Продление срока эксплуатации реакторных установок аэс, выработавших


с. 1


Симонов Е.Я.
Продление срока эксплуатации реакторных установок АЭС, выработавших

ресурс, сооружение новых АЭС - опасная техническая авантюра.


1. Введение.
1.1. Не устранимым опасным свойством ядерных реакторов в реакторных установках (РУ) всех АЭС, в том числе действующих на территории России, с использованием в качестве ядерно-делящихся материалов (ЯДМ) урана-235, плутония-239 и их изотопов, является интенсивная наработка техногенной радиоактивности. Наибольшая активность образуется в активной зоне реактора в виде продуктов деления ядер ЯДМ на осколки и в остальных компонентах реактора вследствие облучения их потоком нейтронов, излучаемым из активной зоны реактора.
Известно, что в реакторе ВВЭР–440, содержащим порядка 40 тонн ядерного топлива, «суммарная активность топлива, обогащением 3% по урану-235, составляет 6х1011 Бк (16 Ku). Через год эксплуатации радиоактивность продуктов, образовавшихся в процессе деления ядер урана, уже составит 4х1019 Бк (109 Ku), т.е. будет в 100 млн. раз больше исходной» (Л1). Наработка радиоактивности в ядерном топливе почти пропорциональна его количеству в реакторе и времени работы реактора на номинальной мощности. По этим, полагаю, заниженным данным определяется, что в реакторе ВВЭР-1000 (~74 тонны топлива) также за один год его работы радиоактивность топлива составит не менее 8х1019 Бк (2х109 Ku).
Есть реальные данные о наработанной радиоактивности в реакторе РУ РБМК-1000 блока № 4 Чернобыльской АЭС (ЧАЭС) за неполные четыре года. Указано, что «...из реактора было выброшено примерно 80% активности, 10% оцениваемой в 6х1010 Ku, не считая активности, которая осталась в саркофаге». Т.е., находившиеся в реакторе ТВС, стержни СУЗ, графитовые блоки кладки зоны реактора, циркониевые трубы, в которых размещались ТВС, стержни СУЗ, имели радиоактивность в сумме ≥ 75х1010 Ku без учёта радиоактивности отработавших ТВС в бассейне выдержки, и сброшенной в течение указанных лет в среду обитания (Л2).
Из реактора ВВЭР-1000 в случае не исключаемых проектом АЭС на его основе взрыва в нём или разрушения его корпуса, состоится выброс радиоактивности несколько меньше выброса из РБМК-1000, поскольку в ВВЭР нет графитовых блоков и циркониевых труб. Указанные величины радиоактивности, которая может быть выброшена из реакторов, должны быть решающими в формировании требований о безотлагательном прекращении эксплуатации действующих реакторов ВВЭР-440, -1000, РБМК-1000 и о недопустимости сооружения новых АЭС.
Ядерное топливо - это комплект тепловыделяющих сборок (ТВС), конструктивно объединяющих тепловыделяющие элементы (твэлы), в полости оболочек которых размещены ЯДМ в виде топливной матрицы. Это дробление ЯДМ обеспечивает размещение в реакторе большого количества ЯДМ, стержней системы управления и защиты реактора (СУЗ) с поглотителем нейтронов, и возможность отвода тепла от твэлов, нагревающихся за счёт торможения в матрице осколков деления ядер ЯДМ, разлетающихся изначально с большой скоростью. Теплоноситель, как правило, обладает свойством замедления быстрых нейтронов до энергий, при которых вероятность «полезного» захвата их ядрами ЯДМ наибольшая. Совокупность указанных компонентов обеспечивающих условия для инициирования самоподдерживающейся цепной реакции (СЦР) деления ядер, является активной зоной реактора, интенсивно (см. выше) нарабатывающей радиоактивность.
Несколько слов о физических барьерах безопасности РУ АЭС. В нормативах (ОПБ, ПБЯ) указано, что «безопасность АЭС должна обеспечиваться за счёт последовательной реализации концепции глубоко эшелонированной защиты, основанной на применении системы физических барьеров на пути распространения ионизирующего излучения и радиоактивных веществ в окружающую среду... Система физических барьеров блоков АЭС включает: топливную матрицу, оболочку твэла, границу контура теплоносителя реактора, герметичное ограждение...» РУ. Далее следует положение: «при нормальной эксплуатации все физические барьеры должны быть работоспособными...». Однако фактические показатели и технология эксплуатации всех типов действующих РУ и АЭС в целом свидетельствуют о несоответствии АЭС, других ОЯЭ указанным положениям. Физические барьеры не являются таковыми, изначально были и ныне остаются мифами, что подтверждают показатели работы АЭС в части постоянных выбросов радиоактивности с них.
С инженерной точки зрения понятие «барьер» есть компонент, ничего никуда не пропускающий. В работающем реакторе АЭС задолго до приближения проектной энерговыработки твэлов ТВС топливная монолитная матрица каждого твэла «наращивает» пористость в результате радиационного распухания, легко выпуская из себя радионуклиды к оболочке твэлов. Оболочка твэла, облучаясь быстрыми нейтронами, становится хрупкой, не плотной и также не препятствует миграции радионуклидов уже в реакторный теплоноситель 1-го контура РУ с ВВЭР или контура многократной принудительной циркуляции (КМПЦ) в РУ РБМК-1000.
При этом надо иметь в виду, что реально в каждом реакторе соседствуют ТВС свежие, отработавшие пару лет и три года. К тому же в твэлах свежих ТВС допускаются нормативные неплотности оболочек твэлов. Стало быть, начиная с первой загрузки ТВС в реактор, ещё не испытав номинального облучения быстрыми нейтронами, твэлы уже обеспечивают «поставку» радионуклидов в реакторный теплоноситель. Однако и 1-й контур РУ с ВВЭР не является барьером, так как проектом предусмотрены постоянно подключённые к нему трубопроводы систем:
- постоянной подпитки 1-го контура очищенной водой с заданной подачей и расчётной концентрацией в ней борной кислоты и химических реагентов. Изотоп бора-10 в воде 1-го контура, циркулируя через активную зону, функционирует как поглотитель нейтронов, компенсирующий избыточную реактивности ядерного топлива в реакторе, формируемую загрузкой свежего топлива перед началом работы блока при номинальной мощности в течение, например, года. Эта реактивность существенно превышает компенсирующую способность стержней быстрой системы управления и защиты (СУЗ) реактора, называемой как «механическая» СУЗ;
- постоянной «сдувки» радиоактивной воды из 1-го контура, равной подпитке.
