7.5.2.Ядерная безопасность

7.5.2.Ядерная безопасность

7.5.2.1. Общее описание станции АТЭС 1.ПАС.008-01 Лист 71, п.1.3.2.7. «Система ввода жидкого поглотителя». Указано, что система предназначена для подачи в реактор раствора азотнокислого кадмия и выполняет защитные функции безопасности. Однако из последующих пояснений следует, что эта система не может обеспечить подачу жидкого поглотителя в реактор и принадлежать к категории систем, выполняющих защитные функции, поскольку:

7.5.2.1.1. В системе нет устройств, перекачивающих/вытесняющих раствор из бака в реактор. Система не имеет «своей» линии связи непосредственно с полостью реактора. Для подачи жидкого поглотителя в реактор системе необходимы действующие «посредники». Персонал АТЭС (1-й «посредник») должен спешно (знают, что все РО СУЗ реактора зависли в верхнем положении), соединить бак с всасывающим коллектором системы подпитки (вмонтировать съемный участок трубы). Для обеспечения перепуска раствора из бака в систему подпитки персонал манипулирует клапанами в линии трубопровода системы, клапанами в системе подпитки и запускает насос в последней. Система подпитки (2-й «посредник») доставляет раствор в трубопровод и теплоноситель 1-го контура. Функционирующий 3-й «посредник» — 1-й контур (работающие ЦНПК и заполненные теплоносителем трубопроводы и реактор) доставит в реактор поглотитель, разбавленный до концентрации 7,5 г/л теплоносителем I контура. Стало быть, все эти «посредники» должны непременно сохранить свою нормальную работоспособность при запроектной аварии, с тем, чтобы проектная система могла «обеспечить» ввод жидкого поглотителя в реактор. Вероятность же такого состояния систем — «посредников» — в процессе запроектной аварии ничтожна, что предопределяет бесполезность проектной системы ввода жидкого поглотителя в реактор для случая возникновения этой аварии в ПАЭС.

7.5.2.1.2. Не указано, что предусмотрен контроль концентрации азотнокислого кадмия в растворе, находящемся в баке системы. Такой контроль должен проводиться в соответствии с п. 2.4.15 ПБЯ РУ АС-89. Контроль должен быть регулярным — персонал при управлении запроектной аварией должен быть уверен, что поглотитель в растворе содержится при проектной концентрации (500 г/л).

7.5.2.1.3.Отсутствует пояснение, что предусмотрен входной контроль азотнокислого кадмия, который должен проводиться в соответствии с п. 2.4.16 ПБЯ РУ АС-89. Такой же контроль необходимо проводить перед засыпкой азотнокислого кадмия в бак системы ввода жидкого поглотителя в реактор.

7.5.2.1.4. Отсутствует пояснение, что предусмотрены технические меры, исключающие несанкционированное поступление чистого конденсата в бак раствора жидкого поглотителя. Это требование указано в п. 2.5.15. ПБЯ РУ АС-89.

7.5.2.1.5.Система состоит из одного бака, одного трубопровода от него, вместе с тем, реально может произойти в единственном комплекте системы наложение какого-либо отказа, а резервного комплекта в системе нет.  Т.е., имеется несоответствие п. 1.2.12 ОПБ-88/97. Она не приспособлена для проверок на соответствие проекту.

Из выше указанного следует, что система по составу, техническим свойствам и особенностям в проекте не соответствует п. 56 ОПБ-88/97 и п.41 ПБЯ РУ АС-89. В них указано: «Система – совокупность элементов, предназначенная для выполнения заданных функций». Проектная же система «самостоятельно» заданные функции не может выполнять и, следовательно, должна быть исключена из категории систем, выполняющих защитные функции безопасности. В противном случае находящиеся, например, на складе мешки с порошком азотнокислого кадмия также можно квалифицировать как выполняющие защитные функции безопасности: в течение времени не более 2-х часов их можно принести до бака системы подпитки, открыть люк бака, высыпать в него поглотитель из мешков и необходимо только запустить насос этой системы.

