Система обращения с ОЯТ и РАО на АЭС Украины

ОПЫТ ЭКСПЛУАТАЦИИ СУХОГО
ХРАНИЛИЩА ОТРАБОТАВШЕГО
ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА
1
1.ИСТОРИЯ СТРОИТЕЛЬСТВА СУХОГО ХРАНИЛИЩА ОТРАБОТАВШЕГО
ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА ЗАПОРОЖСКОЙ АЭС
Проектными решениями АЭС с ВВЭР-1000, был предусмотрен вывоз
отработавшего ядерного топлива в стационарное хранилище в Российскую
Федерацию.
После распада СССР, вывоз отработавшего ядерного топлива в 1993 –
1995 гг. был прекращен.
По прогнозам специалистов, из-за дефицита свободных ячеек в бассейнах
выдержки уже к 1998 году пришлось бы остановить блоки ЗАЭС и таким
образом оставить без электроэнергии четвертую часть населения и
предприятий Украины.
2
1.ИСТОРИЯ СТРОИТЕЛЬСТВА СУХОГО ХРАНИЛИЩА ОТРАБОТАВШЕГО
ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА ЗАПОРОЖСКОЙ АЭС
В 1993 году, по согласованию с Госкоматомом Украины,
Запорожская АЭС объявила международный конкурс на лучший
проект временного хранилища отработавшего топлива.
Исходя из:
-возможности обеспечения приемлемого уровня безопасности,
-возможности
внедрения
проекта
при
минимальных
реконструктивных работах на энергоблоках,
-возможности изготовления комплектующих силами украинских
предприятий,
- наличия апробированной инженерно - технической практики
был выбран проект сухого хранения ОЯТ, компании «Сиерра
Ньюклеар Корпорейшен» и Дюк Инжиниринг энд Сервисез» (DE&S),
имеющей лицензию надзорных органов США (NRC).
В 1996 году Запорожская АЭС приступила к реализации проекта
сухого хранения отработавшего топлива.
3
1. ИСТОРИЯ СТРОИТЕЛЬСТВА СУХОГО ХРАНИЛИЩА ОТРАБОТАВШЕГО
ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА ЗАПОРОЖСКОЙ АЭС.
16 июля 2001 года НАЭК «Энергоатом» была выдана Лицензия на ввод
в опытно-промышленную эксплуатацию ядерной установки.
24 августа 2001 года на площадку первой очереди СХОЯТ, рассчитанную
на установку 100 ВКХ-ВВЭР, был установлен первый ВКХ-ВВЭР. С момента
установки ВКХ-ВВЭР началась опытно-промышленная эксплуатация СХОЯТ.
10 августа 2004 года ОП ЗАЭС получена Лицензия «На право
осуществления деятельности на этапе жизненного цикла «эксплуатация ядерной
установки «Запорожская АЭС», в том числе и СХОЯТ.
29 декабря 2011 года ГИЯР Украины было выдано отдельное
разрешение Серия ОД № 000196/43 на ввод в эксплуатацию второй очереди
СХОЯТ
По состоянию на 26 ноября 2012 года установлено 108 ВКХ-ВВЭР
с 2586 ОТВС, 1397 ПС СУЗ, 1080 СВП, 109 ПВ.
4
2. ОПИСАНИЕ СИСТЕМЫ ХРАНЕНИЯ ОЯТ В СХОЯТ ЗАПОРОЖСКОЙ АЭС
Система сухого хранения отработавшего ядерного топлива условно
разделена на три зоны:
зона загрузки;
зона транспортировки;
зона хранения.
5
2. ОПИСАНИЕ СИСТЕМЫ ХРАНЕНИЯ ОЯТ В СХОЯТ ЗАПОРОЖСКОЙ АЭС
Зона загрузки – предназначена для безопасной загрузки ОТВС в
корзину, выполнения операций по герметизации, дренированию,
вакуумной сушке и заполнению МГК гелием, а также транспортнотехнологических операций по установке МГК в вентилируемый
бетонный контейнер.
Зона загрузки находится в реакторных отделениях энергоблоков.
Для работы с компонентами СХОЯТ на энергоблоках
используется
существующее
транспортно-технологическое
оборудование.
