Аэс, дополнительных материалов к разделу 12 проекта 2-ой очереди Балаковской аэс, содержащих оценку воздействия на окружающую среду москва 2005




НазваниеАэс, дополнительных материалов к разделу 12 проекта 2-ой очереди Балаковской аэс, содержащих оценку воздействия на окружающую среду москва 2005
страница3/10
Дата11.03.2013
Размер1.33 Mb.
ТипДокументы
1   2   3   4   5   6   7   8   9   10

Нет сведений.


  • методы проведения дезактивации помещений и основного оборудования блока

Отсутствует раздел:

  • максимальные расчетные значения индивидуальной и коллективной дозы облучения персонала при выполнении ремонтных и профилактических работ на оборудовании;

Нет точных сведений:

  • расчет потребности индивидуальных средств дозиметрического контроля, медико-санитарного обеспечения персонала и средств индивидуальной защиты (далее - СИЗ) как при нормальной эксплуатации, так и при проектных авариях;

Нет точных сведений:


- по размерам СЗЗ и ЗН.

В тексте, в частности на стр. 152, приведен размер СЗЗ (3 км) без расчетов и ссылок на методики.

Нарушено требование п. 3.2.9. (ОСПОРБ-99) по определению размеров СЗЗ и ЗН, который гласит, что «размеры санитарно-защитной зоны и зоны наблюдения вокруг радиаци­онного объекта устанавливаются с учетом уровней внешнего облучения, а также величины и площади возможного распространения радиоактивных выбросов и сбросов. При расположении на одной площадке комплекса радиационных объектов са­нитарно-защитная зона и зона наблюдения устанавливаются с учетом суммарного воздействия объектов».

Не представлена информация, о согласовании центральными государственными органами санитарно-эпидемиологического надзора границ санитарно-защитной зоны и зоны наблюдения радиационного объекта на стадии проектирования. Требование п.3.2.13 (ОСПОРБ-99)

В данной пояснительной записке неоднократно допускаются декларативные высказывания без ссылок на нормативы или легитимные методики:

1. На стр. 11 «для надежного обеспечения критерия радиационной безопасности персонала, занятого на станции, при разработке проекта установлен дополнительный критерий-предел на коллективную дозу персонала…. и целевой предел на коллективную дозу при проведении регламентных работ».

Нет сведений о том, кто и каким документом установил эти пределы. Нет ссылки на документ.

2. «В качестве приемлемого критерия эффективности радиационной защиты при проектных авариях, без учета их ликвидации, устанавливаются …эффективные дозовые пределы облучения персонала…».

Нет ссылки на документ, в соответствии с которым установлен «приемлемый критерий эффективности РЗ» в числовом выражении и термин «эффективные дозовые пределы».

3. В разделе 3.7.2. (стр.13) утверждается, что «Распространение активных сред из активной зоны в технологические контура и выход активности в помещения станции определяет радиационную обстановку….».

Опасно некорректное утверждение, т.к. радиационную обстановку в помещениях станции определяет косвенно-ионизирующее фотонное и (или) нейтронное излучение (ЗРИ) а не выход активности, т.е. открытые РВ (активность).

5. В разделе 3.7.4.1. (стр. 76) приводятся сведения о мощностях эквивалентных доз «для оценки возможности кратковременного доступа персонала под оболочку при нормальной работе оборудования ». Нет ссылок на способ получения этих данных. Если данные расчетные, то должна быть ссылка на аттестованную методику и полностью приведен расчет; если данные получены экспериментально - должны быть ссылки на примененную измерительную аппаратуру и ее характеристики.

6. В разделе 3.7.4.2. (стр. 79), где говорится о расчете толщин биологической защиты, нет сведений об аттестации методики «Программа Д-7» в соответствии с ГОСТ Р 8.563-96.

7. В разделе 3.7.5. (стр.105) утверждается, что «эффективная доза облучения персонала станции определяется только излучением закрытых источников». Не указан вид излучения закрытых источников. Более того, данное утверждение не согласуется с п. 3.7.2, где говорится о выходе активности в помещения станции.

8. На стр. 106 дана ссылка на документ без расшифровки его названия и степени легитимности - исх. № 10-65/7133 от 18.09.03 г.