Вывод: в проекте АТЭС ММ нет системы ввода жидкого поглотителя в реактор, необходимой для управления запроектными авариями и, соответственно, проект не соответствует требованию п. 2.1.6. ПБЯ РУ АС-89. Фактические «способности» системы позволяют предполагать, что ввод в проект этой системы выполнен разработчиком проекта АТЭС ММ, исходя из посылок невероятности возникновения такой ситуации, опору на «развитую внутреннюю самозащищенность» ядерного реактора и необходимости фальшивой демонстрации соответствия проекта требованиям  ОПБ-88/97 и ПБЯ РУ АС-89;

7.5.2.1.6. Нет данных о растворимости в воде азотнокислого кадмия в зависимости от температуры воды, о местах размещения бака системы, его трубопровода к системе подпитки и о температурном режиме среды вокруг компонентов системы. Эти данные необходимы для того, чтобы можно было оценить влияние температуры окружающей среды на концентрацию содержания поглотителя в растворе.

7.5.2.2.Общее описание станции АТЭС 1.ПАС.008-01 Лист 72. В описании порядка использования при запроектных авариях системы для ввода жидкого поглотителя не содержится следующих пояснений:

  • · Заполнен ли 1-й контур теплоносителем и какое давление его в контуре?
  • · Обеспечивается ли циркуляция теплоносителя посредством ЦНПК или происходит естественная его циркуляция, или же в реакторе теплоносителя нет?
  • · Работоспособна ли система подпитки?
  • · На каком уровне окажется мощность энерговыделения в реакторе и что будет происходить с теплоносителем в полости активной зоны реактора при зависших в верхнем положении РО КГ? Что будет происходить в интервале времени порядка 2-х часов, требующихся по проекту для сборки системы и ввода в 1 контур 0,3 м3 раствора жидкого поглотителя? Проект системы ввода жидкого поглотителя в реактор должен быть существенно переработан.

7.5.2.3. АТЭС 1.ПАС.008-02-02.1 Лист 11¸19, п. 2.3.1.1. Первый контур:

В системе (схеме) I контура отсутствуют задвижки, посредством которых обеспечивалась бы возможность отключения от I контура полости ПГ с возникшей неплотностью в трубном пучке или в его корпусе. Стало быть, при указанном событии нарушается концепция глубоко эшелонированной защиты (см. п. 1.2.3 ОПБ–88/97), так как в системе обеспечения безопасности ПАЭС нарушается один из физических барьеров на пути распространения радиоактивных веществ в окружающую среду, поскольку 2-й контур не является защитным барьером. Из указанного выше следует, что 1 контур не соответствует п. 4.1.2 ОПБ-88/97.

7.5.2.3.1. Лист. 14, п. 2.3.1.1.1.4. В перечне обслуживающих 1-й контур систем не указана система ввода жидкого поглотителя, в нормальных условиях эксплуатации изолированная от всасывающего коллектора насосов подпитки 1-го контура съемным участком трубопровода (см. п. 1.3.2.7 на Л.71 тома 1 «Общее описание станции АТЭС …»).  Соответственно не указано, что решающей функцией системы 1-го контура в случае возникновения запроектной аварии становится обеспечение доставки в полость реактора теплоносителя, дополненного раствором азотнокислого кадмия из указанной системы.

7.5.2.3.2. Листы 15, 16, п. 2.3.1.12.2.1. «Описание технологической схемы». Перечень систем 1-го контура  дополнить указанием системы ввода жидкого поглотителя в реактор.

7.5.2.3.3. Лист 18, рисунок 2.3.1.1.2.2, Указана лишь малая часть системы подпитки 1-го контура и не отражена вовсе проектная связь системы с системой ввода жидкого поглотителя (через съемный участок трубы). В дополнение к фрагментам системы подпитки следует дополнить изображениями подпиточных насосов и схемы системы ввода жидкого поглотителя.

Примечание: пп 7.5.2.3.1. ¸ 7.5.2.3.3. замечаний свидетельствуют о поспешности или неаккуратности доработок документации проекта с целью внедрения в проект системы ввода жидкого поглотителя в реактор для демонстрации соответствия ОПБ-88/97.

