7.5.Наиболее значимые аспекты проекта и адекватность их требованиям нормативным документам

7.5.Наиболее значимые аспекты проекта и адекватность их требованиям нормативным документам

7.5.1.Безопасность АТЭС ММ с РУ КЛТ-40 С

 

7.5.1.1.Не представляется возможным в полном объеме оценить выбранные принципиальные технические и компоновочные решения, т.к. экспертиза располагала т.н. предпроектными материалами, не содержащими требуемых чертежей, схем и расчетов.

В отсутствии схем не может быть оценена, к примеру, постулирумая надежность теплосъема с активной зоны реакторной установки («Основные принципы обеспечения безопасности АТЭС» Том 1, п.1.3.2), т.к.  не подтверждена независимость петель основного контура реактора.

Отсутствие расчетов не позволяет оценить выбор основного оборудования, например, сетевых трубопроводов подачи горячей воды на нужды теплофикации («ПЭБ -технологическая площадка»), которые должны выдерживать такие дополнительные виды нагрузок, как качка, перепады температур «борт-улица» и т.д.

7.5.1.2. Неоднократно используемая для обоснования безопасности выбранных технологических схем и отдельного оборудования ссылка на учет опыта эксплуатации аналогов не может быть однозначно признана в качестве такого обоснования. Во-первых, прямых аналогов подобного энергетического объекта  в России не существует, а, во-вторых, опыт эксплуатации объектов, которые могут быть признаны аналогами хотя бы косвенно (например, судовые транспортные установки с ЯЭУ), далеко не всегда положителен.

При этом часто другие критерии не приводятся вовсе. Например, в разд. «Основные принципы обеспечения безопасности АТЭС» (Том 2, п.2.1.1) критерии безопасности и проектные пределы безопасной эксплуатации практически отсутствуют, проектные значения выхода активности не приведены, установленные дозы облучения персонала и населения обоснованы только опытом эксплуатации атомных ледоколов (?!), каких-либо расчетов и/или даже ссылок на них нет.

7.5.1.3. При рассмотрении концепции обеспечения безопасности (Том 2, п.2.1.) указана нормативная база проекта, которая ограничена только нормативами Госатомнадзора России и Морского Регистра судоходства. Однако для отдельных систем и конкретного оборудования существует целая серия государственных и отраслевых стандартов и других нормативных документов, содержащих, в том числе, и требования по безопасности. Ссылки на подобные документы в данном разделе отсутствуют.

7.5.1.4. Вызывает сомнение правильность классификационного отнесения основных систем АТЭС ММ в соответствии с требованиями ОПБ.

Например, в контуре теплоносителя реактора система газоудаления, дренажа и отбора проб отнесена в т.ч. к локализующим системам безопасности. При этом в документах не приведены критерии такого отнесения (в отступление от п.4.6 ОПБ), а также не заданы функции, которые должна выполнять система в условиях проектных (запроектных) аварий по локализации их последствий. То же касается и системы снижения аварийного давления в защитной оболочке, которая может быть скорее отнесена к защитным, а не локализующим системам безопасности.

7.5.1.5. При использовании в качестве каналов защитных систем безопасности элементов (систем) нормальной эксплуатации для отдельных систем (напри-мер, см. систему аварийного расхолаживания) не выполнены требования  п.4.5.4 ОПБ-88/97 в части организации порядка и проектного обеспечения такого использования.

7.5.1.6. Объем представленных материалов (например, см. Том 1, разд.1.6.3 «Описание проектных и запроектных аварий») не позволяет оценить все возможные аварийные ситуации и различной тяжести аварии.

Так, например, при рассмотрении наиболее тяжелых аварий с разрывом трубопроводов контура реактора последствия рассматривались только с точки зрения возможного изменения реактивности активной зоны. Последствия в результате выхода активных сред не анализировались. А для системы заполнения кессона реактора водой (Том 1, п.1.3.2) не обосновано исключение возможности «парового взрыва» при срабатывании системы и подаче воды в условиях расплавления активной зоны.

7.5.1.7. В отсутствии каких-либо обоснований вызывает сомнение правильность выбора конструкционных материалов для конкретного оборудования АТЭС ММ.

Например, на оборудование 2-го контура (Том 1, п.1.3.3) распространяются требования ПНАЭ Г-7-008-89, в том числе в части ограничительного перечня конструкционных материалов. ОСТ В 5.5344-78 является «закрытым» ведомственным нормативом, т.о. не представляется возможным оценить правомочность и допустимость использования в проекте оборудования, выполненного из стали в соответствии с требованиями этого НД.

7.5.1.8. Не обоснован выбор водно-химического режима станции.

