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
страница4/10
Дата11.03.2013
Размер1.33 Mb.
ТипДокументы
1   2   3   4   5   6   7   8   9   10
Раздел 5 Строительные решения 210015.0000002.00506.510-КТ.0501


В пояснительной записке отсутствует анализ эксплуатационной документации 1-4 блоков Балаковской АЭС, в частности, анализ изменения гидрогеологической обстановки, анализ и выявление причин сверхнормативных неравномерных осадок РО, анализ причин и оценка способа регулирования крена РО и т.п.;

В проекте не предложены технические решения по ликвидации одной из самых актуальных проблем эксплуатации 1-4 блоков - снижению осадок и кренов фундаментов. В результате доработки проекта строительства 2-ой очереди предусмотрено возведение дополнительных конструкций обстройки, увеличивающих общий вес здания РО, что приведет к увеличению давления на грунт основания и, следовательно, к увеличению осадок, хотя в пояснительной записке (том 5.1, лист 9) указана величина среднего давления на грунт основания 0,5 МПа (5 кг/см2), такое же как и в проектах 1-4 блоков. В условиях эксплуатации Балаковской АЭС вероятность появления неравномерных осадок и крена фундамента не ниже, чем для существующих 1-4 блоков.

Таким образом, технические решения, принятые в проекте строительства 2-ой очереди Балаковской АЭС, приведут к увеличению неравномерных осадок и крена фундамента РО, что может стать причиной отказа работы системы безопасности реактора при достижении величиной крена критического значения.


«Отчет по определению технического состояния зданий и сооружений энергоблока № 5», выполненного ЗАО «Триада-Холдинг» в 2005 г.


По материалам обследования строительных конструкций (с учетом требований РД 22-01-97) выявлены следующие недостатки:

- в отчете отсутствует утвержденная программа обследований;

- в отчете отсутствуют сведения, подтверждающие квалификацию специалистов, проводивших обследования;

- вызывает сомнение достоверность результатов определения прочности бетона монолитных железобетонных конструкций РО, т.к. проведены исследования бетона повышенной поверхностной влажности, что противоречит требованиям проведения подобных измерений;

- отсутствуют результаты инструментального определения свойств металла конструкций каркаса машзала, необходимые для оценки их технического состояния; приведенное в отчете замечание о толщине слоя коррозии металлических конструкций 0,1-0,2 мм вызывает сомнение, поскольку известно, что средняя скорость коррозии стали в условиях эксплуатации на открытом воздухе составляет 0,1 мм/год;

- в дефектной ведомости отсутствует классификация дефектов и повреждений по категории их опасности;

- в материалах обследований отсутствует оценка технического состояния конструкций;

- предложенные в рекомендациях мероприятия по проведению ремонтно-восстановительных работ имеют формальный, декларативный характер и не могут быть эффективными; наличие неконкретных рекомендаций в условиях доработки проекта частично построенного здания объясняется отсутствием у разработчиков проекта в момент принятия решений результатов обследований строительных конструкций и оценки их фактического состояния.

Таким образом, результаты проведенного обследования выполненного ЗАО «Триада-Холдинг» в 2005 г. существующих строительных конструкций 5 блока Балаковской АЭС недостаточны для оценки их технического состояния и могут привести к ошибкам при выборе технических решений по повышению их надежности.

Кроме этого, необходимо отметить следующие обстоятельство, что в качестве организации проводившей комиссионное обследование была приглашена фирма ЗАО «Триада-Холдинг, ранее не проводившая подобных работ и не имеющая опыта работ на объектах использования атомной энергетики.

Ответ на поставленное замечание крайне важно, в связи с тем, что строительство энергоблока № 5 было официально прекращено в 1990 г. (прика­з Министра атомной энергетики и промышленности СССР В.Ф.Коновалова № 576 от 07.08.90 г. «О консервации строительства энергоблоков №№ 5, 6 (2-я очередь строительства) Балаковской АЭС»), а работы по консервации строительных конструкций были проведены не в полном объеме и находились все это время (15 лет) под постоянным воздействием атмосферного воздуха. В таких условиях, важно определить в каком состоянии находятся строительные конструкции и смонтированное оборудование (или хранящиеся на промплощадке). Ответ на поставленный вопрос имеет решающее значение с точки обеспечения ввода в эксплуатацию энергоблока № 5. В качестве возможных исполнителей таких работ по оборудованию можно было бы предложить использовать возможности ЦНИИТМаш, НПО «Прометей», РНЦ «Курчатовский институт», ВНИИАМ, ИМАШ РАН и др.