Посредством сочетания величин подпитки и «сдувки» поддерживается водно-химический режим, снижающий скорость окисления металла оборудования и трубопроводов 1-го контура, и удаляются радионуклиды, постоянно поступающие из твэлов, образующийся радиоактивный тритий из дейтерия в воде, из бора-10 при облучении нейтронами, и радиоактивные продукты коррозии и эрозии металла. Этим водообменном снижается удельная активность воды в 1-м контуре до нормы. «Сдуваемая» вода проходит через систему очистки от радиоактивности, однако фильтры системы не задерживают тритий и растворённые в воде газообразные радионуклиды, постоянно «пропуская» их вместе с излишками воды в среду обитания. Последствия указанной технологии всегда скрываются от общественности.
Стало быть, 1-й контур с системами подпитки и сдувки не локализует, а обеспечивает постоянный вывод радиоактивности за «свои» пределы, а часть её постоянно сбрасывается в среду обитания. Эта технология обеспечивает возможность умышленного продления работы РУ на мощности при большем норматива разуплотнении оболочек твэлов, так как проектная система контроля герметичности оболочек твэлов позволяет персоналу АЭС «вычислить» превышение норматива лишь через 6÷8 часов выдержки взятой пробы воды из 1-го контура.
Следует учитывать откровенное признание членкора АН СССР В. Сидоренко (МСМ СССР), в том, что «за год работы реактора образуется трития активностью сотни и тысячи кюри (в зависимости от мощности и режима эксплуатации реактора). Как химический аналог водорода он не задерживается на очистных системах... и поступает в окружающую среду с дебалансными водами... Неудаляемость трития химическими средствами и большое время полураспада (12,26 года) приводят к тому, что любые меры удержания его в системах АЭС за счет сокращения количества дебалансных вод, увеличения емкостей для хранения сбросных вод первого контура и т.п., не могут дать практически никакого эффекта. Весь образовавшийся в 1-м контуре тритий будет сброшен за пределы станции» (Л3). Количество сбрасываемого трития в окружающую среду не поддаётся контролю.
Нарабатываемый в воде КМПЦ РУ РБМК-1000 тритий, в несколько меньшем количестве, также «покидает» АЭС, и, оказавшись в грунтовых водах, прудах-охладителях, по биологическим цепочкам поступает в организм детей и взрослых людей. Он опасен тем, что как водород, может оказаться также в клетках генных структур, однако, претерпев радиоактивный распад, превращается в гелий, разрушая клетку гена. Это воздействие на людей, даже не работающих на АЭС, представляет собой варварский опыт, скрытно и постоянно проводимый над нами без нашего согласия (нарушение положений п. 2 Ст. 21 и п. 3 Ст. 41 Конституции РФ).
Видимым защитным ограждением РУ ВВЭР-1000 является защитная оболочка (ЗО), последний «барьер» РУ проекта В-320 с реактором ВВЭР-1000 на действующих в РФ АЭС Калининской, Балаковской, Ростовской. ЗО установлена на железобетонной плите – фундаменте и представляет собой цилиндр высотой 54 м с внутренним диаметром 45м и толщиной стенки 1м, «озаглавленный» сферическим куполом. Эти компоненты изготовлены из железобетона. «Тело» стен купола и цилиндра пронизано трубными проходками, через которые пропущены троса, «сжимающие» купол, цилиндр и крепящие её к плите. Этим обеспечивается прочность ЗО, рассчитанная на избыточное давление среды в ней 4 кгс/см2. Герметичность полости ЗО должна обеспечиваться внутренней стальной облицовкой с толщиной листов 20 мм и определяется величиной утечки. В СССР у вводившихся в эксплуатацию блоков АЭС Калининской, Запорожской, Южно-украинской, Балаковской, (в РФ – Ростовской) утечки газа из ЗО превышали проектные значения. Соответственно принимались решения, «разрешающие» считать их проектными.
К сожалению, и ЗО не соответствует функциям барьера. В случае реализации максимальной проектной аварии стальная оболочка ЗО, «надувшись» до максимального давления, может изначально потерять герметичность как от внутренних напряжений в металле вследствие неравномерности термических воздействий потоков теплоносителя, «вырвавшегося» из 1-го контура, так и от «летящих» фрагментов разрушений трубопровода 1-го контура РУ. Кроме того, ЗО, содержащая большое количество радиоактивной среды в своей полости при давлении, разрушаема падающим по нормативу самолетом с «проектными» характеристиками его веса и скорости, если в момент соударения с ЗО произойдет взрыв его горючего и/или боеприпасов. Вследствие обезвоживания реактора при аварии также возникнет паро-циркониевая реакция в его активной зоне с выделением водорода. Этот водород окажется в полости ЗО. В случае достижения гремучей смеси в полости ЗО может произойти её взрыв, как несколько раз произошли взрывы в ЗО блока № 2 АЭС Three Mile Island США при аварии, начавшейся 28.03.79г. (Л4). Таким образом, ЗО может стать намного «дырявее» именно при радиационной аварии.
Подтверждением наличия «щелей» в боксах и ЗО, является обусловленный выходом через них радиоактивных газов и аэрозолей «такой феномен, как километровые столбы ионизированного воздуха («свечки») над любой АЭС. Эти образования могут наблюдаться с помощью обыкновенных радиолокаторов на расстоянии в сотни километров от любой АЭС» (Л1). Так что, ЗО АЭС тоже не барьер.
1.2. Основным опасным свойством действующих ядерных реакторов является загрузка в них ядерно-делящегося материала (ЯДМ) в количествах, кратных многим десяткам критических масс ядерных бомб. Это свойство есть разрешённая нормативами в проектах АЭС возможность реализации ядерных взрывов в реакторах. Это свойство обусловлено природой размножения в активной зоне нейтронов, используемых для инициирования и регулирования интенсивности самоподдерживающейся цепной реакции (СЦР) деления ядер, например, изотопа урана-235.
Нейтрон, поглощённый ядром урана-235, разрушает (делит) его на осколки с одновременным испусканием 2÷3 нейтронов, называемых мгновенными. В дополнение к ним через десятые доли секунды и в течение последующих десятков секунд эти осколки также испускают нейтроны, названные как запаздывающие нейтроны. Доля их, обозначенная символом ß, в числе появившихся «на свободе» нейтронов в акте каждого деления ядра, не превышает 0,7%. Немного излишнее воспроизводство нейтронов обеспечивает достижение СЦР деления ядер урана-235.