В обоснование водно-химического режима для контура реактора в материалах приведена ссылка на отраслевые документы Минатома России (ОСТ 95.10002-95) и для второго контура  — бывшего Минсудпрома СССР (ОСТ 5.4318-80). Эти документы определяют требования к водно-химическому режиму атомных электростанций с реакторами ВВЭР и судовых установок соответственно. Не ясно, почему на одном объекте применены требования различных документов, как они гармонизированы между собой, и почему не учтены требования РБ Г-12-43-97 «Водно-химический режим атомных станций. Основные требования безопасности».

7.5.1.9. При описании порядка ввода РУ в эксплуатацию (Том 1, п.1.6.1.2) не в полном объеме выполнены требования п.5.2.1 ОПБ-88/97, например, отсутствуют критерии для вводимых в эксплуатацию оборудования и систем АТЭС ММ, не раскрыты объемы предпусковых работ.

7.5.1.10. В мероприятиях по обеспечению качества АТЭС ММ отсутствуют требования (в соответствии со ст.37 Закона «Об использовании атомной энергии») об обязательной сертификации оборудования, изделий и технологий, разрабатываемых для этого проекта.

7.5.1.11. Одним из мероприятий по обеспечению качества проекта постули-руется полный монтаж ПЭБ на заводе-изготовителе. При этом не приведены данные об объеме заводских испытаний (на судостроительном заводе!), модели-рующих, в частности, условия эксплуатации ПЭБ в составе АТЭС ММ. Т.о. принять этот постулат не представляется возможным.

7.5.1.12. Материалами проекта не  обоснован  уровень  безопасности ЯППУ при возникновении пожаров в реакторном отсеке при различных состояниях судна и его ЯЭУ от КС-1 до КС-4 (класс состояния),  хотя пожар для судовой ядерной энергетики нужно рассматривать как реальное  и опасное событие при работающей ЯППУ, тем более при авариях ЯППУ, кото­рые могут явиться, в том числе, исходным событием для  взрыва и пожара. Так, разрыв 1 контура максимального диаметра и расплавление активной зоны реактора может вызвать   предельное (взрывопожароопасное) накопление водорода и кислорода в паро-воздушной среде, взрыв и пожар в 30 (требования Правил Морского регистра п.6.части 8).

7.5.1.13. Отсутствует контроль за процентным содержанием водорода в 30 — мощного катализатора пожара и взрыва, генерируемого радиолизом в расплавленной активной зоне реактора – см. требования Правил Морского регистра п.5.части 8).

7.5.1.14. В представленных документах нет данных по пе­речню фиксируемых при аварии параметров,  мерам по сохранности информации от несанкционированного  к  ней доступа и  защите от ее повреждения  или  утраты  (требование п. 4.4.6.1. ОПБ-88/97).

7.5.1.15. В представленных документах  не рассмотре­ны последствия возможного накопления «гремучей смеси», образу­ющейся в теплоносителе III контура,  а также при аварии с раз­рывом I контура. (требования Правил Регистра п.4.15,  табл. 2.2, стр, 23 — предусматривается проверка отвода гремучей смеси). В представленных  документах  нет также сведений о техни­ческих средствах рекомбинации «гремучей  смеси»  и  о  методах контроля  ее содержания в защитном ограждении при его гермети­зации.

7.5.1.16. В проектных материалах биологическая защита отнесена к классу безопасности 1. Основой ее служит бак ЖВЗ, заполненный водой III контура. В документах нет указаний по спосо­бам контроля наличия воды в баке ЖВЗ. Потеря воды из бака бу­дет сопровождаться тяжелой радиационной аварией. Эта ситуация не рассмотрена в документации и не указа­ны меры по управлению аварией в этой ситуации.

7.5.1.17. Не рассмотрены условия обеспечения ЯБ при  отсутствии  «самохода»  и  затруднении  погружения средних и  периферийных  КГ  при  больших  наработках экранной сборки (требования ПБЯ-08-81).

7.5.1.18. Рассмотрение аварий  ЯППУ  производится при произволь­но взятых  начальных условиях и предположениях, что косвенно указывает на недостаточность информации по аварии самого атом­ного судна (не рассмотрены последствия для конструкций корабля внешних воздействий). Например, при затоплении судна на глубо­кой воде отсутствует анализ разрушения корпусных конструкций и паротурбинной установки как из-за гидростатического давле­ния, так и вследствие инерционных нагрузок при ударе о грунт.

7.5.1.19.Отдельные  принятые при анализе аварий ЯППУ допущения упрощают и смягчают  возможные последствия. Так, например, при затоплении на глубокой воде принято допущение о том, что судно ложится на грунт при ровном киле.  Результаты экспериментов по изучению кинематики движения при затоплении надводных кораблей показывают, что характерным является наличие трех этапов движе­ния  под  водой:

  • этап быстрого ухода под поверхность воды с большим дифферентом, этап быстрого набора скорости  затопле­ния,
  • этап  установившегося  движения с почти постоянной ско­ростью. Однако   при этом движение судна имеет маятниковый характер и напоминает движение падающего кленового листа. Вертикальная и горизонтальная составляющие скорости движения мо­гут меняться от нуля до максимума (примерно 15 м/сек).