6
2. ОПИСАНИЕ СИСТЕМЫ ХРАНЕНИЯ ОЯТ В СХОЯТ ЗАПОРОЖСКОЙ АЭС
Описание транспортно-технологических операций по отправке
отработавшего ядерного топлива на хранение в СХОЯТ.
7
2. ОПИСАНИЕ СИСТЕМЫ ХРАНЕНИЯ ОЯТ В СХОЯТ ЗАПОРОЖСКОЙ АЭС
Зона транспортировки – представляет собой сеть дорог, по
которым осуществляется доставка ВКХ-ВВЭР в зону хранения
специально предназначенным для этого транспортеромконтейнеровозом.
Маршрут
транспортировки
выбран
по
кратчайшему
расстоянию, исходя из использования реконструированных
автомобильных дорог, для непосредственного подъезда к
площадке СХОЯТ.
8
2. ОПИСАНИЕ СИСТЕМЫ ХРАНЕНИЯ ОЯТ В СХОЯТ ЗАПОРОЖСКОЙ АЭС
Схема хранения ОТВС на площадке СХОЯТ.
Схема контейнеров СХОЯТ
1.датчик температурного контроля
2.вход воздуха и направляющие для транспортировки
3.бетонная площадка хранения
4.выход воздуха
5.крышка бетонного контейнера
6.силовая и защитная крышки корзины
7.блок из 24-х направляющих трубок для ОТВС
8.направляющая трубка
9.корпус многоместной корзины хранения
10.обечайка
11.вентилируемый бетонный контейнер
2. ОПИСАНИЕ СИСТЕМЫ ХРАНЕНИЯ ОЯТ В СХОЯТ ЗАПОРОЖСКОЙ АЭС
Зона хранения – предназначена для безопасного хранения ВКХВВЭР в течение не менее 50 лет. Зона хранения включает площадку
хранения, образованную железобетонной плитой, предназначенной
для установки ВКХ-ВВЭР. Зона хранения имеет самостоятельный
контур физической защиты. Комплекс сухого хранения отработавшего
ядерного топлива рассчитан на 380 вентилируемых контейнеров
хранения, содержащих более 9000 отработавших тепловыделяющих
сборок.
10
2. ТРЕБОВАНИЯ К ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИМ СБОРКАМ ПРЕДНАЗНАЧЕННЫМ ДЛЯ
ХРАНЕНИЯ В СХОЯТ ЗАПОРОЖСКОЙ АЭС
Отработавшие тепловыделяющие сборки, подлежащие загрузке в
МГК, должны удовлетворять следующим требованиям:
максимальное тепловыделение любой ОТВС - не превышает 0,99
кВт, с учетом погрешности;
максимальное начальное обогащения каждой ОТВС по U235 - не
более 4,4%;
не должны иметь нарушения целостности и отклонений в
геометрических размерах свыше установленных проектом пределов;
не должны достигать критерия негерметичности при контроле
герметичности оболочек твэл;
не должны иметь повреждений оболочек твэлов, приводящих к
прямому контакту ядерного топлива с водой.
11
3. ОПЫТ ЭКСПЛУАТАЦИИ СУХОГО ХРАНИЛИЩА ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО
ТОПЛИВА ЗАПОРОЖСКОЙ АЭС
Ядерная безопасность.
В соответствии с ПНАЭ Г-14-029-91, эффективный коэффициент
размножения нейтронов не должен превышать 0,95 в условиях
нормальной эксплуатации и при проектных авариях. Выбор и
обоснование применяемой схемы загрузки производится для каждой
загружаемой МГК.
В СХОЯТ ОП ЗАЭС требование обеспечивается с использованием
следующих способов:
Способ обеспечения подкритичности ВКХ.
Номер
корзины
Неполная
загрузка
контейнера
Использование глубины
выгорания
Применение
гетерогенных
поглотителей
Применение
гомогенных
поглотителей
ВКХ 1, ВКХ 2,
ВКХ 3
+
-
+
-
ВКХ 4, ВКХ 5,
ВКХ 6, ВКХ 14
-
-
+
-
ВКХ 7-ВКХ 13,
ВКХ 15-ВКХ 108
-
+
+
12
3. ОПЫТ ЭКСПЛУАТАЦИИ СУХОГО ХРАНИЛИЩА ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО
ТОПЛИВА ЗАПОРОЖСКОЙ АЭС
Ядерная безопасность. Модификации .
