Главная
страница 1страница 2страница 3страница 4страница 5страница 6
Раздел 5 Строительные решения 210015.0000002.00506.510-КТ.0501
В пояснительной записке отсутствует анализ эксплуатационной документации 1-4 блоков Балаковской АЭС, в частности, анализ изменения гидрогеологической обстановки, анализ и выявление причин сверхнормативных неравномерных осадок РО, анализ причин и оценка способа регулирования крена РО и т.п.;

В проекте не предложены технические решения по ликвидации одной из самых актуальных проблем эксплуатации 1-4 блоков - снижению осадок и кренов фундаментов. В результате доработки проекта строительства 2-ой очереди предусмотрено возведение дополнительных конструкций обстройки, увеличивающих общий вес здания РО, что приведет к увеличению давления на грунт основания и, следовательно, к увеличению осадок, хотя в пояснительной записке (том 5.1, лист 9) указана величина среднего давления на грунт основания 0,5 МПа (5 кг/см2), такое же как и в проектах 1-4 блоков. В условиях эксплуатации Балаковской АЭС вероятность появления неравномерных осадок и крена фундамента не ниже, чем для существующих 1-4 блоков.

Таким образом, технические решения, принятые в проекте строительства 2-ой очереди Балаковской АЭС, приведут к увеличению неравномерных осадок и крена фундамента РО, что может стать причиной отказа работы системы безопасности реактора при достижении величиной крена критического значения.
«Отчет по определению технического состояния зданий и сооружений энергоблока № 5», выполненного ЗАО «Триада-Холдинг» в 2005 г.
По материалам обследования строительных конструкций (с учетом требований РД 22-01-97) выявлены следующие недостатки:

- в отчете отсутствует утвержденная программа обследований;

- в отчете отсутствуют сведения, подтверждающие квалификацию специалистов, проводивших обследования;

- вызывает сомнение достоверность результатов определения прочности бетона монолитных железобетонных конструкций РО, т.к. проведены исследования бетона повышенной поверхностной влажности, что противоречит требованиям проведения подобных измерений;

- отсутствуют результаты инструментального определения свойств металла конструкций каркаса машзала, необходимые для оценки их технического состояния; приведенное в отчете замечание о толщине слоя коррозии металлических конструкций 0,1-0,2 мм вызывает сомнение, поскольку известно, что средняя скорость коррозии стали в условиях эксплуатации на открытом воздухе составляет 0,1 мм/год;

- в дефектной ведомости отсутствует классификация дефектов и повреждений по категории их опасности;

- в материалах обследований отсутствует оценка технического состояния конструкций;

- предложенные в рекомендациях мероприятия по проведению ремонтно-восстановительных работ имеют формальный, декларативный характер и не могут быть эффективными; наличие неконкретных рекомендаций в условиях доработки проекта частично построенного здания объясняется отсутствием у разработчиков проекта в момент принятия решений результатов обследований строительных конструкций и оценки их фактического состояния.

Таким образом, результаты проведенного обследования выполненного ЗАО «Триада-Холдинг» в 2005 г. существующих строительных конструкций 5 блока Балаковской АЭС недостаточны для оценки их технического состояния и могут привести к ошибкам при выборе технических решений по повышению их надежности.

Кроме этого, необходимо отметить следующие обстоятельство, что в качестве организации проводившей комиссионное обследование была приглашена фирма ЗАО «Триада-Холдинг, ранее не проводившая подобных работ и не имеющая опыта работ на объектах использования атомной энергетики.

Ответ на поставленное замечание крайне важно, в связи с тем, что строительство энергоблока № 5 было официально прекращено в 1990 г. (прика­з Министра атомной энергетики и промышленности СССР В.Ф.Коновалова № 576 от 07.08.90 г. «О консервации строительства энергоблоков №№ 5, 6 (2-я очередь строительства) Балаковской АЭС»), а работы по консервации строительных конструкций были проведены не в полном объеме и находились все это время (15 лет) под постоянным воздействием атмосферного воздуха. В таких условиях, важно определить в каком состоянии находятся строительные конструкции и смонтированное оборудование (или хранящиеся на промплощадке). Ответ на поставленный вопрос имеет решающее значение с точки обеспечения ввода в эксплуатацию энергоблока № 5. В качестве возможных исполнителей таких работ по оборудованию можно было бы предложить использовать возможности ЦНИИТМаш, НПО «Прометей», РНЦ «Курчатовский институт», ВНИИАМ, ИМАШ РАН и др.
Книга 1 - «Отчеты по ВАБ 1 уровня Тома 7.1, «Раздел 7 Вероятностный анализ безопасности» «Проекта... (доработки)» 2-й очереди Балаковской АЭС
Л.9, раздел 1 «Цели и объем анализа».