Лишь обеспечение решающей роли запаздывающих нейтронов в поддержании СЦР деления ядер топлива в реакторе позволяет избежать в нём ядерного взрыва - мгновенного роста её интенсивности. Доля запаздывающих нейтронов для конкретной активной зоны, равная ßэфф, не всегда равная 0,7%, и есть та тончайшая «полоска», отделяющая СЦР деления ядер в реакторе от СЦР их деления в ядерной бомбе. Расширить эту «полоску» невозможно, но ошибочно преодолеют её операторы, управляющие реакторами (СИУР). Преодолеют её аварии, резко улучшающие свойства размножения нейтронов в реакторе на величину, равную и более ßэфф, или оказавшиеся в кресле операторов террористы, как они смогли стать пилотами авиалайнеров и таранили ими башни-близнецы в городе Нью-Йорке. Террористы, от которых невозможно изолироваться любому государству, любому объекту, всегда устремлены на причинение максимального ущерба экономике, на смертельное поражение многих людей в любом государстве. Это - важный аргумент.
В целом ситуация в РФ предельно омерзительная. Сторонники использования ядерной энергетики «продавили» решение о сооружении сорока АЭС и нескольких плавучих АТЭС за счёт налогоплательщиков для наращивания ущерба здоровью россиянам, и содействия террористам посредством увеличения для них числа поражаемых целей в виде АЭС, хранилищ ядерного топлива и частой, протяжённой, перевозкой контейнеров с отработавшими ТВС по железным дорогам.
Все мишени доступны для террористов, особенно последняя мишень. Рядом с платформой с контейнерами, заполненными отработавшим ядерным топливом (ОЯТ), «случайно» оказавшаяся платформа с цистерной, заполненной аммиаком или другим взрывоопасным материалом, обусловит мощнейший взрыв, инициируемый взрывным устройством небольшой мощности. Взрывом цистерны будет разрушено всё вокруг, включая и контейнеры. Это приведёт к разбросу радиоактивных фрагментов ОЯТ на большой территории. Напоминаю о техногенной катастрофе в апреле 2004 года на железнодорожной станции города Рёнчхон Северной Кореи. При произошедших взрывах поочередно двух заполненных аммиаком цистерн, инициированных обрывом троллейной электролинии, образовались две воронки диаметром порядка 70 м., и был разрушен город. На обращёние к Президенту РФ (Л5) с требованием прекратить любую транспортировку ОЯТ по территории России, по поручению Администрации Президента РФ поступила в мой адрес из Росатома отписка (на 5-ти л.). Значит, «колёсные» чернобыли не исключены.
1.3. В проектах АЭС скрыт «разрыв» в цикле «АЭС – ядерное топливо», заключающийся в отсутствии пояснений «судьбы» ОЯТ, подлежащего после выдержки на АЭС вывозу на объекты ЯТЦ. Отсутствие пояснений того, что ОЯТ или содержащиеся в нём до 98% радиоактивные отходы (РАО) после извлечения из них ядерно-делящегося материала (2%), должны быть надежно изолированы от среды обитания, и вечно храниться. Этот «разрыв» позволяет Росатому, обманывая власть и общественность РФ, ложно демонстрировать в проектах АЭС существенно заниженную стоимость вырабатываемого на АЭС КВт·часа, «незаметно» перекладывая на налогоплательщиков живущих и всех последующих поколений значительные затраты на вечное хранение ОЯТ и наработанные РАО. Интегральные затраты на вечное хранение в настоящее время определены быть не могут, поскольку действуют «неандертальские» нормы радиационного воздействия на людей и среду обитания. Через годы может оказаться трагически запоздалым осознание преступного игнорирования недопустимости воздействия техногенных радиации и радионуклидов на человека, животный и растительный мир даже в малых дозах. И неизбежный рост затрат наших потомков на дополнительную очистку среды обитания от обширных «следов» функционирования ядерной энергетики может оказаться огромным. Эти последствия для них станут обоснованием для определения периода освоения ядерной энергетики эпохой «ядерно-радиационных горилл».
2. Факторы, требующие прекращения эксплуатации всех АЭС в России.
2.1. Порожденная в СССР система, характерная безразличием руководства ядерной отрасли, надзорных и экспертных ведомств, всех ветвей власти к безопасности, здоровью населения и состоянию среды обитания, была многократно усилена в России постановлениями Правительства и Президента РФ, федеральными законами и поправками к ним, противоречащими Конституции РФ. Они обусловили:
- ликвидацию государственной структуры охраны природы, что для РФ ущербно;
- ликвидацию государственной структуры по охране леса, важного также и для народов стран мира как генератора кислорода. Идёт воровская вырубка леса;
- вопреки воле большинства граждан (не менее 90%) превращение РФ в свалку радиоактивных отходов, ввозимых в виде ОЯТ с зарубежных АЭС и нарабатываемых на АЭС России, обеспечивая для многих последующих поколений населения России ущербные последствия и не решаемые на века проблемы изоляции РАО;
- низкую среднюю продолжительность жизни и интенсивное вымирание людей;
- вопреки интересам населения растущее растранжиривание нефти, газа и другого стратегического сырья из недр России, которые в соответствии с п.1 Ст. 9 Конституции РФ «…используются и охраняются в Российской Федерации как основа жизни и деятельности народов, проживающих на соответствующей территории». Быстрое истощение этого топлива приведет к исчезновению народностей на территориях с холодным климатом. Это истощение также поставит РФ, другие страны «на колени» перед США. В настоящее время США контролируют почти все другие мировые запасы органического топлива. Они, прекратив добычу его из недр на своей территории, скупают «чистый» уран-235 и не планируют дальнейшее строительство ущербных для экономики и своего населения новых АЭС;
- отсутствие ведомства, независимого от исполнительной власти, которое могло бы инициировать экологическую политику в интересах большинства населения РФ;
- систематическое нарушение руководством Росатома, всеми ветвями власти действующей Конституции РФ и федеральных законов, касающихся ядерной энергетики, прав граждан и малых народностей, защиты здоровья граждан, охраны среды обитания, заповедных и особо охраняемых зон и территорий в России;
- опасную систему экспертизы проектов АЭС и других объектов ядерной энергетики (ОЯЭ) государственными ведомствами и «общественными» организациями.
2.1. Некоторые последствия сложившейся ущербной системы в России:
- проведена не предусмотренная проектом Ленинградской АЭС реконструкция её блоков 1-й очереди и продлена эксплуатация ядерных реакторов РБМК-1000, выработавших ресурс в течение 15-ти лет вместо проектных 30-ти лет. Однако реконструкция не исключила в этом блоке повтор Чернобыля (Л6, Л7). Инициаторы реанимации блоков ЛАЭС, ложно обосновавшие безопасность продления срока его эксплуатации, предложили эту практику распространить и на другие АЭС с РБМК-1000. Среди подписантов ложного обоснования с опасным предложением есть разработчики проекта РУ РБМК-1000 из НИКИЭТ, избежавшие уголовного наказания за катастрофу на блоке № 4 ЧАЭС, в том числе ставший позднее Министром Минатома РФ Е.О. Адамов (Л6). Поэтому в этом обосновании реконструкции блока № 1 ЛАЭС не было приведено данных о состоявшихся дозовых нагрузках для её персонала и населения г. Сосновый Бор в период выполнения этой реконструкции.