Естественно, что удар корпуса  судна  о  грунт (том числе и скальный)  в  различ­ные моменты времени может иметь и существенно разные последствия, прежде всего по величине инерционных нагрузок, по возможным разрушениям его корпусных конструкций и конструкций ЯППУ. (Другим параметром должны быть различные параметры твер­дости грунта и его конфигурации). Вместо этого задается исход­ное статическое положение судна на  некоторой неопределенной глубине, условно названной «глубокой водой».

На наш взгляд существенным моментом является так же и то, что  никак не проанализировано длительное нахождение реактор­ной установки в затопленном состоянии и не приведено никаких, хотя бы и самых ориентировочных оценок радиационных и радиоэ­кологических последствий.

7.5.1.20.В материалах проекта не приведена информация о наличии на АТЭС ММ РПУ (резервного), а также не приведена информация о независимости БПУ и не обоснована достаточная живучесть и обитаемость (ОПБ-88/97).

7.5.1.21.Основным краеугольным камнем в обеспечении безопасного использования атомной энергии на всех этапах жизненного цикла является «Программа обеспечения качества» (ПОК). Созданная при АО «Малая энергетика» (дирекция строящейся АТЭС ММ) организационная структура управления и контроля качества эксплуатации АТЭС ММ представляется экспертной комиссии малоэффективной и не систематической из-за большой удаленности от объекта управления и контроля. По этой же причине весьма проблематичным окажется контроль проведения ядерно-опасных работ и прежде всего, контроль при проведении перегрузок активных зон силами экипажа АТЭС ММ. Недостаточный контроль при проведении указанной процедуры со стороны эксплуатирующей организации привел на АПЛ К-11 и К-431 к запроектным радиационным авариям с тяжелыми радиационными последствиями и  к гибели людей.

7.5.1.22.Выбранный параметр  напряжения переменного тока турбогенераторов U =10 кВ принят Морским Регистром для судовых  генераторов (предельный по величине). Есть целый ряд серьезных научных публикаций о безопасности и надежности  ЭЭС с U =10 кВ  (см. журнал «Электричество» № 7 за 1994 г. акад. И. А. Рябинин). Однако научные работы не привязывали  свои  результаты с конкретными местами базирования судовых генераторов. Порт г.Певек  характеризуется высокой  влажностью и  ионизацией воздушной среды. Для безопасной  работы ЭЭС и АТЭС в  целом, разработчикам проекта целесообразно  дополнительно обосновать   правильность выбранного параметра напряжения.

7.5.1.23.В  проектных документах, ни методологически, ни конструктивно нет предложений о замене электрического кабеля отслужившего свой срок службы. Опыт эксплуатации АПЛ и ЯЭУ свидетельствует о высокой вероятности возникновения пожаров в ЭЭС при потере изоляционных  качеств  электрического кабеля.

7.5.1.24.В материалах проекта АТЭС ММ отсутствуют данные о полномасштабном тренажере для подготовки и переподготовки эксплуатационного персонала, что предопределено пунктом 1.2.21 ОПБ-88/97.

7.5.1.25.Сводные замечания к проектным материалам по «Правилам Морского регистра».

  • Пункт 3.2. Правил предписывает, что «должны быть оценены пос­ледст-вия чрезвычайно редких событий, сопровождающихся полной утратой работоспособности всех судовых источников энергии (опрокидывание, затопление, посадка на мель с креном более 30 градусов, т.д.». Это требование Правил не выполнено.
  • Не выполнено требование п.7.5, подпункт 6 об анализе отвода тепла от активной зоны при опрокидывании судна. Проектанты посчитали это состояние невозможным. Логично предс­тавить, что это справедливо для случая затопления целого судна. Однако как показывают данные по надводным  судам, возможно затопление с разломом корпуса корабля  пополам. Для атомного  судна  здесь  возможны  различные, в том числе и очень неприятные по своим последствиям  варианты. Поэтому указанная ситуация должна быть оценена.
  • В разделе 7, пункте 7.5, подпункте 8.4. указано, что «…должно быть рассмотрено влияние длительных пожаров на радиа­ционную безопасность…»  Следовательно  должны  быть рассмотре­ны сценарии длительных пожаров в  отсеках  рядом с  реактор­ным, после чего происходит  возгорание в  нем  самом.  При этом   исходное состояние будет далеко не  таким  льготным,  как это выражено   в материалах проекта.