7.5.3.Радиационная безопасность

7.5.3.Радиационная безопасность

7.5.3.1. Имеется ряд несоответствий или неполных соответствий требованиям ОПБ-88/97 и СП АС-88/93:

7.5.3.1.1. В документах отсутствуют положения, регламентирующие наличие на станции службы радиационной безопасности (спец подразделения), что предусматривается п.1.2.10 ОПБ-88/97 и п.5.30. СП АС-88/93;

7.5.3.1.2. В документах не предусматривается создание автоматизированной системы для контроля обеспечения радиационной безопасности персонала и населения (с центральным постом радиационного контроля), что противоречит требованиям раздела 5 СП АС-88/93 и п.5.5.5. ОПБ-88/97;

7.5.3.1.3. В документах отсутствуют обоснования и изложение признаков происходящих событий и состояний реакторной установки и прогноза ожидаемых в процессе развития аварии условий, важных для ограничения радиационных последствий аварии, чем не выполняются требования п.5.1.4. ОПБ-88/97;

7.5.3.1.4. В документах Том 1 (лист 87) и Том 2, книга 1 (ЛЛ 83 ¸ 87) есть описания примерных перечней исходных событий проектных аварий, включая исходные события, пути развития и последствия, однако, эти перечни не полные (см. замечания выше). Это обуславливает не полное выполнение требования п.1.2.16. ОПБ-88/97;

7.5.3.1.5. Изложенные в документах вопросы по запроектным авариям носят отрывочный и слабо аргументированный характер, что фактически делает рассмотрение тяжелой запроектной аварии с наихудшими последствиями необоснованным; в этой связи труднообъяснимо, почему не рассматривается запроектная авария с одновременным оплавлением активной зоны реактора, разрывом первого контура в парогенераторе и разрушением защитной оболочки, что вполне возможно в случае падения самолета на станцию и взрыве его топлива при ударе в борт станции в районе реакторных отсеков;

7.5.3.1.6. В документах рассматривается ударная волна — как исходное событие аварии при подводном взрыве, но не рассматриваются пути протекания и последствия такой аварии; то же и для случая несанкционированного извлечения компенсирующей группы при перезарядке реактора;

7.5.3.1.7. В документах отсутствуют вероятностные анализы безопасности, чем нарушаются требования п.1.2.19. и п.1.2.17. ОПБ-88/97;

7.5.3.1.8. В документах целенаправленно не изложены вопросы содержания и объема исходных данных для разработки планов мероприятий по защите персонала и населения в случае запроектной аварии с наиболее тяжелыми радиационными последствиями, чем игнорируются требования ОПБ88/97 (см. п. 5.5.7.) и СП АС-88/93 (см. п. 9.5.);

7.5.3.1.9. При описании радиационных последствий аварии с плавлением ТВС полностью отсутствуют исходные данные по нуклидному соста­ву и активности  теплоносителя. Описание  методики  анализа не приведено (п. 4.8.4 ОПБ-88/97).

7.5.3.1.10. В документах нет требований по снятию “нулевого гамма — фона” на территориях и акватории вокруг АТЭС ММ, чем не учитываются требования к ОВОС.

7.5.3.2. Из практики испытаний и опыта эксплуатации транспортных ЯЭУ морского базирования следует:

7.5.3.2.1.Образование радиоактивных отходов (РАО) по объему и величине активности всегда превосходит проектные объемы хранилищ и возможности технологий обращения с ЖРО; для условий г. Певека необходимо обоснование резервирования мощностей системы обращения с РАО;

7.5.3.2.2. Расход количества средств дезактивации и моющих средств на практике также существенно больше проектных значений, что требует предусмотреть их значительные запасы, особенно на зимний период;

7.5.3.2.3. Работа Службы радиационной безопасности АТЭС должна быть организована в три смены с непрерывным несением вахты на центральном посту радиационного контроля.

7.5.3.3. Книга 3.  АТЭС 1.ПАС.008-02-03Л.12, п.2.4.1.1. «Общие положения», 4-й сверху абзац:

Указано, что «Граница санитарно-защитной зоны для АТЭС совпадает с границей корпуса ПЭБ». Однако эта «Граница…» не обоснована и должна быть раздвинута, поскольку проект ее не соответствует отдельным положениям и требованиям ОПБ-88/97.