Следует учитывать мнение академика РАЕН В.И. Комарова, что «срок эксплуатации многих блоков подходит к концу, все реакторы типа РБМК также требуют планомерной остановки, консервации с последующим демонтажем. Предстоит ответственная и гигантская по материальным затратам работа, но никакой активности в этом направлении ни в Минатомэнергопроме, ни в ведущих институтах не видно. Боюсь, что дело кончится тем, что сроки службы старых реакторов всеми правдами и неправдами будут продлеваться, и случится новый Чернобыль...» (2);
- сооружается возле города Северодвинска ПАТЭС. Её опасность обуславливают видимые «как на тарелке» недостатки в проекте её РУ КЛТ-40С (Л8), не отмеченные экспертами «общественными» и государственных ведомств в таких заключениях, как:
а) четыре заключения НТЦ ЯРБ Госатомнадзора РФ (ДНП-5-68-99 от 09.09.99г., ДНП-5-153-2000, ДНП-5-363-2002 от 11.06.02г., ДНП-5-401-2002г. от 21.10.02г.);
б) «Заключение экспертной комиссии общественной экологической экспертизы...» Архангельского регионального отделения Общероссийского политического общественного Движения «российское движение «зелёных» Северодвинского городского отделения», созданного распоряжением мэра города. Мэр чем-то заинтересован в сооружении опасной ПАТЭС вблизи (500 м.) от детских садов, яслей и песочниц, в которых, как было в городе Припяти, при аварии также будут играть дети;
в) «Заключение экспертной комиссии государственной экологической экспертизы...» от 11.07.02г. Мин. природных ресурсов РФ. Утверждено 18.07.2002г. № 447;
г) «Заключение №834–03/ГГЭ-0969/02 по ТЭО (проекту) атомной теплоэлектростанции малой мощности на базе плавучего энергоблока проекта 20870… с установками КЛТ-40С в г. Северодвинске» Главгосэкспертизы РФ от 30.10.03г.
Эксперты этих ведомств услужливо для Росатома и одинаково не заметили:
- наличие Конституции РФ, исключив её из учёта при экспертизе проектов РУ и ПАТЭС, зная, что Конституция РФ касается использования атомной энергетики;
- отсутствие разницы между проектом РУ КЛТ-40С и проектом ледокольной РУ. Однако ледокольная РУ не обеспечивает проектный ресурс, не надежна. В ней в течение 5 лет до 2002 года было резкое увеличение числа происшествий, ставших как-то известными. Из 29 происшествий было 16 течей парогенераторов. Таким образом, срок работы РУ КЛТ-40С в течение 40 лет не может обосновываться ссылкой в этих заключениях на результаты эксплуатации ледокольных РУ;
- существенные отличия реактора в РУ КЛТ-40С от реактора ледокольной РУ, которые связаны с увеличением диаметра корпуса и толщина его стенки с 94-х мм до 120-ти мм. Это стало следствием изъятия из реактора стального экрана, снижавшего «флюенс» металла корпуса, что обусловило изменения технологии и контроля качества его изготовления. Корпус с существенно увеличенной толщиной стенки может разрушиться и при изменениях температуры теплоносителя со скоростями, допустимыми лишь в ледокольной РУ. Надежность нового корпуса не подтверждена опытом эксплуатации аналога с наработкой ресурса в 40 лет. В таком случае ПБЯ запрещают его применение для РУ. Указанные факторы превращают в фикцию написанную в проекте малую вероятность разрушения реактора КЛТ-40С, обязывают рассмотреть в проекте аварию, связанной с разрывом реактора, и разработать необходимые меры по защите персонала ПАТЭС и населения;
- незавершенность рассмотрения аварии, связанной с разуплотнением 1-го контура. В проекте показано возникновение на оболочках твэлов паро-циркониевой реакции с выделением водорода и выход его из реактора в полость защитной оболочки РУ с аварийным давлением парогазовой среды в ней. Однако не рассмотрены последствия взрыва гремучей смеси, которая неизбежно образуется в полости ЗО;
- ряд отступлений от требований ПБЯ и ОПБ (Л8);
- юридическую, «биологическую» и инженерную «старость» нормативов, регламентирующих ядерную и радиационную опасность АЭС и других ОЯЭ. Нормативы были приняты 3 десятка лет назад для реализации планов МСМ СССР масштабного внедрения в энергетику ОЯЭ при минимуме затрат на их сооружение. В Конституции СССР не было положений, запрещавших проведение над людьми опытов, связанных с воздействием на них техногенной радиоактивности, техногенных радионуклидов и интенсивное наращивание загрязнений среды обитания наработкой РАО.
Действующие ОПБ и ПБЯ провоцируют создание опасных АЭС и ПАЭС без мероприятий по защите населения и окружающей среды, поскольку разрешают не рассматривать разрыв корпуса реактора, разрывы защитных оболочек РУ. Они не учитывают ущербное воздействие на человека даже малых доз техногенной радиации, не достигающей порога чувствительности нормативной измерительной аппаратуры (Л9). В «поле» такого воздействия находится большая часть населения РФ.
Государственными и «общественными» экспертами давно забыт Чернобыль. Затронувший не менее 20 миллионов людей губительный радиационный «пожар» в зоне ЧАЭС и за её пределами (Л2), видимо, не затронув их здоровье, сжёг у них совесть. Эксперты понимали, что катастрофа на ЧАЭС и её последствия уже требовали кардинального пересмотра действующих нормативов по АЭС. Преступны нормативы, разрешающие проектирование АЭС и других ОЯЭ, включая ПАТЭС, без разработки мер для защиты персонала станций и населения при авариях, связанной с разрывом корпуса ядерного реактора, при ядерном взрыве в нём и при разрушении защитной оболочки. «Бумажная» малая вероятность такого события, показанная в проектах ПАТЭС с указанными выше недоработками, есть криминальный параметр, требующий неотложного изучения Прокуратурой РФ (Л10).