7.5.2.4. АТЭС 1.ПАС.008-02-02.1  Лист.32, п. 2.1.1.5.2.1.2 «Структура системы и принципы функционирования»:

В тексте за 3-м дефисом сверху указано, что самосрабатывающее устройство РЭД обесточивает электродвигатели приводов СУЗ, однако не пояснено, что в этом случае КГ РО самоходом (под действием гравитационных сил) начинают движение в активную зону, а РО АЗ, удерживаемые электромагнитами, «ожидают» формирования сигнала превышения установки срабатывания АЗ по давлению в 1 контуре.

7.5.2.5.АТЭС 1.ПАС.008-02-02.1 Лист 34, п/п 2.1.1.5.2.2.3. «Реализация основ-ных принципов безопасности», нижний абзац:

Указано, что «для исключения непреднамеренного ввода жидкого поглотителя в реактор предусмотрен съемный участок трубопровода подачи поглотителя от цистерны запаса на всасывание насосов подпитки 1 контура». По-видимому, такое решение, сделавшее систему бесполезной на случай возникновения аварии и зависании при этом КГ РО в верхнем положении, не обосновано. Исключение непреднамеренного ввода жидкого поглотителя в реактор может быть обеспечено и при полной готовности системы к выполнению своих функций, если в этом трубопроводе вместо съемного участка будет установлено устройство с разделяющей мембраной,  разрываемой дистанционно по команде с ЦПУ.

7.5.2.6. АТЭС 1.ПАС.008-02-02.1   Листы 63, 64, п/п 2.1.2.1, «Структура средств и схема воздействия на реактивность» пункта 2.1.2 «Обеспечение ядерной безопасности»:

В 1-м сверху абзаце эффект реактивности, обусловленный изменением плотности теплоносителя при изменениях давления теплоносителя, не упомянут (он отсутствует или ничтожно мал?). Его следует указать в тексте. Известно, что водо-водяным ядерным реакторам присущ пьезометрический коэффициент реактивности с положительным знаком при увеличении давления теплоносителя в реакторе. Следует указать также и мощностной коэффициент реактивности.

7.5.2.7.  АТЭС 1.ПАС.008-02-02.1   Лист 64, п. 2.1.2.2, «свойства самозащищенности активной зоны», первый абзац:

  • В тексте не упомянуты эффекты изменения реактивности при изменении давления теплоносителя и «полярность» (знак) его влияния на «свойства самозащищенности активной зоны реактора» и мощность реактора — см. п. 7.5.2.5. замечаний.
  • Не уточнено, что упомянутые коэффициенты реактивности по температуре теплоносителя, ядерного топлива и паровой коэффициент реактивности имеют отрицательные значения лишь в процессах увеличения температуры, паросодержания в теплоносителе и мощности реактора. В режимах РУ, сопровождающихся снижением температуры, мощности реактора эти коэффициенты реактивности приобретают положительные значения, что потенциально более опасно. Опрокидывание с отрицательного на положительное значение знака коэффициентов реактивности происходит как при нормальном управляемом снижении мощности ядерного реактора с нормальным подавлением высвобождаемой избыточной реактивности вводом КГ РО в активную зону, так и при авариях, обуславливающих интенсивное расхолаживание теплоносителя и активной зоны. Именно при таких наиболее вероятных авариях, как разрыв трубопроводов 1 контура, особенно паропроводов 2-го контура, более опасным в РУ становится именно ядерный реактор, в котором интенсивно высвобождается избыточная реактивность и только надежная работоспособность РО СУЗ при этих авариях спасает от теплового или ядерного взрыва, от повтора Чернобыля. При указанных особенностях поведения коэффициентов реактивности в РУ реализуется принцип: «возникает авария в системах – более опасным становится ядерный реактор». Этот принцип может реализоваться не на бумаге (в ОПБ, ПБЯ, в проекте ПАЭС), а в реальной РУ АТЭС ММ, т.е., в КЛТ-40С, напрочь изничтожая в реакторе ядерно-технологическую «порядочность» активной зоны ВМ-14-10-3 с «развитыми свойствами самозащищенности». Чем больше образуется проходное сечение при разуплотнении, например, паропровода ПГ наибольшего сечения, тем значительно меньше шансов избежать ядерной аварии. Наличие вот таких «свойств самозащищенности активной зоны», в п. 1.2.14 ОПБ-88/97, позволяет разработчикам АС прикрываться «свойствами самозащищенности активной зоны», при проектировании АС сокращать меры по защите населения на случай возникновения запроектной аварии. Т.е., ОПБ-88/97 указанным положением фактически инициирует проектирование, сооружение и эксплуатацию нового поколения АС (в данном случае ПАЭС), более опасных для населения и экологии. Из проекта АТЭС ММ следует, что именно этот крайне ущербный п. 1.2.14 ОПБ-88/97 и постулируемые в нем «свойства самозащищенности…» активной зоны ВМ-14-10-3 позволили разработчикам проекта существенно сократить площадь территории санитарно-защитной зоны (см. замечания ниже) и, соответственно, сократить финансовые и материально – технические затраты на мероприятия по защите населения в случае возникновения запроектной аварии.