Обоснование:

7.5.3.3.1. В Книге-3 проекта АТЭС ММ утверждается, что проект соответствует требованиям и положениям ряда НТД по безопасности АС, в том числе и ОПБ-88/97. Стало быть, проект должен соответствовать и основным критериям и принципам безопасности, в частности, указанным в пп 1.2.3, 1.2.4 ОПБ-88/97, в части систем физических барьеров на пути распространения в окружающую среду ионизирующего излучения и радиоактивных веществ. Однако, 3-й барьер (после топливной матрицы и оболочки твэла), представляющий собой границу контура теплоносителя реактора (т.е. 1контур), периодически в соответствии с проектом будет нарушаться в виде возникновения неплотностей в трубных пучках ПГ, что подтверждено опытом эксплуатации ЯППУ а/л с аналогичными ПГ. Следовательно, в периоды времени с момента возникновения протечек радиоактивного теплоносителя 1-го контура во 2-й контур ПГ до обнаружения и принятия мер по отключению этого ПГ от 2-го контура радиоактивность будет уходить в конечном итоге за границы корпуса АТЭС ММ, т.е., «на улицу». Полость 2-го контура в ПГ и его питательный трубопровод и паропроводы не являются 3-м барьером безопасности, однако, в проекте предусмотрен режим работы РУ с частично отключенными неплотными ПГ. Следовательно, границы санитарно-защитной зоны должны быть определены в проекте за пределами корпуса АТЭС ММ. Эти же «свойства» ПГ свидетельствуют о несоответствии 1-го контура требованиям пункта 4.1.2 ОПБ – 88/97: 1 контур не обеспечивает удержание радиоактивных веществ в своих границах, пропуская их через возникающие неплотности в ПГ во 2-й контур.

Далее, как следует из текста, у 1 контура могут стать «прозрачными» границы в полостях теплообменников (ТО) 1¸3 контуров при возникновениях в ТО межконтурной неплотности;

7.5.3.3.2. Наибольшим образом раскрываются границы 1 контура с радиоактивным (порядка 10 – 2 Ки/л — п. 2.5.4.3 на л. 62  книги 3. (АТЭС 1.ПАС.008-02-03) теплоносителем в 1 контуре при срыве и демонтаже верхних съемных блоков реактора, заполненного этим теплоносителем, для подготовки РУ к перегрузке ядерного топлива. При этом неизбежен неконтролируемый выход радиоактивного трития и прочих РГ также за пределы борта АТЭС ММ. Следует также отметить, что в этой ситуации на пути выхода РВ в окружающую среду остается лишь два существенно прослабившихся барьера: «распухшая» топливная матрица и менее герметичная оболочка твэлов по сравнению с исходным состоянием твэлов свежих ТВС;

7.5.3.3.3. АТЭС ММ оснащена вентиляционной трубой, через которую, как указано в Книге 3.АТЭС 1.ПАС.008-02-03, планируется выбрасывать в окружающую среду радиоактивные газы и аэрозоли, накапливающиеся в полости защитной оболочки и в аппаратном помещении, в частности, но не задерживаемые фильтрами. Следовательно, радиоактивные газы и аэрозоли будут выходить далеко за границы корпуса ПАЭС. Если это не соответствует действительности, то разработчиками ПАЭС должна быть изъята эта труба из рассматриваемого проекта. Собственно, максимальное расстояние от этой трубы до завершения «заметного» для измерительных средств радиоактивности осаждения последней из факела сбросов от трубы определит радиус санитарно-защитной зоны. Для обустройства в части обеспечения надлежащего контроля загрязнения радиоактивностью и средств для возможного проведения дезактивации участков территории этой зоны потребуются капитальные и эксплуатационные затраты с учетом увеличения численности эксплуатационного персонала, что должно быть определено и показано в проекте;

7.5.3.3.4. Заметно «дырявой» определяется проектом защитная оболочка, поскольку принято достижение ее герметичности на уровне, обеспечивающем скорость утечки радиоактивной среды из защитной оболочки в среду обитания (т.е. за пределы борта АТЭС ММ) порядка 1% от ее объема. Это также обеспечит выход радиоактивности в среду обитания при авариях, связанных с разуплотнением 1 контура;

7.5.3.3.5. — Поскольку технически невозможно полностью исключить утечку из 1 контура постоянно генерируемых в работающем на мощности ядерном реакторе и вокруг его корпуса радиоактивных газов и аэрозолей последние будут постоянно проникать в среду обитания населения г. Певека транзитом через полость защитной оболочки и вентиляционную трубу.

7.5.3.4. Книга 3.  АТЭС 1.ПАС.008-02-03 Л. 23. П. 2.5.1.1.1.10. «Проверки» (при вводе в действие РУ, п. 2.5.11):

7.5.3.4.1.Перечень проверок не полный: в проекте предусмотрена система ввода жидкого поглотителя и соответственно должен проводиться также контроль концентрации поглотителя в растворе, содержащемся в баке этой системы (п. 2.4.15 ПБЯ РУ АС-89). Перечень следует дополнить указанной системой;

7.5.3.4.2. Следует указать, что должен быть обеспечен входной контроль азотнокислого кадмия. Это должно выполняться в соответствии с п. 2.4.16 ПБЯ РУ АС-89.