- ведётся строительство атомной станции теплоснабжения (АСТ) на территории предприятия возле г. Томска-7, РУ в которой аналогична РУ в АСТ, построенной возле г. Горького (ГАСТ) в объёме готовности к пуску её блока № 1. Опасность РУ и ГАСТ в целом, наличие существенных несоответствий требованиям ПБЯ, положениям ОПБ обусловили запрет Госатомэнергонадзором СССР пуска блока № 1 и завершения строительства ГАСТ в целом. Возможно, что состоялась необходимая доработка компоновки систем безопасности АСТ для Томска-7, однако в РУ не может быть исключена опасность разрушения реактора взрывом паро-водородной смеси под его крышкой, «несущей» на себе приводы стержней СУЗ (Л11). Именно это пространство является парогазовым компенсатором давления в 1-м контуре;
- принято решение о реализации «дорожной карты», предусматривающей сооружение сорока штук АЭС без всестороннего обоснования и анализа последствий функционирования объектов, обеспечивших создание «ядерного щита» и объектов «мирного» использования ядерной энергии (АЭС, других ОЯЭ) для населения и среды обитания в России и в зарубежье.
- признан, обсуждается и «обвешивается» бесполезными мерами для исправления ситуации катастрофический для России демографический провал, тогда как достаточно прекращения эксплуатации всех действующих АЭС, других ОЯЭ.
Полагаю, что в существенной мере демографическая «яма» обусловлена систематическим привлечением на протяжении полувека к ликвидации последствий ядерных и радиационных аварий на объектах наработки и переработки «оружейного» плутония, на объектах ядерно-топливного цикла (ОЯТЦ), на АПЛ, АЭС наиболее здоровой части населения – молодых солдат и гражданских лиц не старше среднего возраста. Такое привлечение, включая использование школьников, было начато с 1948 года (Л12). Большинство из тех 7-ми миллионов солдат, «пропущенных» через радиационный «пожар» ЧАЭС методом ротации (Л2), уже никогда не смогут стать отцами своих детей, лишив такой возможности любящих их женщин.
Указано, что последствия Чернобыля «ставили в опасные для проживания условия около 75 миллионов человек (УССР, БССР и центральные области РСФСР) и создавали условия для повышенной смертности, увеличения числа злокачественных новообразований, увеличения количества уродств, наследственных и соматических заболеваний, изменение трудоспособности населения» (Л13).
По данным СМИ в настоящее время от числа рождающихся детей от 8% до 16% не в полной мере здоровы, имеют серьёзные патологические отклонения. 50% семейных пар не могут иметь детей по состоянию здоровья мужа или жёны. Приведённые данные в совокупности должны быть уточнены учётом численности персонала, гражданских лиц и военного персонала, облучавшихся в какой-либо мере при крупных ядерных и радиационных авариях на атомных ледоколах, АПЛ, ЛАЭС, на АЭС Белоярской (блоки № 1 и № 2), Ново-Воронежской (обрыв экрана в реакторе), Чернобыльской, Смоленской и Курской (на всех - случаи разрыва ТК), а также на объектах ЯТЦ. Варварским, криминальным становится государство, в котором предаются забвению люди, ставшие жертвами политических репрессий, погибшие в Великой отечественной войне, в Афганской войне, в Чечне, подвергшиеся техногенному облучению в период создания «ядерного щита» и ЯЭУ, в ДТП на дорогах, ставших вдвое чаще после ввода в действие ФЗ «ОСАГО», и т.д.
Не было в СССР, нет и в РФ содружества авторитетных независимых учёных, достаточного для корректного изучения влияния деятельности «ядерного» ведомства на темп «провала» СССР/России в демографическую «яму», и для понуждения руководства России к принятию решения о прекращении эксплуатации действующих и сооружения новых АЭС. Это содружество учёных должно также рекомендовать Правительству РФ обратиться с аналогичным предложением к мировому сообществу через посредство ООН. Над населением РФ и Мира, полагаю, не должны довлеть неандертальцы в галстуках, надеющиеся на «ядерное» «авось».
3. Недостатки проекта РУ РБМК-1000, не устранимые реконструкцией РУ.
С особенностями РУ РБМК-1000 я знакомился в феврале 1983 года, руководя комиссией ГАН СССР по проверке качества эксплуатации графитовой кладки реакторов в блоках №№ 1÷2 ЧАЭС, Технологического регламента их эксплуатации, другой документации и режимов работы первых трех блоков станции. В этих документах просто явствовали неустранимые недостатки РУ РБМК-1000, которые поразили меня как технолога, вызвав недоумение внедрением в энергетику реактора РБМК-1000, и утверждениями академиков А.П. Александрова и Н.А. Доллежаля о надёжнейшей безопасности этой РУ. Приведённый ниже перечень недостатков проекта РУ РБМК-1000 (Л14) подготовлен на основе:
- данных проекта, Регламента и опыта эксплуатации РУ РБМК-1000, -1500;
- данных ряда после чернобыльских обоснований НИКИЭТ безопасности этой РУ для каждого этапа реализации первоочередных и сводных мероприятий, разработка которых была предписана «Решением Правительственной комиссии по ликвидации последствий аварии на блоке № 4 Чернобыльской АЭС».
