Глава 4. Недостатки конструкции и опасность ПАЭС

Глава 4. Недостатки конструкции и опасность ПАЭС

Конструкторы реакторной установки КЛТ-40С и разработчики обоснования безопасности и оценки инвестиций на сооружение ПАЭС в целом утверждают, что проекты разработаны в соответствии с положениями и требованиями нормативных документов (НД), регламентирующих надежность, ядерную и радиационную безопасность АЭС. Однако, отдельные конструкторские решения реакторной установки и проектные системы ПАЭС не соответствуют или недопустимо противоречат ряду требований НД.

Имеющиеся ссылки разработчиков ПАЭС на опыт эксплуатации атомного ледокольного флота в СССР и в России, использующего близкие по конструкции атомные реакторы, трудно принять на веру, поскольку этот опыт эксплуатации не дает основания считать, например, конструкцию реакторной установки КЛТ-40С достаточно надежной и безопасной (см. приложения 2-4). Даже генеральный конструктор этих реакторов академик Ф.Н. Митенков («Опытное конструкторское бюро машиностроения» г. Нижний Новгород) признал необходимость доработки этой конструкции в соответствии с иными, чем на ледоколах, условиями эксплуатации (Кузнецов, 1996). Это легко представить: одно дело, если что-то случится, например, с охлаждением реактора или выбросом радиоактивных продуктов в Северном Ледовитом океане, и совсем другое дело, если те же события произойдут в нескольких километрах от какого-то города или поселка.

Однако никаких существенных переделок ледокольной судовой ядерной установки в целом, как следует из материалов проекта плавучей АЭС, произведено не было. Вместе с тем, внесенные изменения в конструкцию реактора однозначно определили недопустимость переноса опыта эксплуатации ледокольных реакторов на реактор установки КЛТ-40С (Кузнецов, 2000в). То, что диаметр корпуса реактора увеличен, как следствие изъятия из реактора стального экрана, является наиболее существенным изменением. Такой реактор не имеет подтверждения его надежной работоспособности опытом эксплуатации, тем более на заявленный срок работы 40 лет. В связи с этим следует отметить, что для увеличенного диаметра корпуса реактора в технологии и контроле качества его изготовления неизбежны изменения. А это, в свою очередь, не позволяет принимать крайне малую, регламентируемую в НД, вероятность разрушения корпуса реактора для процесса эксплуатации ПАЭС. Стало быть, использование в ПАЭС корпуса ядерного реактора, не имеющего аналога с длительной наработкой «флюенса», т.е., не подтвержденного опытом эксплуатации (хотя бы «ледокольной» длительности), противоречит действующим НД.

Сами атомщики признают, что водо-водяные реакторы в принципе не могут быть достаточно безопасными. Если в первом контуре водоохлаждаемого реактора происходит неконтролируемая течь воды (в таких реакторах вода является замедлителем нейтронов и теплоносителем) или она по другим причинам перестает циркулировать в системе охлаждения, то возможно разрушение активной зоны и последующий выход радиоактивных продуктов. А гарантии, что не произойдет разгерметизация системы и теплоноситель не перестанет охлаждать активную зону, никто не в состоянии дать.

«Водоохлаждаемые реакторы, несмотря на весь опыт, полученный при работе на них, в принципе не могут быть высокобезопасными… Нельзя создать безопасную атомную энергетику на базе водоохлаждаемых реакторов»
Академик В.И. Субботин. Размышления об атомной энергетике. СПб, 1994, с. 53, 101.
«В самых распространенных сегодня так называемых водо-водяных реакторах горячая вода под давлением удерживается стальным корпусом реактора. Но если в случае аварии начнется подъем температуры, то при этом возрастет и давление, а значит, и нагрузка на корпус и трубопроводы. Последние могут не выдержать»
( Коновалов, 1998).

Ниже приведен перечень причин аварийных ситуаций, которые могут возникнуть на водоохлаждаемых реакторах:

  • при потере герметичности тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов) продукты деления выходят в теплоноситель, при этом повышается радиоактивность первого контура. Для справки: для реакторов типа В-230, В-179 средняя доля разгерметизации составляет 3,5*10-5 . Для реакторов типа В-1000 средняя доля разгерметизации составляет 1,2*10-5;
  • по самым разным причинам может возникнуть интенсивное парообразование в первом контуре и произойти паровой взрыв; энергии при этом будет достаточно, чтобы сбросить крышку реактора или разрушить первый контур;
  • в конструкционных материалах стенок корпуса реактора (патрубках) и трубопроводов могут возникать трещины, развитие которых может привести к потере герметичности первого контура, а как следствие к радиационной аварии на реакторной установке.