С целью обеспечения возможности выполнения требований ПНАЭ
Г-14-029-91 к обеспечению необходимой величины кэффр разработаны и
внедрены:
Методика учета остаточной эффективности ПС СУЗ.
Методики учета и контроля глубины выгорания ОТВС.
Поглощающие вставки.
Поглощающие вставки загружены в МГК №№ 78, 83, 84, 87, 89, 91-96, 99, 105-108
13
3. ОПЫТ ЭКСПЛУАТАЦИИ СУХОГО ХРАНИЛИЩА ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО
ТОПЛИВА ЗАПОРОЖСКОЙ АЭС.
Радиационная безопасность.
Схема защитных барьеров хранения топлива в ВКХ.
3. ОПЫТ ЭКСПЛУАТАЦИИ СУХОГО ХРАНИЛИЩА ОТРАБОТАВШЕГО
ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА ЗАПОРОЖСКОЙ АЭС.
Радиационная безопасность.
Виды радиационного контроля при выполнении работ
связанных с хранением ОТВС на СХОЯТ:
Индивидуальный дозиметрический контроль внутреннего и
внешнего облучения.
Контроль мощности дозы по контрольным точкам ВКХ-ВВЭР.
 Непрерывный контроль мощности дозы гамма-излучения
каналами информационно-измерительной системы РК СХОЯТ.
Контроль радиоактивного загрязнения подземных и сточных вод
в районе площадки СХОЯТ.
Контроль атмосферных выпадений и воздуха.
3. ОПЫТ ЭКСПЛУАТАЦИИ СУХОГО ХРАНИЛИЩА ОТРАБОТАВШЕГО
ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА ЗАПОРОЖСКОЙ АЭС .
Радиационная безопасность.
Индивидуальный дозиметрический контроль внутреннего и
внешнего облучения предусматривает:
-индивидуальный контроль доз внешнего облучения с помощью
накопительных и оперативных дозиметров.В результате выполнения
работ по загрузке ВКХ-ВВЭР и эксплуатации их на площадке СХОЯТ
установлено, что А-ТУ (15 мЗв/год) внешнего облучения не
превышаются.
(Измерение дозы внешнего облучения производится ЛРБ ЦРБ на установке КДТ-02М.
Нижний предел измерения доз внешнего облучения, которой составляет 0,05 мЗв)
Индивидуальный контроль доз внутреннего облучения с
помощью спектрометров излучения человека на спектрометрической
установке
«Скриннер-3М».
Контрольные
дозы
персонала
задействованного в работах по СХОЯТ- меньше МИА. Внутреннее
облучение персонала не превышает А-ТУ (3700 Бк/год).
(Минимально измеряемая активность установки (МИА) по по: Cs137-575 Бк;Cs134-500 Бк;
Со60-119 Бк;I131-116 Бк )
3. ОПЫТ ЭКСПЛУАТАЦИИ СУХОГО ХРАНИЛИЩА ОТРАБОТАВШЕГО
ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА ЗАПОРОЖСКОЙ АЭС
Радиационная безопасность.
Индивидуальные годовые дозы облучения относительно видов работ:
средне – статистические, максимальные и минимальные годовые дозы .
Max доза,
мЗв
Min доза,
мЗв
Средняя
статистическая
доза, мЗв
0,444
0,070
0,350
0,761
0,019
0,603
0,924
0,013
0,251
0,271
0,008
0,052
0,164
0,003
0,030
Инспекторский осмотр (МАГАТЭ)
0,069
0,006
0,035
Техобслуживание датчиков температуры (ЦТАИ)
0,415
0,026
0,230
Вид (группа) работ, цех
Транспортировка
эксплуатация (ОЯБ)
ВКХ-ВВЭР
на
хранение,
Радиационный контроль, поверка датчиков РК (ЦРБ)
Работы по отгрузке ОЯТ из БВ на СХОЯТ. ТТО в ЦЗ и
ГА 101 (ЭРП)
ВК, КК сварных швов МГК СХОЯТ, операции с
системой вакуумной сушки контейнеров
СХОЯТ
(СКМ)
Дезактивация оборудования СХОЯТ (ЦД)
17
3. ОПЫТ ЭКСПЛУАТАЦИИ СУХОГО ХРАНИЛИЩА ОТРАБОТАВШЕГО
ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА ЗАПОРОЖСКОЙ АЭС.
