Визит участников тура на Белоярскую АЭС 19-25 августа 2000 года

Поздно вечером (по уральскому времени около полуночи) наша делегация приехала в город Заречный. На следующий день, с утра, мы поехали на Белоярскую АЭС. Нас встрети представитель МОЯОР на АЭС, инженер Отдела Ядерной Безопасности и Надежности (ОЯБИН) Алексей Иванов. Пройдя через, уже ставший привычным, жесткий пропускной контроль на проходной, мы, наконец, попали в Информационный Центр Белоярской АЭС, где нас встретила руководитель службы информации станции, Марианна Владимировна Баканова. Надо сказать, что экспозиция информационного центра выполнена на самом высоком уровне.

Марианна Владимировна рассказала о истории строительства. Белоярская атомная станция расположена в центре России на берегу искусственного водохранилища, созданного на реке Пышма. АЭС находится в 42 километрах восточнее ближайшего регионального центра - Екатеринбурга. Первый энергоблок электрической мощностью 100МВт АМБ (атом мирный большой), был пущен в 1964 году, а второй энергоблок мощностью 200МВт - в 1967 году. Реакторы были водо-графитовыми канального типа и являлись прототипами реакторов РБМК. Эксплуатация первых энергоблоков сопровождалась частым выходом из строя технологических каналов и тепловыделяющих сборок (ТВС), вызывавшим повреждения ячеек графитовой кладки реакторов. Графитовая кладка реакторов также получала повреждения при разрыве твэльных трубок ТВС, при фрезеровании заклинивших ТВС и приобретала формоизменения в условиях облучения при высоких температурах и при отклонениях газового режима. В связи с высокими затратами на эксплуатацию, значительной выработкой ресурсов и отступлениями от новых, все более ужесточавшихся правил безопасности, первый энергоблок был остановлен в 1981, а второй в 1989 годах. За эти годы был накоплен уникальный опыт ядерного перегрева пара, ремонта графитовой кладки и металлоконструкций реактора, разработаны технологии извлечения заклинивших ТВС и дезактивации контуров циркуляции. Тогда же был сформирован коллектив Белоярской АЭС, который способен решать самые сложные задачи. Многие работы проводились в отечественной практике впервые.

В настоящее время реакторы АМБ находится на первой стадии консервации. Топливо выгружено из АЗ и находится в бассейне выдержки.

Далее мы прошли на вторую очередь БАЭС, где Алексей описал нам тепловую схему действующего БН-600, а также рассказал о системе циркуляции первого и второго контуров, и техническом решении перезагрузки топлива. Тепловая схема блока - трехконтурная: в первом и втором контурах теплоносителем является натрий, в третьем - вода и пар. Корпус реактора представляет собой бак цилиндрической формы. Цилиндрическая часть корпуса соединена с днищем опорным поясом, являющимся основной несущей конструкцией внутри корпуса реактора. Это выгодно отличает наш БН-600 от подобных западных реакторов (Феникс и Супер-Феникс), у которых всю нагрузку несет крышка корпуса. Корпус реактора БН-600 заключен в страховочный кожух, исключающий возможность вытекания натрия в шахту при неплотности корпуса. Газовые полости над уровнем натрия в реакторе заполнены аргоном. Топливо в АЗ (высокообогащенная двуокись урана или может использоваться также смешанное уран-плутониевое топливо) загружается с разным обогащением (на периферии-с наибольшим обогащением), что бы обеспечить равномерность энерговыделения и максимальную глубину выгорания. Система перезагрузки топлива обеспечивает загрузку свежих ТВС и элементов СУЗ (системы управления и защиты) в реактор, перестановку и разворот ТВС в реакторе. Использование натриевого теплоносителя обусловило применение ряда таких специальных систем, как: электрообогрев оборудования и трубопроводов, насосов, фильтров-ловушек очистки натрия, диагностики протечек воды в натрий, локализации продуктов взаимодействия натрия с водой, пожаротушения натрия,отмывки оборудования и ТВС от натрия, инертного защитного газа аргона. Отличительной особенностью в условиях работы корпуса реактора является отсутствие каких либо значительных повреждающих факторов: он не подвергается действию высокого давления, коррозионного воздействия и большого облучения нейтронами. Еще одним барьером является страховочный корпус реактора, страховочные кожухи вспомогательных трубопроводов 1 контура и герметичные помещения 1 контура. В случае даже минимальной течи, происходит электрическое замыкание системы подогрева трубопровода. Кроме того, в силу малого периода полураспада радиоактивного натрия, через три дня можно будет спокойно подойти к месту неисправности и устранить ее. Последовательность действий персонала в подобном случае детально описана в так называемой "карте локализации". Кроме того, регулярно проходят занятия по противопожарной подготовке.

После такого подробного знакомства со станцией по макетам мы, одев халаты и специальную обувь, прошли в РЗ (реакторный зал) БН-600. Сам реактор был не виден, но зато видны трубопроводы первого контура, "ромашка" (пластины в виде лепестков, закрывающие верх реактора) и. циркуляционные насосы. Радиоактивные газы перед выбросом в венттрубы фильтруются на фильтрах вентиляционных систем. Газовые выбросы энергоблока №3 не превышают десятых долей % от допустимого уровня. Важнейшие потребители электроэнергии систем безопасности имеют резервное питание от систем с автономными надежными источниками - автоматически запускаемыми дизель-генераторами и аккумуляторными батареями.

Затем мы посетили машинный зал, где находятся турбины, и БЩУ (блочный щит управления) - мозг реактора. Там нам удалось поговорить с НСС (начальником смены станции) Бородиным В.В. На БЩУ мы убедились в простоте управления реактором БН по сравнению например с РБМК, где даже не в самые напряженные смены ВИУР (ведущий инженер управления реактором) бывает похож на пианиста. Таким образом, единственным недостатком реактора БН является использование в качестве теплоносителя натрия, но этот недостаток фактически сведен к нулю.

В целом, посещение Белоярской АЭС произвело на нашу делегацию большое впечатление в силу уникальности используемого типа реакторов. Руководство и коллектив станции планирует в 2009 году пуск(?) 4-го блока с реактором БН-800.