени, необходимого для изменений. Проведение дополнительных мероприятий незначительно отражалось на эксплуатации.
Новые требования финских надзорных органов не вызывали автоматического проведения дополнительных мероприятий по безопасности, но их проведение соответствовало действующим требованиям и правилам.
Заключение.
С начала эксплуатации на АЭС «Ловииза» было проведено значительное количество усовершенствований, обеспечивающих безопасность АЭС в соответствии с требованиями действующих правил. Эти мероприятия выполнялись таким образом, что фактор нагрузки (коэффициент использования мощности — КИУМ) АЭС сохранялся на высоком уровне по международным стандартам. В качестве иллюстрации приведены величины КИУМ за период 1977-1985 годы.
Наименование АЭС | Год | ||||||||
| 1977 | 1978 | 1979 | 1980 | 1981 | 1982 | 1983 | 1984 | 1985 |
Ловииза 1 | 83,1 | 78,1 | 75,8 | 36,7 | 80,6 | 84,2 | 86,6 | 86,2 | 93,0 |
Ловииза 2 |
|
|
|
| 70,5 | 77,7 | 90,4 | 92,9 | 91,7 |