К другому проектному решению в реакторной установке КЛТ-40С, не имеющему подтверждения опытом эксплуатации, можно отнести внедрение в цепи электропитания двигателей механизмов КГ и стержней АЗ контактного узла РЭД. Сам по себе РЭД также не подвергался проверке эксплуатацией в условиях размещения на крышке аналогичного реактора, имеет ограниченный ресурс как по сроку эксплуатации, так и по числу циклов срабатывания повышением давления в первом контуре до 200 атмосфер и более. Конструкцией РЭД не обеспечена регистрация циклов его срабатывания.

Дополнительно к сказанному выше следует отметить, что РЭД в цепи питания электродвигателя механизма каждого стержня АЗ своим контактным узлом устраняет независимость между собой механизмов всех стержней АЗ. Точно также теряется взаимная независимость механизмов КГ вследствие внедрения РЭД в цепи питания их электродвигателей. В целом это конструкторское решение нарушает важные для обеспечения ядерной безопасности требования нормативной документации, регламентирующие взаимную независимость средств воздействия на реактивность активной зоны реактора. Это решение не обосновано в проекте и не имеет подтверждения опытом эксплуатации.

Особо важным проектным решением в реакторной установке КЛТ-40С, не имеющим подтверждения опытом эксплуатации, является «система ввода жидкого поглотителя». Система, содержащая водный раствор азотнокислого кадмия (кадмий — поглотитель нейтронов), предназначена для подачи поглотителя в конечном итоге в реактор и выполняет защитные функции безопасности в случае, как указано выше, «зависания» стержней КГ. Вместе с тем, совокупность данных проекта по этой системе подтверждает, что она не может обеспечить подачу жидкого поглотителя в реактор и принадлежать к категории систем, выполняющих защитные функции. К тому же система не соответствует ряду требований нормативной документации.

По своей структуре система является одноканальной. В ней нет устройств, перекачивающих/вытесняющих раствор поглотителя из бака в реактор. Система не имеет «своей» линии связи непосредственно с полостью реактора. Для подачи поглотителя в реактор системе необходимы три «посредника», нормально функционирующих при запроектной аварии. Персонал станции (1-й «посредник») должен вмонтировать съемный участок трубы в трубопровод связи бака с коллектором насосов подпитки первого контура, манипулирует клапанами в этом трубопроводе, в системе подпитки и запускает насос в этой системе. Система подпитки (2-й «посредник») подает раствор в трубопровод (теплоноситель) первого контура. 3-й «посредник» — первый контур. При этом в нем должен быть теплоноситель, перекачиваемый работающими насосами первого контура (ЦНПК) через реактор.

Имеются также и другие недостатки в проекте системы ввода жидкого поглотителя. В частности, не указано, каким образом жидкий поглотитель с концентрацией 500 г/л должен быть равномерно «размешан» до концентрации 7,5 г/л в теплоносителе первого контура. Это необходимо для исключения неуправляемых всплесков нейтронной мощности реактора. В системе не предусмотрены контроль концентрации азотнокислого кадмия в растворе, технические меры, исключающие несанкционированное поступление чистого конденсата в бак раствора жидкого поглотителя. Система не приспособлена для проверки соответствия проекту — испытание системы сведено лишь к осмотру персоналом ее компонентов. Вместо двух каналов в системе предусмотрено лишь по одному каналу контроля в баке уровня и температуры жидкого поглотителя.

Наряду с этим в проекте ПАЭС нет данных о режиме, при котором исключалось бы выпадение из раствора в осадок азотнокислого кадмия, не указана необходимость проверки ее перед выводом реактора на мощность наряду с другими системами безопасности. Представляется необоснованным, что для аварийной ситуации, связанной с «зависанием» в верхнем положении стержней пяти компенсирующих групп, ввод жидкого поглотителя в первый контур может быть осуществлен за время порядка 2-х часов. Может оказаться, что подавать жидкий поглотитель уже будет некуда, как некуда было сбрасываться зависшим стержням ручного регулирования в РБМК-1000 блока № 4 Чернобыльской АЭС.

По аналогии с авариями, случавшимися на транспортных реакторах (Павлов, 1997), и в свете технических характеристик плавучей АЭС можно сформулировать девять основных замечаний к материалам проекта:

1. На водо-водяных реакторах принципиально нельзя исключить возможности аварии, связанной с расплавлением активной зоны. В материалах проекта не содержится расчетов такой запроектной аварии с предельным аварийным выбросом радиоактивных продуктов в окружающую среду.