9. Данные о периодах полураспада радионуклидов приведены в тексте без ссылки на источник литературы. Например, в тексте указывается, что Т1/2 для Sr-90 =28,6 лет, а в НРБ-99 он принят равным 29,1 лет.

10. На стр.128 приведена ссылка на «методики расчета скоростей спринклерного выведения» описанные в НИР. Научные методики не могут быть использованы в проекте, если они не аттестованы в установленном порядке.

Книга 1 – Хранилище свежего топлива, Том 3.10 - Пояснительная записка 210015.0000002.00506.510-КТ.0310.01 подраздела 3.2А. Обращение с топливом раздела 3 Технологические решения (далее: ПЗ Том 3.10-КТ.0310.01)


Общая ёмкость хранилища свежего топлива составляет 333 ТВС, из них 134 ТВС размещаются в двух вертикальных стеллажах, 180 ТВС – в 90 упаковочных комплектах и 19 ТВС – в чехле транспортном. Шаг размещения ТВС, равный 300 мм, выбран из условия обеспечения Кэф не более 0,95.

Раздел 1. «Основные технические решения»:

К комплексу систем обращения со свежим ядерным топливом на станции в целом не «приписана» опасная операция, связанная с загрузкой его в реактор;

Не указано, что компоновка хранилищ ядерного топлива будет обеспечивать быструю эвакуацию персонала из помещений в случае аварий. Т.е., не показано, что будет выполнено требование п. 3.6.6. ПН АЭ Г-14-029-91;

Л.8, п. 1.3. В основных функциях безопасности системы не указана такая функция, как исключение возможности несанкционированного проникновения в хранилище свежего топлива (ХСТ) лиц, не связанных с обслуживанием ХСТ - не показано, что будет выполнено требование п. 5.2.12. ПН АЭ Г-14-029-91 также в части оснащения хранилища охранной сигнализацией;

Л.9, п.п. 2,3. Предусмотрено размещение ХСТ на площадке блоков Балаковской АЭС в отдельном здании. РУ блоков 1-й очереди размещены, и РУ блоков 2-й очереди разместятся в контейнментах, рассчитанных на падение, пусть даже не тяжелого, самолета и без возможного взрыва его горючего и/или боеприпасов. С целью исключения бессмысленной потери станции в целом в случае ядерной аварии в здании ХСТ при падении на него самолета оно также должно быть рассчитано на исключение ядерной аварии в топливе при указанном воздействии на него.

Заказчик достройки Балаковской АЭС обязан в соответствии с п. 4.2.4. «Правил…» ПНАЭ Г-14-029-91 выставить требование о размещении ХСТ в контейнментах блоков №№ 5 и 6, или учета в проекте здания ХСТ воздействие упавшего самолета. Из данных п. 5 следует: габариты здания станционного ХСТ (размеры в метрах: в плане 53,2х17,3, высота 20,35) придают ему «облик» крупной и легко разрушаемой мишени.

В «Проекте…» не обоснована безопасность ХСТ для станции в целом. В случае если техническим проектом Балаковской АЭС не предусматривалось сооружение ХСТ за пределами контейнментов энергоблоков станции, то в соответствии с федеральными законами использования атомной энергии и охраны окружающей среды разделы «Проекта... (достройки)», касающиеся сооружения станционной ХСТ, должны быть аннулированы;

Л.10. Для ХСТ, как для хранилища 1 класса с размещением в нем топлива, обогащенного не более 5 %, не предусматривается система аварийной сигнализации - в соответствии с п. 5.2.13. ПНАЭ Г-14-029-91. Однако для компенсации такого ненадежного условия «Проектом...» не планируются технические меры, исключающие в ХСТ ввоз ТВС, в твэлах которых по ошибке их изготовителя может оказаться обогащение топлива, превышающее 5 %;

Л.15, раздел 3 «Основные транспортно-технологические операции при хранении и транспортировке свежего топлива»;

Л.15, п.3.1, Л.37, п. 4.13. В перечне транспортно-технологических операций не предусмотрен визуальный досмотр железнодорожного вагона В-60СК со свежим топливом перед подачей его в здание с ХСТ, а также прицепленного к нему тепловоза. В конструктивных полостях вагона и тепловоза, не обозреваемых снаружи, может «въехать» в ХСТ даже взрывное устройство любой мощности. Аналогичному досмотру должны подвергаться и внутристанционная платформа перед подачей в ХСТ для загрузки в нее свежего топлива, подготовленного к доставке в реакторное отделение (РО), а также прицепленный к платформе тепловоз. «Проект...» надлежит доработать с целью учёта реальной опасность акций террористов, включая обязательность указанных досмотров;