Радиационная безопасность.
Радиационный контроль на площадке СХОЯТ
Наименование параметра
Единицы
физической
величины
Результаты измерений
А-ТУ
контролируе
мого
параметра
Концентрация р/а газов из
выходных вент. каналов
ВКХ-ВВЭР, (индикация)
Ки/л
< 1*10-8(МИА)
1*10-8
Концентрация р/а аэрозолей
из выходных вент. каналов
ВКХ-ВВЭР, (индикация)
Ки/л
< 5*10-14 (МИА)
5*10-14
Радиоактивное
нефиксированное
загрязнение
выходных вент.
ВКХ-ВВЭР
решеток
каналов
загрязнение
загрязнение
отсутствует
отсутствует
част/см2мин
Не более 1
( для );
не более
100 (для )
18
3. ОПЫТ ЭКСПЛУАТАЦИИ СУХОГО ХРАНИЛИЩА ОТРАБОТАВШЕГО
ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА ЗАПОРОЖСКОЙ АЭС .
Радиационная безопасность.
Радиационный контроль по точкам ВКХ-ВВЭР.
Суммарная мощность дозы (+n) по точкам контроля от ВКХ-ВВЭР,
мкЗв/ч
Боковая
поверхность
на высоте
1,5 м
Центр входных и
выходных
вентиляционных
каналов
Центр
погодной
крышки
максимальное
52,9
156,6
78,3
среднее
26,4
72,3
52,0
минимальное
11,1
14,8
24,5
Проектный
критерий
100
1000
100
19
3. ОПЫТ ЭКСПЛУАТАЦИИ СУХОГО ХРАНИЛИЩА ОТРАБОТАВШЕГО
ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА ЗАПОРОЖСКОЙ АЭС.
Радиационная безопасность.
 Непрерывный контроль мощности дозы гамма-излучения каналами
информационно-измерительной системы РК СХОЯТ.
Датчик,
№
Место
расположения
МЭД γизлучения,
мкР/ч
1
А/транспортный
вьезд КПП4
11
2
Площадка
тяжеловесов ж/д
КПП6
8
3
А/транспортный
вьезд КПП5
11
20
3. ОПЫТ ЭКСПЛУАТАЦИИ СУХОГО ХРАНИЛИЩА ОТРАБОТАВШЕГО
ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА ЗАПОРОЖСКОЙ АЭС.
Радиационная безопасность.
 Контроль мощности дозы гамма-излучения на внешней и
внутренней стороне РЗС СХОЯТ.
Картограмма Р, МЭД (мкЗв/ч) снята 05.10.2012. Точки
контроля взяты по периметру РЗС площадки (на высоте 1,5 м с
внутренней и внешней стороны от РЗС)
№
Наименование
параметра
1 Максимальная
МЭД
излучения на
границах РЗС
внутри
площадки
СХОЯТ
2 Максимальная
МЭД
излучения
в
контрольных
точках
на
расстоянии 50
м от РЗС
Еди
ниц
а
изм
ере
ния
Результаты измерений
сев
ер
мкЗв
/ч
мкЗв
/ч
5,6
0,13
юг
6,6
0,13
зап
ад
4,3
0,13
Проектн
ый
критери
й
контрол
ируемог
о
парамет
ра
А-ТУ
контрол
ируемог
о
парамет
ра
Не
установ
лен
Не
установ
лен
Не
установ
лен
0,59
(для
террито
рии
ЗАЭС)
восток
0,15
0,11
21
3. ОПЫТ ЭКСПЛУАТАЦИИ СУХОГО ХРАНИЛИЩА ОТРАБОТАВШЕГО
ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА ЗАПОРОЖСКОЙ АЭС.
Радиационная безопасность.
 Контроль радиоактивного загрязнения подземных вод в районе
площадки СХОЯТ.
Периодичность отбора проб – 1 раз в квартал. Измерение суммарной
бета-активности воды из скважин РК производили на установке малого
фона УМФ-1500М из сухого остатка после упаривания 1 л пробы.
Контроль радиоактивного загрязнения сточных вод в районе площадки
СХОЯТ.