Руководствуясь именно этим положением, что подтверждается текстом за 3-м дефисом АТЭС 1.ПАС.008-02-02.1  на Листе 10 в п. 2.1.1.1.2. «Цель радиационной защиты», а именно (при авариях, связанных с повреждением активной зоны реактора) «размеры зоны планирования защитных мероприятий должны быть в максимальной степени ограничены размерами санитарно-защитной зоны». И в проекте АТЭС ММ максимально ограниченная защитная зона в аккурат «легла» в пределы границы корпуса АТЭС ММ или ПЭБ, как указано на л. 12 в п. 2.4.1.1 «Общие положения» в Томе 2 Книги 3. Необоснованность границ этой зоны и необходимость расширения ее за пределы корпуса ПЭБ будут рассмотрены ниже.

7.5.2.8.АТЭС 1.ПАС.008-02-02.1  Лист 75, п. 2.3.1.5.1.5 и Таблица 2.3.1.5.1.5 «Возможные неисправности ПГБ» (парогенераторный блок):

ПГБ включает в себя ядерный реактор с комплектом РО СУЗ, 4 ПГ, 4 ЦНПК, участки трубопроводов, коммуникаций, связанных с ПГБ, управлением и контролем его режимов. Не рассмотрены такие неисправности ПГБ, как межконтурная неплотность в ПГ, потеря герметичности по воде и газу оборудования 1 контура, по газу — оболочек твэлов ТВС, поглощающих элементов (пэлов) РО СУЗ. Эти недостатки в проекте должны быть устранены.

Обоснование: опыт эксплуатации аналогов ПГБ на атомных ледоколах (а/л) свидетельствует о недостаточной его надежности. Подробнее – см. выше.

7.5.2.9. АТЭС 1.ПАС.008-02-02.1 ЛЛ 78¸79, п.2.3.1.6.1.1. «Проектные основы». Имеются следующие упущения:

Изложение предназначения реактора не соответствует определению, приведенному в пункте 37 раздела «Основные определения» ПБЯ РУ АС-89. Вместе с тем является ущербным и имеющееся определение в этом ПБЯ, поскольку оно не «приписывает» реактору функции размещения и удержания в нем ТВС с ядерным топливом, органов регулирования реактивности и энерговыделения, а также обеспечения условий для осуществления теплоотвода от  ТВС и других компонентов ядерного реактора.

Для придания корректности тексту целесообразно в первом абзаце перед словом «отведения» вставить фразу «для обеспечения условий» и внести соответствующие изменения в последующем тексте указания функций реактора.