Л.39, раздел 5 «Компоновочные решения...» ХСТ;

Л.39, п. 5.1. В обосновании того, что ХСТ выполняется как хранилище 1-го класса, указано на исключение возможности попадания воды в хранилище разными мерами, в том числе расположением его выше нулевой отметки так, что высота пола в местах размещения ТВС превышает нулевую отметку на 0,5 м. Однако в перечне воздействий (см. п. 3 на Л.9 радела 1) не указано возможное затопление площадки Балаковской АЭС в случае прорыва плотины Самарской ГЭС, что вероятно, или Куйбышевской ГЭС, что опаснее для ХСТ и для станции в целом. Последствия последнего не предсказуемы, поскольку это обусловит полное и надолго обесточивание всех РУ и РДЭС Балаковской АЭС.

С учетом изложенного выше следует отметить, что в «Проекте…» не обоснованы правомерность и безопасность размещения ХСТ вне защитных оболочек РО.


Книга 2 – Хранилище отработавшего ядерного топлива, Том 3.10 - Пояснительная записка 210015.0000002.00506.510-КТ.0310.01 подраздела 3.2А Обращение с топливом раздела 3 Технологические решения (далее: ПЗ Том 3.10-КТ.0310.02)


Из ПЗ следует, что хранилище отработавшего топлива (ХОЯТ) - контейнерного типа. Оно предназначено для приема и промежуточного хранения перед отправкой на объект переработки ОЯТ (РТ) транспортных упаковочных комплектов ТУК-13/1В с ОЯТ. ХОЯТ размещено в отдельном здании на площадке блоков станции, связанном ж/д путями с РО, площадкой отстоя вагон - контейнерного состава и внешними ж/д путями. Ограничения по взаимному расположение ТУКов при хранении и расстоянию между ними отсутствуют. Время хранения топлива в ХОЯТ принято до одного года. Емкость ХОЯТ составляет пять контейнеров для ОТВС и 2 контейнера для отработавших пучков поглощающих стержней системы управления и защиты (ПС СУЗ).

Л.8. Среди нормативов, регламентирующих проектирование ХОЯТ, указан и ОПБЗ-83. В связи с эти необходимо отметить следующие:

Признано, что в настоящее время стало явным нарастание частоты и тяжести свершения террористических актов, техногенных аварий и катастроф с лавинообразным наращиванием от них масштабов поражения и жертв. «В течение последних лет международный терроризм строит планы проведения акций, направленных против объектов атомной промышленности и энергетики, которые представляют собой глобальную экологическую опасность, стремясь посредством захвата ядерных материалов и создания на их базе оружия массового поражения решить свои политические цели2». Наступило время, когда принятые для использования ТУКи, будучи заполненными ОТВС, стали неприемлемыми для традиционной перевозки по территории России. ТУКи с ОТВС, загруженные в вагон-контейнер ТК-13, потенциально опасны.

Обоснование:

Катастрофа, состоявшаяся в апреле 2004 года на ж/д станции города Рёнчхона Северной Кореи, может произойти в любой точке железнодорожных путей, по которым следуют платформы с цистернами, заполненными горючими, взрывоопасными материалами. В результате произошедших двух подряд взрывов, как сообщалось, инициированных обрывом троллейной электролинии, образовались две воронки диаметром порядка 70 метров, и был разрушен город. Подобные катастрофы произойдут случайно, либо вследствие акций террористов, что вероятнее. Террористы своими методами причинения максимальных ущербов странам всегда опережали, будут опережать и впредь принятие спецслужбами мер, предотвращающих такие события.

Оказалось, что цистерны с горючими или взрывоопасными материалами на ж.д. платформах, на автомашинах и в АЗС представляют собой мощные и легко взрываемые бомбы. Они безнадзорно, «официально» и без досмотров «блуждают» по железнодорожным магистралям и улицам городов любой страны, являясь чрезвычайно опасными. При наличии такой, теперь уже реальной, опасности в течение года через «половину» России совершается не менее 8-10 «путешествий» контейнеров с ОЯТ. Последствия разрушения опасной цистерны возле вагона-контейнера ТК-13, загруженного ТУК с ОЯТ, будут неизмеримо более ущербными и на столетия, в случае если при параллельных или встречных курсах эшелонов они окажутся в зоне воздействия взорвавшейся цистерны.