7.5.3.4.3. Здесь и в других книгах проекта должно содержаться указание о необходимости проверок мер, направленных на исключение непреднамеренного попадания чистой воды в бак системы раствора поглотителя. Это предопределено п. 2.5.15 ПБЯ РУ АС-89.

7.5.3.5. Книга 3.  АТЭС 1.ПАС.008-02-03 ЛЛ 23¸27, п. 2.5.1.1.2. «Пуск установки», последний абзац:

7.5.3.5.1. Не указано, что перед вводом в работу РУ важные для безопасности системы должны быть проверены полностью на соответствие проектным показателям, как это определено пунктами 4.1.10, 5.1.5, 5.1.12 ОПБ 88/97. Требуется корректировка текста проекта;

7.5.3.5.2. В исходных состояниях систем перед пуском РУ указано, что температура рабочих сред в системах 1-го, 2-го, 3-го контуров и др. поддерживается в пределах от 5°С до 40 ¸ 70°С, однако, для системы ввода жидкого поглотителя температура  указана равной 20 °С. В проекте не указано, каким образом обеспечивается такая температура в этой системе в отличии от других систем. По-видимому, 20 °С — эта температура, при которой еще не возникает выпадение в осадок азотнокислого кадмия из водного раствора, т.е., не происходят снижение концентрация поглотителя в растворе и перекрытие проходного для раствора сечения в трубопроводе, проложенном до системы подпитки 1 контура. Если это так, то температурный режим не только в зоне бака этой системы, но и вокруг ее трубопровода связан напрямую с обеспечением работоспособности защитной системы на случай возникновения запроектной аварии. Поскольку в режиме хранения системы 1 контура температура окружающего воздуха в помещениях РУ может поддерживаться на уровне + (5 ¸ 10) °С, в проекте системы должно быть обеспечено поддержание температуры раствора поглотителя в баке и трубопроводе ее при температуре не ниже 20 °С в стояночных режимах и при работе РУ на мощности. Требуется доработка проекта.

7.5.3.6. Книга 3.  АТЭС 1.ПАС.008-02-03 Л.33, п. 2.5.2.2. «Особые условия работы реакторной установки»:

7.5.3.6.1. В п/п 3, как особое, указано условие «пуск реактора и разогрев системы 1 контура при неустраненных неисправностях в системе (мах) безопасности, если они позволяют работу при неисправности СБ». Такие режимы должны быть рассмотрены, обоснованы в проекте и оформлены соответствующим перечнем. При отсутствии этих обоснований проект АТЭС ММ не соответствует пункту 1.2.4 ОПБ 88/97, запрещающему вывод реактора на мощность при неисправностях в СБ. Текст п/п 3 должен быть исключен и в связи с тем, что на л. 42 Т2К3 (2-й абзац сверху) указано: «Пуск реактора и разогрев системы 1-го контура при имеющихся в системе (мах) безопасности неустраненных неисправностях не допускается». Режимы с «особыми условиями», нарушаюшие требования НТД по безопасности АС, из проекта АТЭС ММ должны быть исключены;

7.5.3.6.2. В п/п 5 указано, как особое условие «работа реакторной установки с частично отключенными неплотными парогенераторами». Этот режим должен быть изъят из проекта, поскольку работа РУ на мощности с нарушенным барьером безопасности (между I-м и II-м контурами в ПГ) запрещена пунктом 1.2.4. ОПБ-88/97;

7.5.3.6.3. Указано, что протечки теплоносителя из 1 контура через отсечную арматуру поврежденного ПГ сливаются из перемычки между отсечной арматурой в дренаж, однако, не указано, к какой системе сбора протечек принадлежит этот «дренаж». Не известно, идет ли этот слив за борт, или же в емкость сбора жидких РАО. Требуется внести пояснение в текст.

7.5.3.6.4. В п/п 16 использован термин ПАУ, расшифровку которого следует указать в «Перечне принятых сокращений»  и в других книгах проекта.

7.5.3.7. Книга 3.  АТЭС 1.ПАС.008-02-03 Л. 53, абзацы 5, 6 сверху: указано, что при срабатывании АЗ и в случае отказа 2-х и более компенсирующих групп (КГ) избыточная реактивность активной зоны в реакторе может быть скомпенсирована с обеспечением необходимой ее подкритичности вводом в реакторный теплоноситель жидкого поглотителя. Содержание поглотителя в теплоносителе после этого составит порядка 7,5 г/л и будет достаточно для глушения реактора и при заклинивании в верхнем положении 5-ти КГ.