7.5.2.10. АТЭС 1.ПАС.008-02-02.1  Л 82 (текст пункта 2.3.1.6.1.1 «Проектные основы»), 2-й абзац сверху. Указано, что отрицательный паровой коэффициент реактивности обеспечивает останов реактора (самоглушение цепной реакции деления в ядерном топливе) в случае появления пара в его активной зоне. Т.е., обеспечивается самоглушение реактора при авариях, вызванных с разгерметизацией 1-го контура или из-за наброса мощности энерговыделений в ядерном реакторе. Вместе с тем в последующем тексте для запроектных аварий, сопровождающихся отказом электромеханической системы СУЗ с зависанием КГ РО в верхнем положении (см. п.1.3.27 на Л. 71 тома 1 АТЭС 1.ПАС.008-01) соответствующие пояснения для этой более опасной ситуации не приведены.

7.5.2.11. АТЭС 1.ПАС.008-02-03  Л. 9, п. 2.3.9.1.1. «Электромеханическая система аварийной остановки реактора», п/п 2.3.9.1.1.1. «Проектные основы», «Назначение и функции», 2-й сверху абзац:

Среди систем (СУЗ, системы аварийного расхолаживания, подпитки и аварийного охлаждения активной зоны), составляющих комплекс для обеспечения безопасности РУ, указана и система ввода в реактор жидкого поглотителя. Однако эта система не соответствует определению системы в ОПБ-88/97 (п. 56,), ПБЯ РУ АС-89 (п. 41) и к ее структуре, устройству и функциям имеется ряд замечаний – см. выше. Указано, что электромеханическая СУЗ предназначена «для аварийной остановки реактора и поддержания его в подкритическом состоянии…» также и при запроектных авариях. Текст необходимо дополнить фразой «за исключением аварии с зависшими РО КГ в верхнем положении».

7.5.2.12. АТЭС 1.ПАС.008-02-03 4.2. Л. 10, «Принципы проектирования», 2-й абзац сверху:

Для утверждения, касающегося безопасности активной зоны ВМ-14-10-3, в качестве опорных указаны «свойства внутренней самозащищенности активной зоны», которые содержаться в ряде определений и положений ОПБ-88/97 (пп 12; 1.2.14; 4.1.7), определений и требований ПБЯ РУ АС-89 (пп 5; 1.5). Вместе с тем, проектирование  АТЭС ММ, равно как АС, с учетом указанных требований ОПБ и ПБЯ, опирающихся на «свойства внутренней самозащищенности активной зоны», сводится  к созданию более опасных АЭС, по сравнению с тем, если бы в этих НД  не содержалось некоторых послаблений при наличии  указанных «свойств…» Соответственно в процессе технического проектирования АТЭС ММ требуется определить меры и масштабы территорий для защиты населения в случае возникновения тяжелых аварий в априори без учета указанных выше свойств активной зоны ядерного реактора.

7.5.2.13. АТЭС 1.ПАС.008-02-03 Л. 11, В третьей строке снизу указано сокращение РИН (резервный источник нейтронов), расшифровку по которому следует указать в «Перечне принятых сокращений» во всех книгах рассматриваемого проекта.

7.5.2.14.АТЭС 1.ПАС.008-02-03 .  Л. 12, «Требования к связанным системам» (словосочетание «связанным системам» — неопределенное), перечень систем, обслуживающих электромеханическую систему аварийной остановки реактора:

В строке за вторым сверху дефисом фразу «обеспечения силовым питанием приводов АЗ, КГ и РЭД» следует изложить в редакции: «приводов групп РО АЗ, КГ РО через контакты контактора РЭД» (по проекту приводов у АЗ и РЭД нет);

7.5.2.15. АТЭС 1.ПАС.008-02-03 ЛЛ 17 ¸ 23, «Размыкатели электропитания по давлению»:

- В тексте по перечню основных функций РЭД указано, что РЭД выдает электрический сигнала о состоянии контактора, что не корректно, так как в РЭД нет источника тока — в нем лишь замыкаются/размыкаются контакты в электрической цепи линии соответствующего сигнала;

- На листе 18 указано, что конструкция РЭД разработана на основе разработанных и испытанных в ОКБМ  РЭД для АСТ-500251, для РУ ГАСТ и ВАСТ.