2. Известно, что большая часть аварий на АЭС происходит в результате ошибок или несанкционированных инструкциями действий персонала. В материалах проекта не рассмотрены режимы работы АЭС, связанные с ошибками эксплуатационного персонала станции.

3. В материалах проекта не предусмотрено надежное обеспечение аварийного расхолаживания реактора при полном обесточивании АЭС.

4. В материалах проекта не предусмотрено достаточно надежное предотвращение осушения активной зоны при разрыве какого-либо элемента первого контура.

5. В материалах проекта не предусмотрено надежное воспрепятствование несанкционированному пуску реактора.

6. В материалах проекта отсутствует дистанционный контроль корпуса (внешней и внутренней поверхности металла) реактора.

7. В материалах проекта не рассмотрены аварийные режимы, приводящие к интенсивному высвобождению реактивности в реакторе с наложением отказов, связанных с потерей «самохода» стержней компенсирующих групп.

8. В материалах проекта отсутствует анализ аварии, связанной с разрушением корпуса реактора, как не имеющего аналога с подтвержденной работоспособностью опытом эксплуатации.

9. В материалах проекта не рассмотрены аварии, сопровождающиеся потерей управления приводами механизмов КГ и стержней АЗ вследствие срабатывания РЭД при переопрессовках первого контура или отказах в контактных узлах РЭД.

Конструкторы плавучей АЭС заявили, что «… вероятность серьезной аварии с расплавлением активной зоны и нарушением систем защиты оценивается на уровне международно-принятых стандартов» (Векслер, Панов, 1994, стр. 41). Если к сказанному выше добавить еще целый ряд второстепенных недостатков, каждый из которых, впрочем, может стать причиной крупной катастрофы, можно сказать, что это заявление мало обосновано.

При проведении общественной экспертизы проекта ПАЭС, экспертами были выявлены следующие недостатки:

  • отсутствуют критерии и нормы по ядерной, радиационной безопасности и экологической безопасности для плавучих АЭС, включая требования к условиям их размещения. По результатам разработки НД необходимо откорректировать весь объем проектно-конструкторской документации;
  • проектная документация содержит большое количество недоработок и слабых мест с точки зрения обеспечения безопасности работы ПАЭС. Многие технические, технологические и организационно-методические решения недостаточно разработаны и не соответствуют требованиям действующих нормативных документов по обеспечению ядерной и радиационной безопасности в атомной энергетике;
  • необходимо разработать и внедрить в проект методы неразрушающего контроля первого контура в период эксплуатации, а также при проведении ревизии первого контура в поисках микротечей в его трубопроводах и оборудовании;
  • в отчете по обоснованию безопасности отсутствует анализ некоторых исходных событий, которые могут привести к отказам в работе основного оборудования и систем ПАЭС.

В материалах проекта отсутствует анализ влияния так называемого «человеческого фактора». А в то же время ошибки персонала могут привести к таким тяжелейшим последствиям. Таких как:

— посадка судна на мель (в том числе с креном в 30 градусов), что, в свою очередь, может закончиться потерей технологической возможности отвода тепла холодной забортной водой;

— опрокидывание судна и, соответственно, нарушение раскрепления основного оборудования, невозможность ввода стержней групп КГ «самоходом» в активную зону;

— затопление судна.

Кроме этого, отсутствуют расчеты по некоторым видам внешних экстремальных воздействий (например, возможности возникновения землетрясения в конкретной точке размещения объекта) в условиях малой изученности районов размещения. Таким образом, упрощенный подход к рассмотрению и не обеспечение полноты перечня проектных и запроектных аварий позволяет сделать вывод о том, что все необходимые обоснования, по сути, сведены к анализу происшествий, в которых не были нарушены пределы и условия безопасной эксплуатации. Пути и последствия предотвращения перерастания этих происшествий в аварии, включая запроектные аварии, не анализировались:

— не система взаимодействия персонала станции с эксплуатирующей организацией (концерн «Росэнергоатом»), с Госатомнадзором России, органами ведомственного надзора, с муниципальными органами, Центром аварийной поддержки в случаях:

— управления проектными и запроектными авариями и устранения их последствий;

— выполнения потенциально-опасных работ (перегрузка АЗ и др.).