Факт, что неустранимая опасность РУ РБМК-1000 предопределена её проектом:
3.1. В реакторном пространстве (РП) совмещены графит (кладка активной зоны реактора), сплав Zr-Nв (ТК, оболочка твэлов, «узлы» ТВС) и вода, пароводяная смесь. Все твёрдые компоненты могут гореть, при этом цирконий, сгорая в водяном паре, и вода в процессе радиолиза генерируют взрывоопасный водород;
3.2. Предусмотрено >3770 «диффузионных» сварных швов «цирконий-сталь» в технологических каналах (ТК) в полости РП. Разуплотнение в любом шве обеспечит впрыск водяного пара КМПЦ из ТК в полость РП. Последует генерация водорода радиолизом и при контакте пара с горячими блоками графита. Он накопиться до образования гремучей смеси в полости РП над кладкой зоны, либо в объемах газовой системы. Возможны взрыв гремучей смеси и выбросы радиоактивности;
3.3. Предусмотрены десятки самостийных критических зон в реакторе с локальными автоматическими регуляторами (ЛАР) мощности и стержнями СУЗ для компенсации в них избыточной реактивности в этих зонах. Неизбежный отказ в работе ЛАР может обусловить мощность в «своих» ТВС выше допустимой. Последуют перегрев и деформация (изгиб) пучка твэлов, локальный нагрев ими стенки ТК. Из-за снижения прочности ТК происходит разрыв его и выброс радиоактивности, или в целом всего пучка твэлов через разрыв в графитовую кладку. Такими были последствия разрыва ТК в ячейке 62-44 реактора блока № 1 ЧАЭС 07.09.82г. ТВС «выстрелила» из ТК и вошла в графит кладки реактора, словно дюбель в камень. Тогда ряд ТК в «соседних» ячейках оказались деформированными так, что в них ТВС нельзя было устанавливать. При сопутствующих условиях может произойти разрыв ещё одного и более ТК в «соседних» ячейках. Вследствие избыточного давления пара в РП последует отброс верхней плиты (крышки-«схемы Е») реактора вместе с размещёнными на ней приводами стержней СУЗ. Вероятно мгновенное перерастание аварии в чернобыльскую катастрофу;
3.4. Предусмотрен выброс из реактора ~75·1010 Ku радиоактивности, которую обусловят облучённые 192 тонны ядерного топлива, 1850 тонн графита, не менее 150 тонн циркониевого сплава, так как разрушение реактора проектом не исключено;
3.5. Предусмотрено самостийное варьирование неравномерности энерговыделений в реакторе на мощности, при перегрузках ТВС, стержней дополнительных поглотителей (ДП), при изменениях положения стержней СУЗ, уровня мощности реактора. Это чревато пережогом твэлов ТВС и событиями, указанными в пункте 3;
3.6. Определён недостоверный контроль над параметрами нейтронного потока в реакторе на интервале 0÷30% его мощности. СИУР, работая фактически «вслепую», стремится форсировать «проход» этого интервала мощностей. Чревато (п.3);
3.7. Не исключены ошибки в измерениях подкритичности реактора в состоянии с эффективным максимальным коэффициентом размножения в нём. Это обусловлено эффектом экранирования стержнями СУЗ ионизационных камер (ИК);
3.8. Предусмотрены ошибочное или умышленное воздействия на реактивность реактора не оператором (СИУР) с БЩУ, а другим персоналом и с разных мест блока:
3.8.1. Из центрального зала (ЦЗ) перегрузкой ТВС, перемещением посредством крана стержней СУЗ при ревизии их сервоприводов и ДП;
3.8.2. Со щита управления газовым контуром заменой оператором азотно-гелиевой смеси в РП азотом и наоборот, воздухом, что влияет на реактивность реактора;
3.8.3. Машинистами турбинного цеха - закрытие/открытие паровых задвижек в паропроводах приводит к изменению температуры воды в КМПЦ, компонентов реактора, вызывая подавление/высвобождение реактивности в его активной зоне;
3.8.4. Обслуживанием контура охлаждения (КО) СУЗ в виде операций закрытия вентиля в лини подачи воды в каналы стержней СУЗ, замещения газа водой в полости каналов быстрой аварийной защиты (БАЗ) СУЗ и наоборот;
3.8.5. Посредством открытия с местного поста управления задвижки на линии подачи холодной воды из системы аварийного охлаждения реактора (САОР) при работе реактора на мощности;
3.9. Не исключены ошибочное/умышленное закрытие вентилей в трактах подачи воды в один и более ТК. Чревато катастрофическим разрушением реактора (п. 3);
3.10. Не автоматизированы контроль и исключение большой скорости изменения температуры конструкций компонентов, образующих корпус реактора (схемы «Е», «С» и др.), барабан сепараторов и трубопроводов КМПЦ. Их прочность может быть потеряна при скоростях изменения температуры металла компонентов РУ при авариях, вызывающих скорость изменения их температуры более 20С/час.
Например, появление трещин в сварных соединениях между компонентами, образующими корпуса реактора, приведёт к выбросу радиоактивности, а ослабление прочности этих соединений, что не может быть проверено ревизией, обусловит чернобыльскую катастрофу (п. 3) в случае разрыва лишь одного - двух ТК;
3.11. Завышен вдвое ресурс реактора. Вместо проектных 30 лет, ограниченных величиной зазора «графит кладки – наружная поверхность ТК», зазор исчезает после 14-ти÷15-ти лет эксплуатации РУ вследствие радиационного распухания металла ТК, графита блоков кладки активной зоны реактора (Л6, Л7);
3.12. Выбран реактор, не улучшаемый модернизацией по снижению его ядерной опасности. Реализацией мероприятий (см. исх. данные), снизивших лишь частично ядерную опасность реактора, подтверждено его неустранимое свойство, в чём-то улучшаться, но увеличивать опасность других факторов. Так, увеличением количества стержней ДП в реакторе и загрузкой ТВС с топливом, обогащенным изотопом урана-235 до 2,4%, снижен паровой коэффициент реактивности αφ, но кратно возросла реактивность, высвобождаемая обезвоживанием ТК стержней СУЗ (Л7).
3.13. Обусловлен реактор, «слепой» и наиболее опасный при работе на малом уровне мощность и при малом запасе реактивности. Он менее опасен лишь при большом оперативном запасе реактивности, то есть, при большом содержании в реакторе урана-235, что само по себе очень опасно. Опасность реактора снижена по принципу «чем больше боевых снарядов на складе, тем безопаснее склад»;
3.14. Не определён срок эксплуатации РУ при расчётном обосновании исключения отброса схемы «Е» от реактора в случае разрывов допустимого по обоснованию числа ТК. Вместе с тем, не обеспечена возможность ревизии прочности сварных соединений металлоконструкций, формирующих корпус реактора. Чревато (п. 3);
3.15. Не было предусмотрено в реакторных установках хранение свежих ТВС с ядерным топливом, обогащённым изотопом урана-235 до 2,4%, а также накопление в бассейнах выдержки, хранилищах этих отработавших ТВС. Так как глубина выгорания топлива в ТВС, более обогащенного изотопом урана-235, не может достигать глубина его выгорания в ТВС с топливом, обогащённым 2% этим изотопом, то это чревато, особенно в связи с «налаженным» уплотнённым хранением ОТВС.
3.16. Не обеспечена локализация нарабатываемого в водах КМПЦ и КО СУЗ опасного радиоактивного трития, не улавливаемого фильтрами систем очистки.
Ограничиваюсь приведённым перечнем недостатков проекта РУ РБМК-1000. Они достаточны для того, чтобы быть обоснованием требования о прекращении эксплуатации АЭС на основе РУ РБМК-1000. Указанные недостатки достаточны и для обоснования требования о недопустимости продления ресурса (срока эксплуатации) блоков с этими РУ посредством восстановительного ремонта и реконструкции её компонентов. Из перечня неустранимых недостатков следует, что конструкция такого важнейшего компонента РУ РБМК-1000, как корпус реактора, не позволяет провести ревизию сварных соединений между его компонентами и удостовериться в соответствии прочности этих соединений требованиям проекта. Это означает, что все обоснования безопасности РУ РБМК-1000, связанные с определением числа ТК, разрыв которых допустим при работе реактора на мощности, на реконструированные блоки с этими РУ распространяться не могут. Это – главное.