Таким образом, РЭД, как страховочное устройство безопасности в запроектных ситуациях отказа электрических управляющих систем безопасности, не прошел испытания в условиях эксплуатации ядерного реактора РУ КЛТ-40С (при температурах среды над крышкой реактора и давлении в 1 контуре указанной РУ), поскольку эксплуатация ГАСТ и ВАСТ не состоялась. Из этого следует, что относительно РЭД имеется несоответствие проекта с п. 1.2.5 ОПБ-88/97;

- Не указана такая «функция» для персонала при обслуживании РЭД, как необходимость после срабатывания по превышению давления в 1 контуре и после снижения до атмосферного переводить контакторы в РЭД групп РО АЗ и в РЭД всех КГ РО из состояния «контакты разомкнуты» в состояние «контакты замкнуты» вручную посредством специального устройства (рычага). Рычаг должен вставляться человеком в отверстие фиксатора поочередно каждого РЭДа из двух, размещенных на крышке ядерного реактора, поворачиваться по вертикали в нужном направлении. При этом по каждому РЭД человек должен получить информацию от оператора пульта управления РУ, что на приводы групп РО АЗ, затем – всех КГ РО (или наоборот) силовое питание подано.

- В тексте нет пояснения, что при срабатывании РЭД групп РО АЗ по превышению давления в 1 контуре РО АЗ, удерживаемые электромагнитами, остаются в верхнем положении до момента времени, когда сформируется и «пройдет» в СУЗ аварийный (электрический) сигнал «Превышение давления в 1 контуре»;

- Из текста следует, что из двух РЭД, внедряемых в проект электромеханической СУЗ, один РЭД своими контактами будет обесточивать силовое электропитание приводов групп РО АЗ, а второй — будет обесточивать силовое электропитание приводов пяти КГ РО. Это означает, что один РЭД своими контактами объединяет приводы четырех групп РО АЗ, устраняя независимость их между собой. По одной причине (например, короткое замыкание в контактной группе РЭД или электросварка контактных поверхностей, исключающая их разрыв – рассоединение – под воздействием постоянных магнитов при срабатывании РЭД от превышения давления теплоносителя в 1 контуре) может быть потеряна какая-либо функция приводов групп РО АЗ. Аналогично это же обуславливается и для приводов всех пяти КГ РО.

Из указанного выше следует, что относительно РЭД групп РО АЗ нарушаются п. 4.1.6 ОПБ-88/97 и п. 2.3.2.3 ПБЯ РУ АС-89 не оправдано, поскольку электромагниты групп РО АЗ при срабатывании не обесточиваются и группы РО АЗ «ждут» поступления в СУЗ другой команды – электрического сигнала «Превышение давления в 1 контуре», при котором магниты обесточиваются.

Для РЭД КГ РО следует отметить существенное значение возникающей при аварийном срабатывании РЭД длительной по времени потере работоспособности приводов одновременно всех КГ РО. Контактор этого РЭД «связывает единым узлом» всю независимость между собой пяти КГ РО, и в нем могут быть такие же неполадки, как и в РЭД групп РО АЗ.  Поскольку безопасность РУ в рассматриваемой аварии обеспечивается опусканием РО КГ в активную зону самоходом, оператор пульта управления не сможет дистанционно (электроприводом) ввести в активную зону какую-либо из пяти или несколько КГ РО, потерявших необходимую легкость самохода (частичное затирание). Ранее при обследованиях состояния ядерной и радиационной безопасности РУ атомных ледоколов Комиссиями Госатомэнергонадзора СССР констатировались в актах выявленные персоналом атомных ледоколов потери легкости самохода или заклинивания отдельных КГ в РУ а/л, имевших более длительный период эксплуатации. При полном заклинивании КГ для ядерного реактора соответственно ограничивалась мощность по соображениям перекосов поля энерговыделений по радиусу активной зоны. Необходимо также учитывать, что момент возникновения затирания РО КГ до усилий, при которых гравитационных сил недостаточно для опускания их в активную зону, не сигнализируется оператору пульта управления. Кроме того, потеря силового электропитания приводов всех КГ РО по одной причине может обусловить возникновение неблагоприятной для РУ ситуации или аварии и при нормальной эксплуатации в переходных режимах, связанных с изменением мощности ядерного реактора. Однако, нарушения в контакторе РЭД КГ РО недопустимы при возникновении проектных аварий, приводящих к интенсивному расхолаживанию теплоносителя 1 контура и активной зоны ядерного реактора, когда «свойства внутренней самозащищенности» активной зоны будут нещадно приближать процесс к ядерной или ядерно-взрывной аварии в РУ.