Книга 1 - «Отчеты по ВАБ 1 уровня Тома 7.1, «Раздел 7 Вероятностный анализ безопасности» «Проекта... (доработки)» 2-й очереди Балаковской АЭС


Л.9, раздел 1 «Цели и объем анализа».

Отчет по ВАБ-1 разрабатывался для достижения следующих целей:

- показать, что оцененное среднее значение частоты повреждения активной зоны (ПАЗ) реактора не должен превышать величину 1,0*Е(-4) на реактор в год;

- оценить эффективность новых по сравнению с действующими АЭС проектных решений для снижения частоты ПАЗ.

Указано также условие, что «В качестве эксплуатационного состояния рассматривалась работа блока на мощности».

Принятие указанного условия не есть наиболее опасный «исходный» режим работы блока. Начальный этап расхолаживания блока является более опасным эксплуатационным режимом, при котором возникновение какого-либо ИС может обусловить более тяжелые последствия;

Л.10, 2-й абзац сверху. Не правомерно исключено из перечня ИС событие, связанное с разрывом коллектора ПГ;

Л.12, раздел 2 «Краткая характеристика проекта энергоблока 5 Балаковской АЭС». Из текста следует, что по сравнению с блоками 1÷4 станции в проекте блока № 5 реализован ряд новых решений, повышающих, как утверждается в «Проекте…», уровень безопасности блока.

К таким решениям отнесены:

1) Реализация «принципа совмещения» систем САОЗ высокого и низкого давления, спринклерной системы и системы охлаждения БВ в системе аварийного и планового расхолаживания и охлаждения БВ;

2) Применение системы пассивного отвода тепла (СПОТ), выполняющей функцию длительного отвода остаточных тепловыделений от активной зоны через второй контур по замкнутому циклу;

3) Применение системы гидроемкостей 2-й ступени, выполняющей функцию поддержания запаса теплоносителя в активной зоне при течах из 1-го контура;

4) Установка общеблочного дизель-генератора и подключение к нему системы нормального отвода тепла через второй контур:

- системы вспомогательных питательных насосов (ВПЭН);

- системы подпитки деаэраторов хим. обессоленной воды;

5) Установка изолирующих задвижек на паропроводах перед БРУ-А;

6) Установка отсечных задвижек вместо обратных клапанов после быстро запорных отключающих клапанов (БЗОК) перед главными предохранительными клапанами (ГПК) на паропроводах от ПГ;

7) Снижение напора насосов системы аварийного и планового расхолаживания и охлаждения бассейна выдержки до 7,84 МПа;

8) Введение автоматического сигнала течи из 1-го контура во 2-й контур и автоматических алгоритмов управления с использованием этого сигнала следующими действиями:

- Перекрытие подачи питательной воды в каждый аварийный ПГ;

- Закрытие БЗОК и отсечной задвижки на аварийном ПГ при наличии этого сигнала и снижения давления в 1-м контуре 8,0 МПа;

- Закрытие БРУ-А и изолирующей задвижки на аварийном ПГ при наличии этого сигнала и снижения давления в 1-м контуре 8,0 МПа;

9) Изменение конструкции теплоизоляции 1-го контура, предотвращающей загрязнение бака-приямка;

10) Изменение конструкции бака-приямка для предотвращения отказа теплообменников и насосов системы аварийного и планового расхолаживания;

11) Применена система аварийной защиты реактора с органами регулирования (ОР) СУЗ в количестве 121 шт.