Пробы воды отбираются ежеквартально после дождя из водосборного
лотка на площадке СХОЯТ. После фильтрования и упаривания 1 л пробы
измеряется суммарную бета-активность на установке малого фона УМФ1500М
22
3. ОПЫТ ЭКСПЛУАТАЦИИ СУХОГО ХРАНИЛИЩА ОТРАБОТАВШЕГО
ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА ЗАПОРОЖСКОЙ АЭС .
Радиационная безопасность.
№
п/п
Дата отбора
р/а загрязнение сточных вод, суммарная β-активность, Бк/м3
29.03.2012
432
25.06.2012
443
14.12.2012
616
“Нулевой фон”
600
№ скважины
Глубина
скважины, м
Суммарная бетаактивность
Суммарная бета-активность
«нулевой фон»*
1
327-Н
12,35
137
66±38
2
328-Н
12,1
187
84±29
3
329-1
12,0
< 64
66±22
4
329-2
20,6
< 57
73±29
5
330
12,5
< 69
71±12
6
331-1
12,5
< 75
67±23
7
331-2
21,4
156
83±28
23
3. ОПЫТ ЭКСПЛУАТАЦИИ СУХОГО ХРАНИЛИЩА ОТРАБОТАВШЕГО
ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА ЗАПОРОЖСКОЙ АЭС.
Радиационная безопасность.
 Контроль воздуха.
Отбор проб аэрозолей осуществляется прокачиванием воздуха через
фильтровальную ткань типа ФПП-15-1,5 с экспозицией фильтра 7 суток и
средним расходом 600 м3/ч. Еженедельные пробы после гаммаспектрометрирования озоляются и в них определяли сумму долгоживущих
бета-излучающих нуклидов на радиометре КРК-1. В связи с низким
содержанием искусственных радионуклидов в пробах, озоленные остатки
объединяются за месяц, а затем за квартал с последующим измерением их
на гамма-спектрометре.
Контроль атмосферных выпадений. Производится седиментационным
методом при помощи металлической кюветы, установленной в
непосредственной близости от площадки СХОЯТ. Площадь кюветы 0,25 м2,
время экспозиции пробы – 14 суток. Пробы озоляются, затем в них
определяется сумма долгоживущих бета-излучающих нуклидов. В связи с
низким содержанием искусственных радионуклидов, пробы атмосферных
выпадений объединяли за квартал.
24
3. ОПЫТ ЭКСПЛУАТАЦИИ СУХОГО ХРАНИЛИЩА ОТРАБОТАВШЕГО
ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА ЗАПОРОЖСКОЙ АЭС.
Радиационная безопасность.
Содержание радионуклидов в атмосферных выпадениях,
Бк/м2 в сутки
Дата отбора
Cs-137
Cs-134
Co-60
Cуммарная
бета-активность
1 квартал 2012
< 0,56
< 0,59
< 0,66
52,0
2 квартал 2012
< 0,21
< 0,18
< 0,75
27,0
3 квартал 2012
< 0,42
< 0, 58
< 0,69
22,0
4 квартал 2012
< 0,64
< 0,67
< 0,54
37,0
25
3. ОПЫТ ЭКСПЛУАТАЦИИ СУХОГО ХРАНИЛИЩА
ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА ЗАПОРОЖСКОЙ АЭС
Регламентный контроль ВКХ-ВВЭР состоит из:
Контролируемые параметры
Периодичность
выполненного контроля
Проектные
критерии
1-я
рабочая
неделя
эксплуатации – 1 раз в сутки;
Максимальная
разность
Разность температур на входе и
первые
3
месяца температур на входе и выходе из
выходе
из
вентиляционных
эксплуатации – 1 раз в неделю; вентиляционных
каналов
ВКХканалов ВКХ-ВВЭР
°
дальнейшая эксплуатация ВВЭР не более 61 С
– 1 раз в месяц
1-я
рабочая
неделя Отсутствие порванных сеток на
Визуальный осмотр входных и
эксплуатации – 1 раз в сутки.
воздуховодах
и
посторонних
выходных
вентиляционных
Дальнейшая эксплуатация предметов
в
вентиляционных
каналов ВКХ-ВВЭР
– 1 раз в неделю.