Из рассмотренных сценариев, обусловленных внедрением РЭД напрямую в цепи силового электропитания приводов КГ РО и приводов групп РО АЗ, следует, что технический проект КЛТ 40С должен быть доработан анализом этих возможных событий с целью обеспечения безопасности РУ от РЭД и приведения проекта ПАС в соответствие с п. 2.4.19 ПБЯ РУ АС-89.

Следует учитывать то, что сам по себе обусловленный каким либо отклонением в работе РУ «заброс» давления в 1 контуре до 200 кгс/см2 и, возможно, выше (может сказаться медлительность опускания в активную зону РО КГ самоходом), спровоцирует, например, разрыв трубопровода 1 контура или разуплотнение какого- либо соединения, в худшем случае – на крышке реактора, в РУ возникнет крайне благоприятная ситуация. В последнем случае будет иметь место сочетание проектной аварии – выход радиоактивного теплоносителя в районе крышки ядерного реактора – с проектным отключеним РЭДами силового питания приводов КГ РО.  У части КГ РО на этот момент могла быть ранее обнаруженной и/или иметься скрытно появившаяся потеря самохода КГ РО и эти РО не могут быть введены в активную зону ни дистанционно (с пульта управления), ни ручным способом из-за радиационной обстановки в аппаратном помещении, тем более на крышке ядерного реактора. Эта же обстановка не позволит перевести вручную контактор РЭД в состояние «контакты замкнуты». Бесспорно, что на этот случай в проекте должен быть предусмотрен в системе надежного электроснабжения СУЗ электроконтактный узел для обеспечения подачи силового электропитания на приводы РО СУЗ в обход контактора РЭД. В итоге все завершится тем, что в дополнение к контактору РЭД будет смонтирован второй узел, который упрочнит потерю независимости между КГ и снизит надежность работы КГ РО..

7.5.2.16. АТЭС 1.ПАС.008-02-03 Указано, что ресурс РЭД в части срабатывания контактора из состояния «контакты разомкнуты» в состояние «контакты замкнуты» ограничен 20-ю циклами за срок службы 11 ¸ 13 лет. Вместе с тем, проверка работоспособности РЭД (готовности к обесточиванию силового электропитания приводов РО СУЗ), может проводиться лишь напрямую повышением давления среды в 1 контуре до 200 кгс/см2. Однако РЭД не оснащен устройством недоступной для корректировки персоналом данных регистрации числа циклов воздействия на РЭД указанным давлением, а опресовки этим давлением 1 контура наряду с плановыми по графику, должны проводиться как при подготовках к пуску РУ после очередных ППР (см 3-й сверху абзац на л. 25 книги), так и после каждого ремонта ПГБ с целью восстановления герметичности трубных пучков ПГ, других компонентов 1 контура для устранения возникших в них неплотностей.

Не исключено, что 20-ти кратный цикл для РЭД может оказаться превышенным в первые годы эксплуатации АТЭС ММ от срока их службы 11 ¸ 13 лет. Ограничение организационного характера (например, наличие требования в технологическом регламенте эксплуатации АТЭС ММ об учете циклов опресовки 1 контура) не должно браться в расчет из-за умышленного или ошибочного нефиксирования этих событий в оперативных журналах. Кроме того, к этому времени уже будут храниться вдали от ЦПУ несколько десятков заполненных журналов, в том числе и с данными о фактах опресовки 1 контура и никто из персонала не будет проводить целевую выборку из них. Таким образом, проектная готовность РЭД к целевому функционированию может оказаться потерянной вследствие выработки ресурса по числу циклов ранее, чем завершится их срок службы.