Вместе с тем, основными требованиями, предъявляемыми к ТУК, являются высокая прочность, герметичность, химическая и пожарная стойкость», что они «отвечают требованиям национальных норм и правил и документов МАГАТЭ по безопасности, как при нормальной эксплуатации, так и аварийных ситуациях: падение с высоты 9 метров, падение на штырь с высоты 1 метр, нахождение в очаге огня при температуре не менее 800ºС в течение 30 минут, погружение в воду на глубину не менее 200 м с выдержкой в течение часа». Так и указано в ПНАЭ Г-14-029-91.

Из «Правил...» следует, что ТУК воздействием взрыва не испытывался. Следовательно, в «Проекте...» не обоснованы допустимость и безопасность использования ТУКов и их традиционной транспортировки с ОЯТ посредством вагон контейнера ТК-13 от АЭС в РТ в этом веке, поскольку ТУК не испытан воздействием взрыва, эквивалентного взрыву из состоявшихся на ж/д станции города Рёнчхона, и не указано, что будут предусмотрены меры предотвращения реальной опасности реализации такого воздействия на ТУК с ОЯТ;

Л.Л.9,10 (верхний абзац): указаны перечень мер, обеспечивающих безопасность контейнерного хранения ОЯТ, и что «Обеспечение ядерной и радиационной безопасности при хранении ОЯТ в ТУКах в основном возложено на строительные конструкции здания и ...» ТУКи. В связи с тем, что ТУК не испытан воздействием взрыва, здание хранилища не рассчитано на исключение ядерной аварии в ОЯТ при падении на него самолета, а площадка Балаковской АЭС находится вблизи реки Волги, «Проект...» не обосновывает правомерность и безопасность размещения ХОЯТ в отдельном здании на площадке станции;

Раздел 3. Основные транспортно-технологические операции при хранении и транспортировке отработавшего ядерного топлива;

Л.Л.14, 15. Предложение: Следует предусмотреть досмотры транспортных средств и тепловоза перед их подачей в помещение ХОЯТ.


Том 3.7 - Пояснительная записка 210015.0000002.00506.510-КТ.0307 подраздела 3.2 Обращение с топливом. Основные здания и сооружения Раздела 3 Технологические решения (в тексте: ПЗ 210015.0000002.00506.510-КТ.0307)


Л.7 верхний абзац. В описании назначения комплекса систем хранения и обращения с ядерным топливом для активной зоны реактора не указана операция погрузки ядерного топлива в реактор;

Л.7. 4-й абзац сверху. В перечне мер безопасности не указано, что компоновка хранилищ ядерного топлива будет обеспечивать быструю эвакуацию персонала из помещений в случае аварий. Т.е., в «Проекте...» не показано, что будет выполнено требование пункта 3.6.6 ПН АЭ Г-14-029-91;

Л.7. 4-й абзац сверху. В перечне мер безопасности не указано, что будет исключена возможность несанкционированного проникновения в ХСТ лиц, не связанных с его обслуживанием - не показано, что будет выполнено требование п. 5.2.12 ПН АЭ Г-14-029-91 в части оснащения ХСТ охранной сигнализацией;

Л.7. 4-й абзац сверху. В перечне принципов и требований по обеспечению безопасности системы обращения с ядерным топливом указано использование гомогенного поглотителя в воде бассейна выдержки (БВ). Однако среди перечисленных систем для оснащения ими БВ, предназначенных для предупреждения аварий, не указаны:

Системы контроля над содержанием в воде БВ растворенного поглотителя и меры, исключающие попадание чистой воды в БВ. Т.е., не предусмотрена реализация требования, указанного в пункте 2.4.15 ПБЯ РУ АС-89;

Не менее чем две системы контроля уровня воды с поглотителем в БВ. В тексте на Л.15 под рубрикой «Управление и контроль системы при реакторного хранения ОЯТ» также не указано, что этих систем должно быть две. Т.е., не предусмотрен учет пункта 2.4.17 ПБЯ РУ АС-89;