Для дальнейшего рассмотрения раздела 1 «Цели и объем анализа» необходимо учесть и другие новые решения, повышающие, как утверждается в «Проекте…», уровень безопасности достраиваемых блоков станции, но не указанных в этом разделе. К таким решениям относятся:

12) система быстрого ввода бора, позволяющая вводить водный раствор бора в реактор при любом давлении теплоносителя в 1-м контуре под действием перепада давлений на патрубках каждого ГЦН как при номинальных оборотах, так и в процессе его выбега;

13) Струйные насосы в системах аварийного охлаждения активной зоны;

14) Система аварийного газоуда­ления;

15) Увеличение объема и веса гидроемкостей;

16) Увеличение высоты и веса реакторного отделения до 56 метров;

17) Увеличение диаметра и веса парогенераторов.

После завершения перечней принятых решений уместно отметить, что остались неизменными «опорные» характеристики заложенных фундаментных плит под контейнменты реакторных отделений (РО) достраиваемых блоков станции. Опыт сооружения и эксплуатации блоков 1-й очереди Балаковской АЭС, равно как и Калининской АЭС показал неустойчивость контейнмента их блоков. У каждого контейнмента для снижения скорости и величины образования кренов, векторы которых «гуляли» по азимуту, в дополнение к техническим проектам блоков станций на периферийных выступах фундаментных плит были сооружены тяжелые противовесы. Они, потребовавшиеся как «мобильные» вокруг контейнмента, стали составной частью обслуживаемого и управляемого оборудования РУ, обеспечивающего необходимую вертикальность оси корпуса ядерного реактора. Это необходимо для обеспечения надежного проектного перемещения «механических» ОР СУЗ АЗ в активной зоне реактора;

Противовесы, о которых указано выше, оказались устройствами, важными для безопасности, но не введенными в перечень таковых систем и не учитываемыми в «Проекте…» для оценки качества сооружения РУ в части пространственного размещения ядерного реактора, ПГ и 1-го контура в целом.

Из расширенного перечня новых решений (см. выше) следует, что реализация решений, указанных в пунктах 2, 3, 5, 6, 9, 12, 13, 14, 15, 16 и 17 существенно увеличит суммарный вес РУ с контейнментом. Это обусловит еще большее превышение фактическими скоростями и величинами осадок и кренов их проектных значений для контейнментов РО достраиваемых блоков.

Таким образом, в «Проекте…» не обоснована безопасность достраиваемых блоков, под РУ и контейнментом которых будут оставлены неизменными площадь фундаментной плиты, свойства и характеристики грунта под этой плитой.

Необходимо отметить, что фактические осадки контейнмента каждого блока указанных выше станций превысили проектные значения и оказались неуправляемыми. Однако эти факты не показаны в «Проекте.

Не показаны также прогнозные осадки и крены контейнментов в перспективе на весь период эксплуатации этих блоков.

В «Проекте…» отсутствует соответствующее многоплановое обоснование безопасности, т.е., в совокупности с качеством сооружения РУ блоков 2-й очереди Балаковской АЭС, при неизбежных запроектных величинах кренов и осадок контейнментов РО достраиваемых блоков станции;

В составе 1-го контура разработчиком РУ В-392Б предусмотрено внедрение системы быстрого ввода бора (см п. 12 реализованных решений);

Внедрение указанной системы быстрого ввода бора, как не апробированной прежним опытом или испытаниями, обуславливает несоответствие «Проекта…» положению, указанному в пункте 1.2.5 ОПБ-88/97;

Реализация решений, указанных выше в пунктах 1, 5, 6, 13, 14, как не апробированных их прежним опытом или испытаниями, также обуславливает несоответствие «Проекта…» положению, указанному в пункте 1.2.5 ОПБ-88/97;

С учетом реализации решения, указанного выше в пункте 16 «Увеличение диаметра и веса парогенераторов», в «Проекте…» возникла неопределенность, которая заключается в неизменности абсолютной величины нормальной и предельно допустимой скоростей изменения температуры теплоносителя 1-го контура (30 ºС/час и 60 ºС/час соответственно), в то время как для ПГ, ставшего более «толстостенным», с целью обеспечения принятого для остального оборудования 1-го контура допустимого числа циклов указанные скорости изменения температуры теплоносителя в 1-м контуре, по-видимому, должны быть уменьшены. В связи с этим обстоятельством должны быть установлены пределы и условия безопасной эксплуатации РУ с такими ПГ в части указанных скоростей изменения температуры теплоносителя в 1-м контуре и регламентного числа циклов на период эксплуатации РУ. К тому же отсутствует обоснование безопасности эксплуатации достраиваемых блоков станции с учетом увеличения диаметра ПГ.