Указанная картина приводит к выводу, что проект АТЭС ММ в связи с внедрением РЭД в силовые цепи электропитания приводов групп РО СУЗ должен быть доработан с целью сохранения уровня безопасности РУ КЛТ-40С, который обеспечивался без РЭД, и приведения проекта в соответствие с требованиями ОПБ, ПБЯ, указанными выше.

7.5.2.17. АТЭС 1.ПАС.008-02-03 Л. 23, предпоследний абзац:

Имеющийся вывод о том, что «Применение РЭД как элемента, дублирующего электрическую УСБ, обеспечивает существенное повышение надежности глушения реактора в запроектных авариях с ростом давления среды 1 контура», не обоснован. Это обусловлено тем, что в проекте не рассмотрены неблагоприятные сценарии событий, связанные с наличием «сверх полномочных» РЭДов  в обесточивании приводов групп РО СУЗ, часть из которых для анализа при неизбежной доработке технического проекта АТЭС ММ обозначены в пп 7.5.2.13, 7.5.2.14.  замечаний (см. выше).

7.5.2.18. АТЭС 1.ПАС.008-02-03 Л.25, п. 2.3.9.1.1.4. «Условия безопасной работы»:

Указано, что «Условием безопасной эксплуатации РУ является надежная работа каждого ИМ СУЗ, входящая в  ЭСАОР….», что обеспечивается наряду с другими свойствами также и «надежной подачей силового питания на приводы СУЗ» (по-видимому, имеются в виду приводы групп РО СУЗ). Этот вывод не обоснован – см. пп 7.5.2.13, 7.5.2.14. 7.5.2.15  замечаний.

7.5.2.17. АТЭС 1.ПАС.008-02-03 ЛЛ 25, 26. «Регламентные проверки …через 8000ч. без демонтажа приводов и  включают в себя»:

В перечне проверяемых компонентов (в части работоспособности, сопротивления изоляции и т.д.) не указаны РЭДы. Требуется доработка перечня с учетом пп 7.5.2.13, 7.5.2.14 замечаний, приведенных выше.

7.5.2.19. АТЭС 1.ПАС.008-02-03 Л.30, «Оценка ИМ и приводов»:

В части выполнения требований по надежности приводов групп РО АЗ и КГ РО в положительном заключении не оценены недостатки, которые привнесены РЭДами, внедренными в СУЗ. См. пп 7.5.2.13, 7.5.2.14 замечаний, приведенных выше.

7.5.2.20. АТЭС 1.ПАС.008-02-03 . Л. 30. «Анализ безопасности проекта»:

Имеющееся в 1-м абзаце заключение о том, что «электромеханическая система остановки реактора выполнена с учетом резервирования, функционального и физического разделения…», не обосновано, так как эта успокаивающая картина разрушена внедрением в цепи силового электропитания приводов групп РО СУЗ контакторов РЭД. Подробнее – см. пп 7.5.2.13, 7.5.2.14  замечаний, приведенных выше.

Имеющийся в 3-м абзаце сверху вывод, что «защита от одновременных отказов по общей причине…реализованы за счет… разделения…, наличия самосрабатывающей системы безопасности…, наличием возможности дистанционного и ручного управления РО КГ, позволяющей аварийно останавливать реактор» не обоснован — см. пп 7.5.2.13, 7.5.2.14 замечаний, приведенных выше.

7.5.2.21. АТЭС 1.ПАС.008-02-03  Л. 30, п. 2.3.9.1.1.7 «Выводы»:

Имеющийся вывод о том, что «проект электромеханической системы аварийной остановки реактора удовлетворяет требованиям…» ОПБ-88/97, ПБЯ РУ АС-89 и др., не соответствует действительности, является ложным. Подробнее — см. пп 7.5.2.13, 7.5.2.14 замечаний, приведенных выше. Все последующие выводы в книге аналогичного содержания должны быть переработаны.