Система сигнализации об отклонении от требуемой концентрации поглотителя в воде БВ. БВ, находясь в составе РУ, подпадает под все требования ПБЯ РУ АС-89, касающиеся использования в РУ жидкого поглотителя;

Система для обеспечения равномерной концентрации жидкого поглотителя по объему воды в БВ;

Л.7. 4-й абзац сверху. В том же перечне принципов и требований приведено условие: «обеспечение проектной температуры оболочек твэлов не выше предельно допустимой (350 ºС)». Надо полагать, что эта температура является расчетной величиной для реальных условий хранения ТВС, однако в «Проекте...» нет пояснений, какими мерами будет надежно исключено у оболочек твэлов превышение указанной температуры;

Л.8. Абзацы 2-й, 3-й. Указано, что «перегрузка реактора производится с помощью перегрузочной машины под защитным слоем воды...», а также то, что «все транспортно-технологические операции производятся в присутствии... персонала». В этом случае крышка реактора снята и, стало быть, первый контур уже не является каким-либо барьером по выходу радиоактивности из теплоносителя 1-го контура и потерявших герметичность оболочек части твэлов ОТВС, находящихся в ядерном реакторе. Указанная технология перегрузки является режимом нормальной эксплуатации РУ, поэтому разрушение одного из важнейших барьеров на пути выхода радиоактивности в окружающую среду в виде раскрытия реактора при наличии не плотностей в оболочках твэлов ОТВС есть нарушение положений, указанных в пунктах 1.2.3, 1.2.4 ОПБ-88/97.

Главным же является следующее: в ЦЗ РУ присутствует персонала в условиях, когда 1-й контур как барьер нарушен. Радионуклиды из разгерметизировавшихся твэлов ОТВС, еще находящихся в реакторе, а также перетаскиваемых под слоем воды в БВ, поступают в воду, в воздушную среду. А возле обширной поверхности этой воды над реактором и БВ персонал должен работать и поглощать газообразные радионуклиды в дозах, «разрешенных» старыми нормами. В дополнение к этому каждый из работающих на станции, каждый из членов их семей, другие жители постоянно «усваивали» и после доработки станции продолжат уже в большей мере «усваивать» тритий, нарабатываемый в воде 1-го контура РУ, без какого-либо учета получаемых ими, таким образом, доз.

В книге В.А. Сидоренко «Вопросы безопасной работы реакторов ВВВЭР» (Москва Атомиздат, 1977), достаточно откровенной в части опасности ядерных реакторов ВВЭР, указано, что «Одним из наиболее существенных недостатков, связанных с применением в водо-водяных реакторах борного регулирования, является загрязнение теплоносителя тритием… За год работы реактора образуется трития активностью… тысячи кюри... Как химический аналог водорода он не задерживается на очистных системах спецводоочистки абсолютные значения сбрасываемой активности оказываются большими. Неудаляемость трития химическими средствами и большое время полураспада (12,26 года) приводят к тому, что любые меры удержания его в системах АЭС не могут дать практически никакого эффекта. Весь образовавшийся в 1-м контуре тритий будет сброшен за пределы станции». Равно, как и «внутри» ее.

Из приведенного выше следует, что «Проектом…» не обоснована радиационная безопасность персонала станции и «ближайшего» населения не только в нормальных и аварийных режимах выгрузки ядерного топлива из реакторов Балаковской АЭС, но и при работе ее энергоблоков на мощности. Из-за неустранимых недостатков РУ с ВВЭР (необходимость раскрытия ядерного реактора для перегрузок ядерного топлива и постоянная наработка реактором в теплоносителе трития), что Балаковская АЭС не удовлетворяла и при пуске блоков № 5 и № 6 будет в большей степени не удовлетворять требованиям безопасности, которые указаны в пункте 1.2.1 ОПБ-88/97.