Применение ПГ с увеличенным диаметром и весом по сравнению с ПГ в РУ проекта В-320 в составе РУ достраиваемых блоков обусловило несоответствие «Проекта…» положению, указанному в пункте 1.2.5 ОПБ-88/97, поскольку этот ПГ не подтвержден опытом эксплуатации прототипов. Соответственно в «Проекте…» не обоснована безопасность эксплуатации РУ с указанными ПГ достраиваемых блоков также в режимах с реализацией скоростей изменения температуры теплоносителя в 1-м контуре, превышающей, например, в 30 раз предельно допустимую температуру 60 ºС/час. «Проектом…» не предусмотрены технические меры, исключающие при авариях и отказах в системах 2-го контура, а также в режимах нормального расхолаживания РУ реализацию динамики изменения температуры теплоносителя в 1-м контуре, превышающей предельно допустимую величину 60 ºС/час.

Таким образом, из «Проекта…» не следует, что каждая РУ достраиваемых блоков станции будет соответствовать пункту 2.5.3 ПБЯ РУ АС-89.

В «проекте…» не показано, что должно следовать при эксплуатации РУ после режима, при котором в процессе планового расхолаживания блока или при разуплотнении 2-го контура РУ предельно допустимая скорость снижения температуры теплоносителя, принятая «не более 60 ºС/час», будет превышена.

Указанная недоработка в «Проекте…» с учетом вышеуказанного чревата тяжелым радиационным воздействием на население и окружающую среду, сопоставимым с последствиями катастрофы на 4-м блоке ЧАЭС, поскольку техническими средствами не исключается неизбежное превышение предела «не более 60 ºС/час» и это может обусловить разрыв корпуса ядерного реактора, в то время как «Проектом…» предусмотрены защитные мероприятия вокруг блока № 5 на территории с радиусом лишь в 1 км. Это проектное ограничение не имеет каких-либо обоснований даже с учетом того, что в «Проекте…» показана искусственная, к тому же не соответствующая действительности вероятность этого события, не превышающая величину 10*Е(-7) на реактор в год.

Обоснование:

Примечание (*) к пункту 1.2.12 ОПБ-88/97 разрешает не включать в перечень ИС «разрывы корпусов оборудования и сосудов, изготовление и эксплуатация которых осуществляется в соответствии с самыми высокими требованиями федеральных норм и правил в области использования атомной энергии». Это же распространено и на корпус ядерного реактора. Вместе с тем, как следует из этого «разрешения», ссылка на соблюдение норм и правил по сути своей не состоятельна, ибо люди могут изготовлять и эксплуатировать не всегда в соответствии с нормами и правилами. Далее, нет каких-либо гарантий в России и тому, что при изготовлении корпуса ядерного реактора, равно как и ПГ, не будут нарушены такие же высокие требования норм и правил;

В последнем абзаце на Л.12 и далее на Л.13 приведен перечень систем, включенных в вероятностную модель ВАБ-1, из которого следует, что упущена из рассмотрения система быстрого ввода бора, в то время как она может быть опасной для РУ;

На Л.14 в предпоследнем абзаце указано, что изменение конструкции теплоизоляции первого контура и изменение конструкции фильтрующих устройств бака-приямка позволило исключить из модели отказ САОЗ вследствие загрязнения бака-приямка. Однако вблизи ГЦК находятся и под действием струи истечения теплоносителя 1-го контура через возможный разрыв его трубопровода и летящих фрагментов окажутся паропроводы ПГ, трубопроводы 3-го контура и других систем, имеющих традиционную теплоизоляцию. Стало быть, даже оснащение бака-приямка новыми фильтрующими устройствами не дает основания надеяться на сохранение работоспособности САОЗ. Т.е., исключение из модели отказа САОЗ в «Проекте...» не обосновано;