При этом указано, что ввод жидкого поглотителя в 1 контур будет осуществлен за время не более 2-х часов. В следствии того, что в процессах расхолаживания, разотравления активной зоны высвобождающая реактивность, как естественное свойство ядерного реактора (вопреки «раскрученному» в ОПБ-88/97, ПБЯ РУ АС-89 и в проекте ПАЭС термину «внутренняя защищенность реактора») не «сумеет» спокойно «ждать» появления в активной зоне «отравленного» кадмием теплоносителя, время ввода жидкого поглотителя в 1 контур должно быть обосновано в проекте корректно. Может оказаться, что подавать его уже будет некуда.

7.5.3.8. Книга 3.  АТЭС 1.ПАС.008-02-03 Л. 54, 7-й абзац сверху: указано, что «отсеченный из-за течи ПГ остается в таком состоянии до очередного вывода из действия РУ». В соответствии с пп 7.5.3.3., 7.5.3.4.  замечаний этот режим должен быть исключен из всех книг проекта.

7.5.3.9. Книга 3.  АТЭС 1.ПАС.008-02-03 Л. 56, нижний абзаца (текст п. 2.5.3 «Остановка ЭУ ПЭБ»):

7.5.3.9.1. Указано, что «дальнейший отвод остаточных тепловыделений осуществляется» через ТО 1¸3 контуров при работе ЦНР (насос ремонтного расхолаживания) путем включения его при достижении температуры теплоносителя 1 контура 70 °С и останова при снижении до 50 °С. Указано также, что РУ считается полностью расхоложенной, если после останова всех средств расхолаживания температура теплоносителя 1-го контура не превышает 70 °С.

7.5.3.9.2. В книге 3 есть пояснение, что вышеуказанный контроль ведется по датчикам температуры. Датчики размещены в сливной камере реактора и по тепловому контакту теплопроводнее («металлически») связаны с нижним торцом выемной части реактора, чем с активной зоной (через малоподвижный слой воды), и при вялом или прекращенном протоке теплоносителя через реактор не обеспечивают надежной представительности параметра для оценки фактического температурного режима в активной зоне. Эта представительность будет потеряна вовсе в случае накопления в сливной камере водорода, генерируемого радиолизом воды в активной зоне, и выделяемых теплоносителем растворенных в нем газов. В этом случае появляется опасность достижения температуры оболочек твэлов, при которых произойдет «запуск» химической реакции циркония с водяным паром, как следствие, более интенсивное выделение водорода (опять же вопреки термину «внутренняя защищенность реактора») и рост температуры компонентов активной зоны – завершающий этап разрушения твэлов. Возникновение и развитие ядерной аварии по этому сценарию наиболее вероятны в состоянии РУ после снижения давления теплоносителя до атмосферного при подготовке РУ для перегрузки ядерного топлива при стабильных показаниях температуры теплоносителя 70 °С и менее по указанным датчикам. Близкие к этому процессу сценарии ядерных аварий состоялись на а/л «Ленин» (февраль 1965 г.), на а/л  «Россия» (август 1988 г.).

7.5.3.9.3. В книге 3 поясняется, что в активной зоне есть термоэлектрические преобразователи. Если показания их обеспечивают представительность информации о температуре теплоносителя непосредственно в активной зоне, то эти датчики температуры и должны быть опорой для определения возможности вывода из действия всех систем расхолаживания активной зоны реактора. Требуется уточнение в проекте режима вывода из действия систем расхолаживания активной зоны реактора.

7.5.3.10. Книга 3.  АТЭС 1.ПАС.008-02-03 Л. 57, Нижний абзац:

Указано, что «При хранении системы 1 контура температура окружающего воздуха в аппаратном помещении   + (5 ¸ 10) °С, а …температура воздуха в реакторном помещении не менее +5 °С». Поскольку в книгах проекта не указаны места размещения бака с раствором азотнокислого кадмия, трубопровода от него и температуры окружающей их среды, проект требуется доработать с учетом п. 7.5.3.5.  замечаний.

7.5.3.11. Книга 3.  АТЭС 1.ПАС.008-02-03 Л. 70, п/п 2.6.2.1. «Меры по предотвращению радиационного воздействия…»:

Описание имеющихся защитных барьеров не соответствует указанному в п. 1.2.3 ОПБ-88/97, в частности, топливная матрица и оболочка твэлов трактуется как один защитный барьер. Обозначен и такой барьер, как «защитное ограждение», включающее защитную оболочку и смежные помещения, «защищающие эту оболочку». Требуется откорректировать текст с целью обеспечения соответствия с указанным положением ОПБ-88/97.