Отсутствие в «Проекте...» корректной информации о нарабатываемом, сбрасываемом за пределы РУ блоков Балаковской АЭС, но не учитываемом облучением тритием персонала станции и людей населенных пунктов, находящихся в зоне воздействия сбрасываемой радиоактивности с этой АЭС, как дополнительной дозовой нагрузки;

Л.8, 13-й абзац сверху. Из текста следует, что для ядерных реакторов достраиваемых блоков предназначаются ТВС, не имеющие чехлов. Однако не сказано, ухудшает ли это теплосъем с твэлов ТВС с максимальным энерговыделением из-за перераспределения интенсивности протоков теплоносителя «в пользу» окружающих ТВС с меньшим энерговыделением. Не указано, что охлаждение безчехловых ТВС не приводит к увеличению в «горячих» ОТВС доли твэлов, оболочки которых будут терять герметичность. Т.е., не показано, что использование безчехловых ТВС не приведет в целом к нарушению требований пунктов 1.1, 1.2, 1.3 Приложения к ПБЯ РУ АС-89;

На Л.14 в 3-м абзаце сверху подраздела 3.2 «Бассейн выдержки» указаны данные о числе ТВС, которые могут накопиться в РУ (163 шт. ТВС в реакторе и 245 шт. ТВС в БВ). Стало быть, лишь меньшая доля высоко радиоактивных ОТВС в «содружестве» с СТВС остается в реакторе для «дожигания». Эти ОТВС остаются в границах 3-го физического барьера на пути проникновения радиоактивности в окружающую среду – в 1-м контуре. Большая же часть высоко радиоактивных ОТВС будет сосредоточена в БВ, который не является таким барьером, как 1-й контур. Это означает, что достроенные блоки и Балаковская АЭС в целом не будут соответствовать критериям и принципам обеспечения безопасности, приведенным в пункте 1.2 ОПБ-88/97, и в «Проекте…» не обоснована безопасность достраиваемых блоков станции;

На Л.15 в 1-м абзаце сверху подраздела 3.3 «Шахты ревизии внутри корпусных устройств и верхнего блока», по-видимому, реактора, указано, что в шахте ревизии блока защитных труб (БЗТ) будет производиться осмотр и замена термопар и прочее. Вместе с тем не приведены сведения о возможных загрязнениях радиоактивностью и мощности ионизирующего излучения, при которых персонал будет производить указанные работы, и какие дозовые нагрузки для выполнения этих работ потребуются. Т.е., в «Проекте…» не показана «цена» восстановления работоспособности БЗТ, или, другими словами, не обоснована радиационная безопасность для персонала достроенных блоков с учетом выявленных замечаний;

Л.16. В подразделе 4.1. «Операции по перегрузке реактора…» указана такая операция, как снижение активности воды до допустимых пределов путём водообмена», однако нет данных о том, какое количество вытесняемой воды из 1-го контура и куда будет слито, а также какое количество трития в кюри при этом будет сброшено в окружающую среду. Последний параметр является главным в части обоснования тритиевой радиоактивности достраиваемых блоков 2-й очереди и станции в целом. В связи с этим обстоятельством необходимо отметить следующие режимы, важные для понимания постоянного воздействия тритиевой радиоактивностью с любой АЭС на основе РУ с ВВЭР на людей и среду обитания, но не показанного в «Проекте…»:

При работе блоков на мощности постоянно выбрасывается тритий из 1-го контура в количестве, «сбалансированном» режимами продувки/подпитки контура. Этот режим необходим как для регулирования концентрации раствора бора в воде и ее качества, так и для снижения удельной радиоактивности воды, постоянно нарастающей вследствие миграции радионуклидов из твэлов ТВС через имеющиеся и образующиеся не плотности в их оболочках. В этом технологическом процессе 1-й контур вместо 3-го защитного барьера на пути распространения радиоактивности преобразуется в канал транспортировки радионуклидов, «прорвавшихся» через не плотности «постаревших» оболочек твэлов ОТВС в теплоноситель, вместе с тритием, наработанным в этом теплоносителе, в фильтры систем очистки, которые не умеют задерживать тритий, криптон-85, другие радиоактивные газы и «выпускают» их через вентиляционные трубы в среду обитания для потребления людьми и другими живностями в зоне постоянных сбросов радиоактивности с АЭС.

К моменту достижения проектной глубины выгорания урана-235 в твэлах имеет место максимальное накопление радионуклидов и одновременно резкое снижение указанных барьерных функций твэлов. Другими словами, когда радиоактивность топливной «начинки» достигает максимума, барьерные функции твэлов значительно ослабевают. В этой части АЭС с ВВЭР неустранимо не соответствуют положению пункта 1.2.3 ОПБ-88/97.