Л.148, подраздел 3.14 «Моделирование аварийных последовательностей для ИС с течью второго контура в не изолируемой от ПГ части (NIP)»:

В пункте 3.14.1 «Характеристика исходного события» для ИС, связанных с разрывом напорного трубопровода питательной воды, или паропровода одного ПГ в не отсекаемых от ПГ участках, дано описание формирующихся сигналов течи, процесса изолирования этого ПГ посредством БЗОК и отсечной арматурой от ГПК и насосов нормальной и аварийной подачи питательной воды, а также «сборки» схемы обеспечения отвода тепла от реактора. По этой аварии:

а) не приведены сведения о продолжительности во времени формирования аварийного сигнала, который должен инициировать начало глушения реактора стержнями аварийной защиты СУЗ;

б) нет данных о продолжительности времени, в течение которого сформируется управляющий сигнал для срабатывания БЗОК;

в) не указаны интервалы времени, в течение которых «закроются» этот БЗОК и изолирующие клапаны в трубопроводах подачи питательной воды в ПГ;

г) нет данных о величине и скорости снижения средней температуры теплоносителя 1-го контура в интервале времени от момента разрыва паропровода или трубопровода питательной воды до полной изоляции аварийного ПГ от коммуникаций 2-го контура;

д) нет ни слова, ни каких-либо данных (например, графических) о том, что будет в указанный интервал времени и далее по времени с уровнем мощности и реактивностью в активной зоне ядерного реактора;

е) нет данных о том, окажется ли достаточной поглощающая способность 121 шт. ОР СУЗ после срабатывания их по сигналу «АЗ» для «подавления» интенсивно высвобождающейся реактивности при быстром снижении средней температуры теплоносителя 1-го контура и компонентов активной зоны реактора;

ж) нет данных об интервале времени, в течение которого указанные ОР СУЗ будут полностью введены в активную зону реактора;

з) не указано, требуется или нет в этот момент интенсивный ввод в реактор раствора бора с высокой его концентрацией;

и) нет данных о том, будет ли при этом неуправляемый рост мощности реактора в сочетании со спадом подачи теплоносителя через него посредством ГЦН в режиме «выбега».

И т.д.

По физике реактора ВВЭР-1000 поведение реактивности в нем при рассматриваемой аварии является чрезвычайно опасным. В указанной выше книге В.А. Сидоренко «Вопросы безопасной работы реакторов ВВЭР» (стр. 182-185) для ВВЭР-1000 приведены графические данные, из которых следует, что в первые 5 секунд после разрыва паропровода ПГ средняя температура теплоносителя в 1-м контуре снизится на ~ 10ºС. Из этого следует, что скорость изменения температуры составит ~7200ºС/час. В последующие 18 секунд произойдет снижение этой температуры еще на 50ºС. Скорость ее снижения будет ~10000ºС/ч3.

Опасность рассмотренной ядерной аварии также требует тщательного рассмотрения сопутствующей опасности, обусловленной при этом высокими скоростями спада температуры теплоносителя 1-го контура. На 182 странице книги В.А. Сидоренко указал: «Основная опасность разрывов во втором контуре связана с резким увеличением отвода тепла из первого контура, приводящим к глубокому и быстрому его охлаждению. Большая скорость охлаждения может вызвать повреждения наиболее крупного и толстостенного оборудования: корпуса реактора, корпуса парогенераторов и насоса из-за термических напряжений». Необходимо отметить, что В.А.Сидоренко является член-корреспондентом АН СССР и работает в РНЦ «Курчатовский институт» в должности зам директора при этом являясь одним из ведущих специалистов в этой области. Однако, даже он в своей книге, существенно смягчил графиками на рисунке 2.48 (стр. 184) «Изменение средней температуры и давления в первом контуре при разрыве главного парового коллектора реактора ВВЭР-1000 (при срабатывании АЗ первого рода)» и на рисунке 2.49 (стр. 185) «Изменение тепловой мощности реактора ВВЭР-1000 (от номинального значения) при разрыве главного парового коллектора». Он для показа более «мягкой» динамики изменения параметров теплоносителя и тепловой мощности реактора совместил момент разрыва ГПК со срабатыванием АЗ первого рода. Акцентировал внимание на изменении средней температуры теплоносителя в 1-м контуре, в то время как состоится процесс интенсивной (посредством ГЦН) подачи теплоносителя, более интенсивно охлаждаемого в аварийном ПГ, в виде «холодного языка» только в сектор активной зоны, находящейся «в ведении» этого ПГ. Какое-то перемешивание этого «языка» с более горячим теплоносителем после «нормальных» ПГ будет происходить лишь в верхней камере смешения. Так что, будут иметь место в активной зоне реактора более интенсивное локальное (в ее секторе) высвобождение реактивности, более интенсивное изменения температуры теплоносителя 1-го контура в аварийном ПГ, в трубопроводе ГЦК, в ГЦН и в патрубке реактора этого ПГ по сравнению с указанными выше ~7200 ºС/час и ~10000 ºС/ч, полученные из темпа спада лишь средней температуры теплоносителя 1-го контура.