3.17. Для завершения раздела целесообразно указать сведения из документа «Выдвижение на соискание премии Правительства РФ комплекса научно-технических мероприятий по реконструкции РУ РБМК-1000 блока № 1 ЛАЭС» (Л6, Л7):
На л. 52 указано, что «Сотрудничество ЛАЭС с иностранными фирмами высоко оценена Реми Карлем из ВАО АЭС…» и приведена цитата из его письма на ЛАЭС: «Ленинградская станция занимает прочное место на переднем крае станций с реакторами РБМК… Представляется очевидным, что к настоящему времени Ваша станция реализовала лучшую среди всех РБМК программу модернизации».
Из приведенных фрагментов цитаты следует, что:
- Зарубежный «ядерщик» радостно констатирует расположение ЛАЭС с РБМК на том переднем крае, на котором ЛАЭС способна лишить Россию оснащённого мощнейшей портовой инфраструктурой выхода в Балтийское море. При этом, подчёркивая, что ЛАЭС прочно занимает это место, откровенно надеется на то, что чем хуже будет для России, тем больше выиграют зарубежные государства, «вооружённые» принципами двойных стандартов по отношению к России;
- Дает лучшую оценку реализованной программы модернизации РБМК, сохраняя традицию специалистов МАГАТЭ, очень заинтересованных чем-то в удержании использования ядерной энергетики в «ядерных» государствах, выдавать положительные заключения на любые проекты АЭС. Например, таким было заключение по безопасности ЧАЭС незадолго до катастрофы на её 4-м блоке и после неё. Специалисты не разглядели более 24-х отступлений от требований ПБЯ в проекте РУ РБМК-1000, «закрытых» уже после катастрофы реализацией мер, предусмотренных большими перечнями ПМ и СМ, разработанными НИКИЭТ и ИАЭ по требованию Правительственной комиссии по ликвидации последствий...» Чернобыля;
- Авторы Документа «высветили» Реми Карлем не компетентным специалистом, как не разобравшемся в усилении опасности реанимированного блока № 1 ЛАЭС. Полагаю, крайне рискованно и убыточно для РФ искать пророков в зарубежье.
4. Недостатки РУ ВВЭР- 440, ВВЭР-1000, не устранимые реконструкцией РУ.
4.1. Указанные РУ являются также как и РУ РБМК-1000 генераторами интенсивной наработки техногенной радиоактивности (см. п. 1.1) и также имеют высокую опасность, связанную с загрузкой большого количества ядерного топлива с наработкой в большом количестве трития и сбросом его в среду обитания, с наработкой огромного количества других радионуклидов и сбросом части за пределы АЭС;
4.2. Все проектные барьеры в этих РУ, как указано в тексте пункта 1.1, мифы;
4.3. Основным подтверждением высокой опасности РУ на основе ВВЭР является положение в ОПБ, выгораживающее в ряд «неприкасаемых» корпус ВВЭР: «В проекте АС должны быть предусмотрены технические средства..., обеспечивающие безопасность при любом из учитываемых проектом исходном событии*». При этом символ «*» отсылает инженера, пусть, эксперта, к уточняющему тексту: «Разрывы корпусов оборудования и сосудов, изготовление и эксплуатация которых осуществляется в соответствии с высокими требованиями федеральных норм и правил в области использования атомной энергии, в число исходных событий не включаются. При этом должно быть показано, что вероятность разрушения корпуса реактора не превышает 10Е-7 на реактор в год».
Это означает, что:
4.3.1. Исключение разрыва корпуса реактора обеспечивается не техническими мерами, а соблюдением «самых высоких требований... норм и правил» при его «изготовлении и эксплуатации». Однако, как известно из ежедневных хроник по телевидению и из печатных СМИ, наличие уголовной ответственности за всякого рода нарушения норм и правил уголовного кодекса не исключает свершение людьми многих и разнообразных уголовно наказуемых преступлений. Мало того, в России «налицо» массовое не соблюдение Федеральных законов, положений Конституции РФ, которые превалируют над нормативно-технической документацией (НТД) по безопасности АЭС, гражданами, депутатами ГД РФ, руководителями Росатома и чиновниками всех ветвей власти (см. выше). Последний пример – внедрение в охраняемую заповедную зону международной значимости возле г. Сочи спортивно-развлекательных заведений за счёт налогоплательщиков только лишь для потаниных, абрамовичей, чубайсов и высших чинов властных структур всех ветвей власти с затратами, перекрывающими затраты на науку, культуру и медицину РФ.
4.3.2. Проектами АЭС (опаснее - с ВВЭР) не исключаются события при эксплуатации и авариях, которые не зависимо от «правильности эксплуатации» происходят, нещадно провоцируя разрывы корпуса ядерного реактора, парогенераторов (ПГ).
Из анализа неблагоприятных событий на АЭС удалось сохранить наиболее опасные данные из несанкционированных режимов, состоявшихся 25.12.82г. на блоке № 1 ЮУАЭС (сброс пара из трубопровода «собственных» нужд) и там же 22.10.85г. («провал» давления пара в ПГ сбросом пара из него). При «верхнем» пределе по проекту скорости изменения температуры теплоносителя в 1-м контуре 60С/час для аварийного расхолаживания при событиях имели место скорости расхолаживания 334С/час и 1800С/час соответственно. Причём, руководство станции пыталось утаить эти события, однако по другим каналам надзорные органы были информированы об этих опасных режимах и, соответственно, затребовали со станции акты их расследования. Мне поручалось тогда их изучение.
Эти данные в сочетании с попытками скрыть реализацию опасных режимов и невозможностью предотвращения подобных режимов на любой АЭС и при правильных действиях персонала станции, достаточны для формирования требований общественности обязательного рассмотрения в проектах ОЯЭ аварий, связанных с разрывом корпуса реактора, парогенератора. По крайней мере, абсурдность текста «со звездочкой» в ОПБ бесспорна, и этот текст, по сути, является криминальным;
4.3.3. Имеющийся в ОПБ «совет» проектантам показывать в проекте, «что вероятность разрушения корпуса реактора не превышает 10Е-7 на реактор в год» в такой «подаче» с юридической точки зрения никакого отношения к обоснованию безопасности АЭС не имеет. Любой жулик «покажет» судьям то, что ему «настоятельно» подскажут «органы». Автор расчётов этой малой вероятности не несёт какой-либо ответственности, в случае если разрыв корпуса реактора РУ любой АЭС состоится сегодня в ночь, через неделю, в следующем году или через миллион лет. Такова физическая «суть» самой по себе вероятности, представляющая в части обоснования безопасности АЭС в случае разрыва корпуса реактора «комбинацию из трёх пальцев», спрятанную в «кармане» (в проекте). И этой комбинацией предопределяются следующие Чернобыли, губительные для России в целом;
4.4. Активная зона любого реактора ВВЭР, включая реактор ВВЭР-440, не может соответствовать положению п. 4.2.1 ОПБ-88/97, что «другие системы, определяющие условия...» работы, должны соответствовать требованию исключения ими превышения «установленных пределов безопасной эксплуатации повреждения твэлов». Это несоответствие обусловлено системой борного регулирования, обеспечивающей при нормальных режимах подавление избыточной реактивности в активной зоне ядерного топлива. Просто система не входит в состав активной зоны.