каналах ВКХ-ВВЭР
Один раз в месяц
Отсутствие
сколов,
выкрашиваний
(не
более
в
диаметре и в ширину, не более
глубиной)
Один раз в год
Отсутствие трещин с шириной
более 0,15 мм и глубиной более 6
мм
Осмотр наружной поверхности
ВКХ-ВВЭР
3. ОПЫТ ЭКСПЛУАТАЦИИ СУХОГО ХРАНИЛИЩА
ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА ЗАПОРОЖСКОЙ АЭС
Результаты контроля ВКХ-ВВЭР по состоянию на 31.12.2012:
Контролируемые
параметры
Периодичность выполненного
контроля
Результаты выполненного контроля
1-я
рабочая
неделя
Разность температур эксплуатации – 1 раз в сутки;
Максимально достигнутое значения разности
на входе и выходе из
первые 3 месяца эксплуатации
температур года составило
59,5 ° С в 1
вентиляционных
– 1 раз в неделю;
квартале 2012 для ВКХ-ВВЭР № 49.
каналов ВКХ-ВВЭР
дальнейшая эксплуатация – 1
раз в месяц
Визуальный
осмотр
1-я
рабочая
неделя
Порванные
сетки
на
воздуховодах
и
входных и выходных эксплуатации – 1 раз в сутки.
посторонние предметы в вентиляционных
вентиляционных
Дальнейшая эксплуатация – 1
каналах ВКХ-ВВЭР отсутствуют
каналов ВКХ-ВВЭР
раз в неделю.
Один раз в месяц
Сколы, выкрашивания отсутствуют
Один раз в год
Трещины с шириной более 0,15 мм и глубиной
более 6 мм отсутствуют
Осмотр
наружной
поверхности ВКХ-ВВЭР
27
3. ОПЫТ ЭКСПЛУАТАЦИИ СУХОГО ХРАНИЛИЩА ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО
ТОПЛИВА ЗАПОРОЖСКОЙ АЭС
Внедренные модификации.
Модернизации оборудования и технологии.
Отечественными научными организациями разработана и внедрена
отечественная технология сварки для ВКХ.
Выполнена модернизация системы вакуумной сушки в части замены
индикаторных приборов на регистрирующие.
Построена РЗС.
Внедрены в эксплуатацию поглощающие вставки.
Доработаны сегментные прокладки, обеспечивающие равномерный
зазор между перегрузочным контейнером и МГК.
Изменен порядок установки дренажной трубы.
Введена в эксплуатацию Система дистанционного контроля температуры.
Замена материалов.
В период 2003-2005 г.г. проведен переход на отечественные материалы при
изготовлении МГК и ВБК. Замена стали американского (SA516) на сталь
отечественного производства (10ХСНД)
Осуществлена
замена
карбоцинкового
покрытия
МГК
на
кремнийорганическую термостойкую эмаль КО-828М, не вступающего во
взаимодействие с борированной водой.
28
4. ПЕРСПЕКТИВНЫЕ РАБОТЫ.
Внедрение непрерывного температурного контроля на контейнерах
первой очереди СХОЯТ.
(СДКТ на первой очереди установлена на контейнерах 77-89)
Исследование поведения ОЯТ в условиях сухого хранения.
Обоснование безопасности хранения ТВС-А в СХОЯТ.
Внедрение Системы контроля глубины выгорания ОЯТ
(проведены испытания системы на энергоблоке № 3 в ППР-2013).
29
5. ВЫВОДЫ
Анализ результатов ввода в эксплуатацию и эксплуатации СХОЯТ показал,
что система ВКХ-ВВЭР обеспечивает все функции, определенные проектом, и
в состоянии обеспечить выполнение критериев ядерной и радиационной
безопасности.
Подтверждено, что:
штатное транспортно-технологического оборудование на блоках
совместимо с оборудованием СХОЯТ;
персонал ЗАЭС обеспечивает безопасное проведение работ при
отправке ОТВС на площадку СХОЯТ.
За весь период эксплуатации СХОЯТ не отмечено каких-либо
существенных отклонений от заложенных проектом решений.
Таким образом, показана пригодность СХОЯТ ЗАЭС для надежной,
стабильной и легко управляемой эксплуатации.
30
Спасибо за внимание
31