Ограничиваясь приведенным рассмотрением аварии, связанной с разрывом главного паропровода для «Проекта... (доработки)», необходимо отметить:

В «Проекте…» закамуфлированы процессы тяжелейшей ядерной аварии, в процессе которой она быстро может трансформироваться в катастрофу с непредсказуемыми последствиями в случае разрыва корпуса ядерного реактора;

В «Проекте…» не показано, что любые разуплотнения 2-го контура, включая преднамеренные (срабатывания БРУ-А, БРУ-К) по сигналам защиты 2-го контура от превышения давления, при прекращении отбора пара на Турбогенераторы, всегда обуславливают высокие скорости изменения температуры теплоносителя 1-го контура, которые могут обусловить разрушение корпусов реактора или другого оборудования ГЦК.

Л.234, раздел 6 «Анализ результатов и оценка проекта».

В подразделе 6.1. «Качественная оценка безопасности» (нижний абзац) содержится вывод об обеспечении в «Проекте...» блока № 5 «соответствия основополагающим инженерным принципам современной концепции глубокоэшелонированной защиты...» с учетом принципа единичного отказа, и т.д. Однако сопоставляться «Проект...» должен не с концепцией, а с требованиями комплекта НД по АЭС, включая действующие ОПБ и ПБЯ. Кроме того, наличие ряда несоответствий этим нормам и правилам, принятых неприемлемых условий для вероятностного анализа, позволяет считать, что рассмотренный вывод не корректен;

На Л.Л.236, 237, повторен перечень новых решений, на которые сделана ссылка в обоснование получившегося снижения частоты ПАЗ по всем ИС, однако в нем не указана система быстрого ввода бора в реактор, безопасность которой для РУ не обоснована в «Проекте...»;

Л.238, раздел 7 «Выводы и рекомендации». Краткая оценка некоторых пунктов раздела 7:

В пункте 4 отмечено, что «Относительно большой вклад в значение частоты ПАЗ вносят ошибочные действия персонала». Этот вывод вряд ли изменится и при разработке ВАБ на стадии окончательного отчета по обоснованию безопасности с детальными анализами надежности персонала на основе эксплуатационной документации. Опуская неопределенность в том, что сама по себе эксплуатационная документация состоит из регламентов, инструкций и оперативной документации (оперативные журналы, ведомости для регистрации параметров, акты расследования неблагоприятных ситуаций и др.), необходимо отметить, что лишь последняя может как-то свидетельствовать об ошибках персонала. Есть основание полагать, что:

Указанный вывод подтверждает неприемлемость исключения из перечня ИС разрыв корпуса ядерного реактора, поскольку при эксплуатации достроенных блоков Балаковской АЭС неизбежны нарушения «самых высоких требований» регламента и инструкций.

Указанный вывод подтверждает неприемлемость исключения из перечня ИС разрыв корпуса ядерного реактора даже без учета того, что в рассмотренном томе 7.1 ВАБ-1 оказался не учтенным важнейший фактор обеспечения безопасности при эксплуатации АЭС – это качество эксплуатационной документации.

