В свете этих последних событий ОАО «Концерном РОСЭНЕРГОАТОМ» на первом блоке ЛАЭС проводятся мероприятия:
- тендер на тему «Обоснование остаточного ресурса графитовой кладки реактора РБМК-1000 энергоблока №1 на основе результатов обследования графитовой кладки в 2012 году»
Исследования поручено выполнять национальному исследовательскому центру «Курчатовский институт», который будет готовить заключение о состоянии графитовой кладки на первом блоке ЛАЭС. Радует, что НИЦ «Курчатовский институт» не входит в структуру Росатома и подчинен непосредственно только
правительству России. Для объективности добавим, что непосредственно научным руководителем проекта РБМК-1000 в те далекие советские годы был
Институт атомной энергии имени И.В.Курчатова. Ядерная энергетика вырастала из недр военно-промышленного комплекса, впоследствии промышленные реакторы начали применять при проектировании атомных станций.
Проанализируем и спрогнозируем, какие мероприятия, связанные с искажения размеров графита при облучении нейтронным потоком, проводятся или будут проведены на первом блоке ЛАЭС.
Во-первых, запущен механизм для изучения характеристик графита в кладках, остановлен реактор, проведен демонтаж блоков настила с топливной ячейки, произведена выгрузка тепловыделяющих сборок, выполнены подготовительные операции для извлечения технологических каналов, включающие: сушку , установлены в подводящие системы барабан-сепаратор пара заглушки.
После того как будет отрезан технологический канал, последует подрыв канала, извлечение технологического канала, установку его в бассейн-хранилище твердых радиоактивных отходов, и только тогда путь к отбору кернов будет открыт. Отберут керны высверливанием из напряженных мест графитовой кладки . Керны графита должны быть определенных размеров, чтобы по ним можно было изучить трещины, их количество и расположение, ширину раскрытия и протяженность.
Затем проведут испытания, установят физико-механические характеристики «деградированного графита», чтобы по ним можно было судить о степени разложении под воздействием нейтронного потока. Эти ответственные, сложные и дорогостоящие технологические операции, связанные с большими затратами, должны определить судьбу первого блока ЛАЭС.
Во-вторых, собираются провести анализ величины изменения диаметра графитовых блоков кладки по высоте в разных местах активной зоны, величины искривления графитовой кладки. Проводится анализ величины отклонения от вертикальной оси технологических каналов, каналов управления, а также анализ величины изгибов каналов.
Основной элемент реактора - топливная ячейка, которая представляет собой графитовую колонну, собранную из 14-ти графитовых блоков с центральным отверстием, в котором установлен технологический канал или канал управления системы управления и защиты реактора. В процессе длительной эксплуатации реактора топливная ячейка находится под постоянным воздействием таких факторов, как повышенная температура и нейтронное облучение. Конструктивные элементы топливной ячейки претерпевают необратимые изменения как в осевом, так и в радиальном направлениях. Состоянием топливной ячейки - определяется безопасность реактора.
В конечном итоге «Курчатовский институт» должен на основании исследований состояния графита и графитовой кладки в строгом соответствии с «российским манифестом по безопасности АЭС» - «Общими положениям по безопасности АЭС. ОПБ-88 » - уполномочен вынести свой окончательный вердикт, который и определит дальнейшую судьбу первого блока ЛАЭС.
В этой непростой ситуации ни в коем случае «нельзя поступится истиной»; на кону здоровье населения пятимиллионного города. Из окна, прорубленного в Европу, должен дуть всегда только свежий восточный ветер.
При подготовке статьи были использованы следующие материалы:
1. Правила ядерной безопасности реакторной установки (ПБЯ РУ АС 89)
2. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций (ОПБ-88/97) ГОСТ 26291-84 "Надежность атомных станций и их оборудования".
3. Материалы сайта www
zakupki.rosatom.ru тендер №120323/0639/161, тендер №120522/0639/291
4. ПАТЕНТ RU 2302671 СПОСОБ ВОССТАНОВЛЕНИЯ РАБОТОСПОСОБНОСТИ ТОПЛИВНОЙ ЯЧЕЙКИ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА
5 . ПАТЕНТ RU 2378510 УСТРОЙСТВО ГОРИЗОНТАЛЬНОГО ВЫБУРИВАНИЯ КЕРНОВ ИЗ СТЕНОК СКВАЖИН ИЛИ КАНАЛОВ
6. НАУЧНО-ТЕХНИЧЕСКАЯ ПОДДЕРЖКА ЭКСПЛУАТАЦИИ АЭС С КАНАЛЬНЫМИ РЕАКТОРАМИ ОАО «НИКИЭТ», Драгунов Ю.Г., Петров А.А.