Итогом такого несоответствия во всех АЭС на основе РУ проекта В-320 с реактором ВВЭР-1000 в их проектах стало отсутствие технических средств (систем), которые могли бы обеспечить скоростное и полное подавление высвобождающейся реактивности в активной зоне реактора в случае максимального разуплотнения 2-го контура. Каждая из 3-х систем должна обеспечивать подачу не менее 450 м3/час раствора, содержащего бор-10, в реактор с давлением теплоносителя 150÷160 атмосфер. Таких систем на АЭС нет. Они не могли быть из-за ограниченной электрической мощности резервных дизель-электрических станций (РДЭС). Соответственно при аварии последует «самостийный» вход реактора на мощность ≈ 50% номинального значения при падшем расходе воды через реактор (завершён «выбег» главных циркуляционных насосов – ГЦН, вращавшихся за счёт встроенных маховиков) (Л3). Это обусловит повреждение твэлов, генерации водорода в активной зоне вследствие реакции «цирконий – водяной пар», и взрыв гремучей смеси под крышкой реактора, на которой установлены приводы стержней СУЗ.
Уместно напомнить, что взрыв «гремучей» смеси самостийно состоялся в полости расхоложенного ядерного реактора блока № 1 Калининской АЭС в 1991 году всего лишь из-за накопления над активной зоной реактора радиолизного водорода. Сила взрыва была такова, что были деформированы выемные конструкционные узлы реактора, извлечени которых обеспечивалось резкой их электросваркой.
При пуске 1-го блока Запорожской АЭС РУ с ВВЭР-1000 была дополнена системой аварийного впрыска раствора борной кислоты с напором, равным давлению теплоносителя в 1-м контуре, но с подачей, меньше необходимой в 80 раз. В связи с этим обстоятельством необходима проверка указанных АЭС с ВВЭР РФ в части того, состоялось ли дооснащение их системами экстренного ввода в реактор «борного» раствора с подачей не менее 450 м3/час при напоре не ниже 150 кгс/см2 и с началом этой подачи не позднее 15-й секунды с момента разуплотнения 2-го контура. Эти системы должны выполнять свои функции и при обесточивании аварийного блока АЭС. Если такое дооснащение названных АЭС не состоялось, то общественность должна обязать Правительство РФ экстренно потребовать от Росатома не только остановку эксплуатацию АЭС на основе РУ с ВВЭР-1000, но и прекращение строительство АЭС, ущербных для человека и среды обитания;
4.5. В проектах всех АЭС многократно повторяющийся в подтверждение безопасности работающих и новых реакторов ВВЭР-440, -1000 и последующих реакторов повышенной безопасности такой аргумент, как свойство их «внутренней самозащищённости», обеспечиваемое отрицательными коэффициентами и эффектами реактивности в активной зоне. При этом даётся ссылка на пункт 4.4.2 ОПБ, в котором было указано: «Активная зона вместе со всеми её элементами, влияющими на реактивность, должна быть спроектирована таким образом, чтобы любые изменения реактивности с помощью органов регулирования и эффектов реактивности в эксплуатационных состояниях и при проектных и запроектных авариях не вызывали неуправляемого роста энерговыделения в активной зоне, приводящего к повреждению твэлов сверх установленных проектных пределов».
Однако этот аргумент является изощрённой ложью, внедрённую в нормативы по АЭС для обоснования ядерной безопасности ядерных реакторов. Эта ложь выявлена в проектах РУ с ВВЭР-440, особенно с ВВЭР-1000. Сценарий, приведённый выше (п. 4.4), является результатом нормативного свойства активной зоны. Именно «свойства внутренней защищённости» преобразуют ядерный реактор в самый опасный компонент РУ в режимах его интенсивного расхолаживания, что и происходит при разрывах трубопровода 1-го или 2-го контуров РУ. Другими словами, тяжесть аварий в РУ, связанных с разуплотнением её 1-го или 2-го контуров, катастрофически усугубляется быстрым и большим высвобождением реактивности в активной зоне реактора, превращая его в самый опасный компонент РУ, способный преобразовать техническую аварию в ядерную катастрофу.
Следует иметь в виду, что в РУ с ВВЭР-1000 и более «1000», как указывалось в проекте достройки 2-й очереди Балаковской АЭС, предусмотрена система впрыска концентрированного водного раствора борной кислоты в полость реактора за счёт напора ГЦН «на выбеге» в рассмотренных аварийных режимах. Однако не было обоснования того, что в этих случаях, если изначально не будет обеспечено равномерное перемешивание указанного «концентрата» во всём объёме воды в 1-м контуре, то может возникнуть режим работы реактора с периодическим глушением нейтронной мощности и последующим «самостийным» выходом его на мощность. Однако реально после глушения реактора может состояться быстрое наращивание его мощности за счёт разгона в активной зоне СЦР деления ядер урана-235 на мгновенных нейтронах. Состоится сценарий чернобыльской катастрофы.
4.6. В РУ с ВВЭР не автоматизированы контроль и управление техническими средствами для исключения больших скоростей изменения температуры компонентов 1-го контура (корпусы реактора и парогенераторов), прочность которых может быть потеряна при скоростях изменения температуры металла компонентов РУ более 60С/час и более при авариях (Л3).
Из указанного раздела следует, что наиболее критичным компонентом РУ с ВВЭР является корпус этого реактора. Не исключено, что на действующих АЭС, в которых достигнуты выработка ресурса корпуса реактора накоплением проектного числа циклов «разогрева-расхолаживания» и флюенс, также могут состояться акты продления их сроков эксплуатации после реализации каких-либо мероприятий. Однако эту реанимацию РУ АЭС нельзя допускать в принципе. Их проекты не обеспечивали возможность корректного учёт числа циклов расхолаживания и разогрева 1-го контура, включая режимы, при которых фактическая скорость изменения температуры теплоносителя превышала 60С/час. Не исключено, что реально таких режимов было больше, и многие оказались вообще не учтёнными.


с. 1

скачать файл