Обоснование:

В большинстве из всех состоявшихся при участии эксперта проверках состояния ядерной и радиационной безопасности вводимых в эксплуатацию и работающих блоков отечественных АЭС обнаруживались многочисленные ошибки и несоответствия проекту, нормам и правилам инструкций по обслуживанию РУ, систем безопасности, технологических регламентов эксплуатации блоков АЭС. Недостаточное качество этой документации было и остается системным, поскольку инструкции и регламенты разрабатывались и продолжают разрабатываться персоналом строящихся АЭС, а не разработчиками РУ и Генеральным проектировщиком станции, более досконально знающие проекты РУ, другого оборудования, систем безопасности и АЭС в целом. Они ограничивались лишь согласованием эксплуатационной документации, исполненной персоналом АЭС, менее осведомленным об особенностях, «деталях» и требованиях проектной документации. Из этого следует, что выполненный ВАБ без учета качества эксплуатационной документации является и всегда будет не состоятельным, поскольку конкретная эксплуатационная документация с неизбежными недопустимыми недостатками появится лишь на пускаемых блоках АЭС


Книга 2 – Приложение В (210015.0000002.00506.510-КТ.0701.02) Тома 7.1 – ВАБ 1 уровня, «Раздел 7. Вероятностный анализ безопасности»


По разделу 1 «Отбор и группировка исходных данных»:

Л.7. п.1.1. В перечне эксплуатационных режимов не учтен наиболее ядерно-опасный режим – останов блока. Это упущение не приемлемо и сводит к бесполезности всех томов, книг и разделов с вероятностным анализом безопасности рассматриваемого «Проекта…». Обоснование:

Назидательны, в том числе посредством положений действующих ПБЯ (п. 5, пп. 1.4, 2.4, 3.4, 4.4 Приложения к ПБЯ) и ОПБ (пп. 4.1.7, 13), утверждения разработчиков ядерных реакторов типа ВВЭР и других типов, об их «внутренней само защищенности», якобы обеспечивающей безопасность реакторов. Эти утверждения справедливы лишь для режимов, связанных с увеличением мощности реактора, температуры теплоносителя, появлением в нем пара. При этих режимах реактивность активной зоны ядерного реактора снижается. Вместе с тем, в режимах расхолаживания эти утверждения уже бессмысленны, поскольку такие реакторы, как, особенно, ВВЭР-1000, становятся наиболее опасными компонентами РУ АЭС. При уменьшении мощности этого реактора и других параметров в первую очередь в активной зоне ядерного высвобождается реактивность, в связи с этим должно быть обеспечено надежное и своевременное подавление монотонно и стремительно восстанавливающейся надкритичности в его активной зоне.

При расхолаживании могут быть превышены проектные как «нормальная» (30 °С), так и предельная допустимая (60 °С) скорости снижения температуры теплоносителя в 1-м контуре и соответственно толстостенного «металла» корпусов реактора, ПГ, трубопроводов ГЦК. Бесспорным является то, что в случае если фактическая скорость снижения температуры этого «металла» превысить 60 °С, то потребуется обследование прочностных свойств указанных компонентов РУ и обоснование допустимого числа циклов с проектными скоростями изменения температуры теплоносителя на оставшийся период эксплуатации РУ АЭС.

Указанное выше превышение проектных скоростей изменения температуры теплоносителя может произойти при отказах устройств, оборудования 2-го контура РУ или из-за ошибочных или умышленных действий персонала. Факты этих превышений могут быть скрыты персоналом станций, как от директоров станции, так и от надзорных органов. Неизбежность реализации таких режимов и событий на достраиваемых блоках станции подтверждена опытом эксплуатацией;

Л.7. п.1.1, 4-й абзац сверху. Указано, что в перечень исходных событий (ИС) не включены наименования ИС, реализация которых не устранима какими-то мерами. К таким ИС относятся, например, затопление площадки Балаковской АЭС, падение на РО, здания ХСТ и ХОЯТ самолета с взрывом его горючего/боеприпасов, вредительство, терроризм и др. Однако без учёта таких событий вероятностный анализ безопасности не достаточен для обоснования безопасности достраиваемых блоков и станции в целом;

Л.8, 3-й абзац сверху. Указана озабоченность для проектных ИС разработкой вероятностных моделей протекания аварий для определения набора аварийных последовательностей и последующей оценки частот и размеров повреждения активной зоны. Однако конечная цель смысла этой озабоченности не показана.