Отсутствует достаточное обоснование безопасности режимов работы ПАЭС в случае:

  • образование дефектов (трещин) патрубков реактора;
  • срабатывания предохранительных клапанов второго контура без восстановления основных функций;
  • падения самолета или другого летательного аппарата;
  • отсутствуют коэффициенты теплофизической надежности;
  • некорректен диапазон температуры охлаждающей забортной воды (5-25 °С), так как температура воды в арктических морях существенно ниже и может опускаться ниже нуля градусов (подогрев при этом забортной воды перед поступлением на главный конденсатор проектом не предусмотрен);
  • разрушение в парогенераторе по второму контуру патрубка или паропровода максимального диаметра;
  • зависание компенсирующих групп при аварии в сочетании с неустранимым отказом в системе ввода жидкого поглотителя;
  • ввода системы аварийного расхолаживания посредством теплообменников III-го контура в сочетании с заморозкой конденсата в теплообменниках, обусловленной прокачкой через них забортной воды с «отрицательной» температурой (- 2 °С).

Более подробно необходимо остановиться на реальности заявленного разработчиками ресурса службы ПАЭС в 40 лет (при проектном времени 7000 часов использования оборудования реакторной установки ресурс должен составлять 280.000 часов).

26.06.97 г. на Межведомственной секции № 9 Научно-технического совета № 1 Минатома России обсуждался вопрос «О продлении ресурса работы оборудования и систем ЯППУ атомных ледоколов и контейнеровоза». Изначально оборудование ЯППУ имело назначенный ресурс 50-60 тыс. часов и срок службы 10-12 лет, а на данный момент оборудование проработало в 2 раза больше. В связи с тем, что для ледокольных ядерных реакторов в нормативных документах по эксплуатации не были заложены требования к установке внутри них, так называемых «образцов-свидетелей». В 1998 г. министерством была проведена работа по вырезке темплетов (кусков металла) из корпуса остановленного реактора атомного ледокола «Ленин» с передачей этих темплетов для последующего исследования в РНЦ «Курчатовский институт» и ЦНИИ КМ «Прометей». Эти исследования позволили установить возможность продления срока эксплуатации ныне существующих атомных ледоколов до 175.000 часов (бюллетень ЦНИИатоминформ № 5, 2001, с.64). Однако даже этот ресурс работы оборудования оказывается все равно в 1.6 раза меньше, чем заявлено в проекте ПАЭС с реакторной установкой КЛТ-40С. Следовательно, на начало эксплуатации реакторной установки в составе ПАЭС в г. Певеке или в г. Северодвинске можно говорить только об обоснованных 25-ти годах эксплуатации ПАЭС, а не о 40 годах. При этом необходимо скорректировать все технико-экономические показатели проекта ПАЭС относительно фактического ресурса ПГ-18-Т, который составляет на основании опыта эксплуатации на атомных ледоколах величину 35000-65000 часов. Несомненно, данное обстоятельство значительно увеличит стоимость ПАЭС.

Из кратко обозначенных выше недостатков проекта становится более ясным приведенное в начале этой главы мнение генерального конструктора ОКБМ академика Ф.Митенкова о необходимости доработки РУ КЛТ-40С. Можно сказать, что попытка авторов проекта применить «в лоб» ледокольную судовую ядерную установку для атомной электростанции без каких-то существенных переделок является несостоятельной. Конструктивные решения, заложенные в проекте плавучей АЭС, а также выбор основного оборудования ЯППУ не позволяет надеяться, что в ходе эксплуатации реакторной установки КЛТ-40С удастся существенно снизить более чем вероятный высокий уровень аварийности.

Исходя из известных аварий с транспортными реакторами (см. рис.1, таблицу 1 и приложения 2-4) и учитывая сказанное выше в этой главе, надо признать, что вероятность крупной аварии на плавучей АЭС должна быть значительно выше, чем для крупных наземных АЭС.

«На АЭС России за период с 01.01.91 г. по 31.12.2000 г. произошло 1188 нарушений в работе, и эти нарушения происходили притом, что АЭС России работали на среднем величине коэффициента использования мощности (КИУМ) — 55- 60 % (мировой КИУМ — 80-85 %). Данный коэффициент имеет такое низкое значение не только с ограничениями диспетчерского графика несения нагрузки, а также с ограничениями, введенными в связи с не безопасностью некоторых АЭС (1, 2 блоки Курской АЭС, 1, 2 блоки Балаковской АЭС). Общий процент инцидентов зафиксированных на реакторах типа ВВЭР-440, ВВЭР достигает величины ~70 %.

Такое состояние АЭС усугубляется значительным физическим и моральным износом оборудования, недостаточной его надежностью, несовершенством проектных решений, заложенных при создании ядерно- и радиационно-опасных объектов. Это также связано с длительным использованием атомной энергии в мирных и оборонных целях без законодательного регулирования, что породило многочисленные проблемы, требующие безотлагательного решения (вывод из эксплуатации блоков АЭС первого и второго поколения, не соответствующих требованиям безопасности, модернизация и реконструкция действующих объектов, захоронение радиоактивных отходов и др.).