При снижении радиоактивности воды в 1-м контуре до допустимого уровня производится постепенное вытеснение её не активной бор содержащей водой. При этом практически весь тритий, содержавшийся в воде 1-го контура, будет сброшен в окружающую среду теперь уже разовым порядком. И не малое количество кюри, обусловленное тритием, но не указанное в «Проекте...», бесконтрольно и без уведомления персонала, «окружающего» населения будет «усваиваться» ими через водопользование и посредством биологических цепочек. Повторно (см. пункт 3.1.7 «Результатов...») следует отметить, что сокрытие опасных для персонала и населения данных о постоянных и ежегодных разовых сбросах трития с каждого блока станции есть «заложенное» в каждый блок на период их эксплуатации нарушение разработчиками «Проекта...» пункту 1.2.1 ОПБ-88/97;

Л.16. В подразделе 4.1. «Операции по перегрузке реактора…» перед описанием последовательности разборки реактора не указана важнейшая операция как определяющая радиационную опасность для персонала станции – постоянное выяснение радиационной обстановки в зоне проведения указанных работ перед каждой очередной работой в процессе подготовки реактора к перегрузке ядерного топлива. Это есть упущение «Проекта…» в части обоснования безопасности достраиваемых блоков 2-й очереди станции;

Л.17. В перечне операций по разборке реактора указано также, «что устанавливается в реактор и подключается система контроля перегрузки». Эта формулировка является неопределенной. ПБЯ «не знают», потому не регламентируют такую систему. В соответствие с п. 2.7.1.1 ПБЯ РУ АС-89 надлежит указать, что подготавливаются технические средства, осуществляются организационные меры по обеспечению ядерной безопасности, включаются системы контроля плотности потока нейтронов. Кроме того, должна быть установлена в соответствии с п. 2.7.1.6 ПБЯ РУ АС-89 рабочая концентрация раствора бора в воде, предусмотрены точки отбора проб, средства ее контроля и способы поддержания, а также меры, исключающие попадание в реактор воды без поглотителя (п. 2.7.1.7 ПБЯ РУ АС-89). Т.е., «Проект…» не предусматривает соответствие достраиваемых блоков требованиям указанных пунктов ПБЯ;

Л.17. В перечне операций по разборке реактора не указано предварительное проведение работ, предусмотренных пунктом 3.17 ПБЯ РУ АС-89 в части объемов контроля в «рамках» его раздела 2.3.3, в период проведения перегрузки реактора. Т.е., «Проект…» не предусматривает соответствия указанным пунктам ПБЯ РУ достраиваемых блоков требованиям указанных пунктов ПБЯ;

Л.17. В подразделе 4.1.2 («Вывоз выдержанного…» ОЯТ) следует указать необходимость проведения досмотра используемых вагон контейнера и тепловоза (см. пункт 1.2.1 «Результатов…»). Кроме того, должно быть прекращено использование ТУК для транспортировки ОТВС, не испытанного воздействием взрыва, о котором упомянуто в пункте 2.2.2 «Результатов…», или должны быть реализованы мероприятия, исключающие воздействия взрывов на ТУК;

Л.20. В описании подраздела «Доставка свежего топлива в бассейн…» следует указать как необходимую операцию проведения досмотров используемых вагон контейнера и тепловоза;

Л.39. Раздел 5.7 «Транспортный упаковочный комплект ТУК-13/1В»:

Указанный ТУК-13/1В не исключает радиационную катастрофу в случае разрушения его взрывом при перевозке по ж/д;

Л.52. Раздел 7 «Обеспечение гарантий МАГАТЭ»:

«Проектом...» не определен порядок подъема контейнера с отработавшим топливом на отметки с высотой подъема 15 метров и 36,9 метра. Кроме того, допускается вариант, при котором для перемещения в пределах указанных высот, превышающих безопасную высоту подъема контейнера (9,0 метров), когда это перемещение его, имеющего вес при этом 112 тонн, будет осуществляться посредством двух крюков вспомогательного подъема грузоподъемностью каждого 70 тонн. Для этого варианта, не исключающего падение контейнера с высоты, превышающей 9,0 метра, «Проектом...» не обоснована радиационная безопасность достраиваемых блоков Балаковской АЭС.