По-видимому, эти данные должны сопоставляться с установленными в НД по безопасности АЭС соответствующими критериями и «автоматически» использоваться Ген/проектантом для доработки или коренной переработки ещё не «выпущенного» «Проекта...» с целью приведения этих «частот» и «размеров» в допустимые пределы. Стало быть, вероятностные модели должны быть «инструментом» для проектирования безопасной АЭС. Составной частью проекта должен быть ВАБ, который уже обосновывает соответствие «Проекта...» нормативным критериям вероятностей.

Как пример использования результатов анализа имеется пункт 2.4.10 ПБЯ РУ АС-89. В нем определен критерий для системы контроля и управления РУ – не должно быть опасных для РУ реакций этой системы «на возможные неисправности и отказы в ней». И проект РУ должен содержать такой анализ как обоснование безопасности этой системы для РУ. Мало того, в этом пункте указано, что в случае выявления в процессе эксплуатации опасных реакций в этой системе должна быть остановлена РУ и приняты технические меры по их исключению с внесением изменений в проект.

Л.8, 5-й абзац сверху. Указано, что в качестве ошибочных действий персонала, приводящих к возникновению ИС, рассматриваются не качественное или неполное проведение операций по техническому обслуживанию оборудования и ошибки операторов на БЩУ. Из этого следует, что искусственно приняты для анализа наименее опасные для РУ АЭС действия (халатность, лень, ошибки) персонала:

- Операторы БЩУ «окружены» сигнализацией, взаимно контролируются, и системы управления РУ могут быть спроектированы с "нейтрализацией" "действий дурака";

- Некачественное и неполное проведение операций по техническому обслуживанию оборудования могут быть исключены дублирующим контролем, полномасштабными испытаниями и оснащением «ответственного» оборудования автоматической системой тотального контроля с сигнализацией готовности оборудования к проектному функционированию.

В дополнение к указанным действиям персонала могут иметь место злой умысел, террористический акт со стороны кого-либо из персонала или из посторонних лиц. С тем чтобы обусловить наитяжелейшие последствия от террористических актов «11 сентября» в США, террористы прошли необходимую подготовку и «устроились» за штурвалами самолетов. Разрушение башен-близнецов с людьми в городе Нью-Йорке – это тяжелая катастрофа для США, однако разрушение реакторной установки, аналогичное в какой-либо мере разрушению блока № 4 ЧАЭС, окажется катастрофой с длительным причинением ущерба здоровью миллионам живущего и последующих поколений людей, с причинением навсегда обширного ущерба среде обитания.

В настоящее время разработчики РУ, их систем безопасности и проектировщики блоков АЭС с целью обеспечения радиационной и ядерной безопасности станции обязаны тщательно проанализировать свои проекты, выявить наиболее уязвимые для РУ, ХОЯТ и ХСТ особенности конструкций, функций систем и оборудования, компоновочных решений, организации проведения технологических операций. По результатам такого анализа они должны скорректировать разрабатываемый проект так, чтобы полностью исключить реализацию злого умысла или террористического акта, как со стороны персонала, так и посторонними лицами. Если окажется, что проектом АЭС невозможно исключить акции террористов с катастрофическими последствиями, то сооружение таких станций должно быть исключено в принципе. На АЭС нет «мелочей» в неполадках и организации работ, так как даже малозначимое исходное событие может обусловить катастрофу.

Стало быть, принятые в разделе 1 «идеология», принципы отбора и группировки ИС и цель разработки вероятностных моделей предопределяют неполноту, «легкость» скомплектованных групп ИС в раздела 7 «Проекта...» Из него не может следовать вывод о достаточности обоснования безопасности достраиваемых блоков Балаковской АЭС.

Л.22. Предпоследний абзац. Исключение из перечня групп ИС разрыва коллектора ПГ полным сечением со ссылкой на отчет по ВАБ для Тяньваньской АЭС, прошедшим экспертизу МАГАТЭ, неправомерна, т.к. выполнена для другого проекта и заинтересованной организацией.


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