На протяжении последних 15-ти лет происходят повторяющие инциденты, по которым атомная энергетика России не в состоянии выработать комплекс предупреждающих мероприятий по их не повторяемости. Так, например, общее число замененных парогенераторов на АЭС с реакторами типа ВВЭР-1000 составляет уже величину более 30 штук. Последняя замена всех парогенераторов была произведена на втором блоке Балаковской АЭС в 1999 г., так что общий ресурс их работы составил величину всего 12 лет при проектной 30 лет (Для справки: причем такая же ситуация с парогенераторами имеется и на судовых-корабельных ЯЭУ).

На сегодня ни одна из действующих АЭС не имеет процедурно законченного обоснования безопасности, содержащего выводы о состоянии безопасности и анализ возможных последствий нарушений эксплуатации энергоблоков» (Кузнецов, 2001, с.3-5)

В проекте ПАЭС, к сожалению, «в полной мере» использована ошибочность требований и положений нормативной документации, касающихся трактовки развитых свойств самозащищенности реактора, определения минимальных размеров территории санитарно-защитной зоны (СЗЗ), планов мероприятий по защите населения при запроектных авариях. В итоге территория СЗЗ в проекте оказалась в пределах, ограниченных по периметру бортом судна ПАЭС. Эта граница СЗЗ определена, по всей видимости, не корректно. Подтверждается это тем, что присущие реактору установки КЛТ-40С коэффициенты реактивности по температуре теплоносителя, ядерно-делящегося материала в активной зоне реактора и его нейтронной мощности имеют отрицательный знак лишь при увеличении этих параметров («естественным» образом препятствуют увеличению мощности реактора). В режимах противоположного характера (при снижении мощности реактора, температуры компонентов активной зоны) эти коэффициенты реактивности, «естественным» образом приобретая положительный знак, уже обуславливают высвобождение реактивности, препятствуя снижению мощности реактора. Особенно интенсивно, то есть, опасно высвобождается реактивность в реакторе в аварийных режимах, приводящих к интенсивному расхолаживанию теплоносителя и других компонентов активной зоны. Наиболее опасной является авария, связанная с максимальным по сечению разуплотнением второго контура.

В проекте ПАЭС данное обстоятельство подтверждено результатами расчетов для случая разгерметизации второго контура в виде разрыва паропровода с Дэкв ~ 250 мм. При этом сделан вывод, что скоростная эффективность вводимых в активную зону стержней КГ оказывается недостаточной для компенсации высвобождающейся реактивности, то есть, для ограничения роста мощности реактора. Мощность реактора к 12-й секунде достигает значения уставки срабатывания аварийной защиты по превышению мощности реактора.

Следовательно, вопреки утверждениям разработчиков о надежной безопасности реактора со «свойствами внутренней самозащищенности зоны» при некоторых авариях наиболее опасным становится именно реактор. Кроме того, проектом также предусмотрены негерметичность защитной оболочки реакторной установки (утечка порядка 1% от объема по газу в сутки) и вентиляционная труба, обеспечивающая выхлопы поступивших из защитной оболочки радиоактивных газов и аэрозолей как при нормальной эксплуатации, так и при авариях с «доставкой» их воздушными потоками далеко за пределы борта судна ПАЭС. Вышеуказанное позволяет утверждать, что границы санитарно-защитной зоны должны быть расширены и в проекте должны быть предусмотрены планы мероприятий по защите населения для случая запроектной аварии и организационно-техническое их обеспечение. Должны быть и пункты управления запроектными авариями.

Как видно из приведенных выше данных, конструкторы реакторной установки КЛТ-40С и проектанты плавучей АЭС не добавили ничего принципиально нового к системам безопасности реактора, не повысили эффективность уже существующих систем. Вместе с тем, внедренные ими РЭДы в систему управления и защиты реактора усугубили опасность реактора и обусловили несоответствие этой системы важнейшим требованиям НД, касающимся ядерной безопасности АЭС. Поэтому трудно согласиться с утверждением проектантов (Ходатайство…, 1997, стр. 25), что вероятность тяжелого повреждения активной зоны составляет менее 10-5 на реактор в год, а вероятность предельного аварийного выброса радиоактивных продуктов — менее 10-7 на реактор в год (то есть ниже, чем у самых лучших наземных АЭС).