1   2   3   4   5   6   7   8   9   10

Похожие:

Аэс, дополнительных материалов к разделу 12 проекта 2-ой очереди Балаковской аэс, содержащих оценку воздействия на окружающую среду москва 2005 iconЭкспертные заявления о предварительных материалах по оценке воздействия на окружающую среду эксплуатации энергоблока №3 Балаковской аэс на мощности ру 104% от
Экспертные заявления о предварительных материалах по оценке воздействия на окружающую среду эксплуатации энергоблока №3 Балаковской...
Аэс, дополнительных материалов к разделу 12 проекта 2-ой очереди Балаковской аэс, содержащих оценку воздействия на окружающую среду москва 2005 iconБелорусская партия "Зеленые"
«Заявлению о возможном воздействии на окружающую среду белорусской аэс (Предварительный отчет об овос белорусской аэс)»
Аэс, дополнительных материалов к разделу 12 проекта 2-ой очереди Балаковской аэс, содержащих оценку воздействия на окружающую среду москва 2005 iconЭто дезинформирует как общественность, так и лиц, принимающих решения. Данное Заявление об овос должно быть отозвано заказчиком. Общественное обсуждение на его основе должно быть прекращено
«Заявлению о возможном воздействии на окружающую среду белорусской аэс (Предварительный отчет об овос белорусской аэс)»
Аэс, дополнительных материалов к разделу 12 проекта 2-ой очереди Балаковской аэс, содержащих оценку воздействия на окружающую среду москва 2005 iconКомментарии специалистов, принявших участие в общественных слушаниях по предварительному варианту материалов оценки воздействия на окружающую среду эксплуатации энергоблока №3 Ростовской аэс. Прусов Евгений Витальевич, заместитель министра промышленности и энергетики Ростовской области
Прусов Евгений Витальевич, заместитель министра промышленности и энергетики Ростовской области
Аэс, дополнительных материалов к разделу 12 проекта 2-ой очереди Балаковской аэс, содержащих оценку воздействия на окружающую среду москва 2005 iconКомментарии специалистов, принявших участие в общественных слушаниях по предварительному варианту материалов оценки воздействия на окружающую среду эксплуатации энергоблока №3 Ростовской аэс прусов Евгений Витальевич, заместитель министра промышленности и энергетики Ростовской области
Прусов Евгений Витальевич, заместитель министра промышленности и энергетики Ростовской области
Аэс, дополнительных материалов к разделу 12 проекта 2-ой очереди Балаковской аэс, содержащих оценку воздействия на окружающую среду москва 2005 iconРабочая программа учебной дисциплины «автоматизированные системы управления аэс»
Целью дисциплины является изучение общих принципов автоматизированного управления объектами аэс, изучение автоматизированных систем...
Аэс, дополнительных материалов к разделу 12 проекта 2-ой очереди Балаковской аэс, содержащих оценку воздействия на окружающую среду москва 2005 icon136. Путин В. В. Развитие атомной энергетики и атомного энергетического комплекса
Совещание на Ростовской аэс 18. 03. 2010. Пуск блока на Ростовской аэс первый по национальной программе развития атомной энергетики....
Аэс, дополнительных материалов к разделу 12 проекта 2-ой очереди Балаковской аэс, содержащих оценку воздействия на окружающую среду москва 2005 iconDiplomrus ru Заказ индивидуальных авторских работ, от контрольной до диссертации
Аэс и твердые отходы. Загрязнение тяжёлыми металлами связано с их широким использованием в промышленном производстве вкупе со слабыми...
Аэс, дополнительных материалов к разделу 12 проекта 2-ой очереди Балаковской аэс, содержащих оценку воздействия на окружающую среду москва 2005 iconДокл.: проф. Гарин В. М. Вопросы влияния решений по охлаждению объектов Роаэс на состояние атмо- и гидросферы
Оценка возможности и безопасности пуска новых блоков на Ростовской аэс (анализ проекта овос по 1-4 блокам аэс)
Аэс, дополнительных материалов к разделу 12 проекта 2-ой очереди Балаковской аэс, содержащих оценку воздействия на окружающую среду москва 2005 iconМетодические указания по лабораторному практикуму «птк асутп аэс»
Ознакомление с оборудованием и программным обеспечением асу тп, применяемым на современных аэс россии
Разместите кнопку на своём сайте:
Библиотека


База данных защищена авторским правом ©lib.znate.ru 2014
обратиться к администрации
Библиотека
Главная страница