Отчет по ВАБ-1 разрабатывался для достижения следующих целей:

- показать, что оцененное среднее значение частоты повреждения активной зоны (ПАЗ) реактора не должен превышать величину 1,0*Е(-4) на реактор в год;

- оценить эффективность новых по сравнению с действующими АЭС проектных решений для снижения частоты ПАЗ.

Указано также условие, что «В качестве эксплуатационного состояния рассматривалась работа блока на мощности».

Принятие указанного условия не есть наиболее опасный «исходный» режим работы блока. Начальный этап расхолаживания блока является более опасным эксплуатационным режимом, при котором возникновение какого-либо ИС может обусловить более тяжелые последствия;

Л.10, 2-й абзац сверху. Не правомерно исключено из перечня ИС событие, связанное с разрывом коллектора ПГ;

Л.12, раздел 2 «Краткая характеристика проекта энергоблока 5 Балаковской АЭС». Из текста следует, что по сравнению с блоками 1÷4 станции в проекте блока № 5 реализован ряд новых решений, повышающих, как утверждается в «Проекте…», уровень безопасности блока.

К таким решениям отнесены:

1) Реализация «принципа совмещения» систем САОЗ высокого и низкого давления, спринклерной системы и системы охлаждения БВ в системе аварийного и планового расхолаживания и охлаждения БВ;

2) Применение системы пассивного отвода тепла (СПОТ), выполняющей функцию длительного отвода остаточных тепловыделений от активной зоны через второй контур по замкнутому циклу;

3) Применение системы гидроемкостей 2-й ступени, выполняющей функцию поддержания запаса теплоносителя в активной зоне при течах из 1-го контура;

4) Установка общеблочного дизель-генератора и подключение к нему системы нормального отвода тепла через второй контур:

- системы вспомогательных питательных насосов (ВПЭН);

- системы подпитки деаэраторов хим. обессоленной воды;

5) Установка изолирующих задвижек на паропроводах перед БРУ-А;

6) Установка отсечных задвижек вместо обратных клапанов после быстро запорных отключающих клапанов (БЗОК) перед главными предохранительными клапанами (ГПК) на паропроводах от ПГ;

7) Снижение напора насосов системы аварийного и планового расхолаживания и охлаждения бассейна выдержки до 7,84 МПа;

8) Введение автоматического сигнала течи из 1-го контура во 2-й контур и автоматических алгоритмов управления с использованием этого сигнала следующими действиями:

- Перекрытие подачи питательной воды в каждый аварийный ПГ;

- Закрытие БЗОК и отсечной задвижки на аварийном ПГ при наличии этого сигнала и снижения давления в 1-м контуре 8,0 МПа;

- Закрытие БРУ-А и изолирующей задвижки на аварийном ПГ при наличии этого сигнала и снижения давления в 1-м контуре 8,0 МПа;

9) Изменение конструкции теплоизоляции 1-го контура, предотвращающей загрязнение бака-приямка;

10) Изменение конструкции бака-приямка для предотвращения отказа теплообменников и насосов системы аварийного и планового расхолаживания;

11) Применена система аварийной защиты реактора с органами регулирования (ОР) СУЗ в количестве 121 шт.

Для дальнейшего рассмотрения раздела 1 «Цели и объем анализа» необходимо учесть и другие новые решения, повышающие, как утверждается в «Проекте…», уровень безопасности достраиваемых блоков станции, но не указанных в этом разделе. К таким решениям относятся:

12) система быстрого ввода бора, позволяющая вводить водный раствор бора в реактор при любом давлении теплоносителя в 1-м контуре под действием перепада давлений на патрубках каждого ГЦН как при номинальных оборотах, так и в процессе его выбега;

13) Струйные насосы в системах аварийного охлаждения активной зоны;

14) Система аварийного газоуда­ления;

15) Увеличение объема и веса гидроемкостей;

16) Увеличение высоты и веса реакторного отделения до 56 метров;

17) Увеличение диаметра и веса парогенераторов.

После завершения перечней принятых решений уместно отметить, что остались неизменными «опорные» характеристики заложенных фундаментных плит под контейнменты реакторных отделений (РО) достраиваемых блоков станции. Опыт сооружения и эксплуатации блоков 1-й очереди Балаковской АЭС, равно как и Калининской АЭС показал неустойчивость контейнмента их блоков. У каждого контейнмента для снижения скорости и величины образования кренов, векторы которых «гуляли» по азимуту, в дополнение к техническим проектам блоков станций на периферийных выступах фундаментных плит были сооружены тяжелые противовесы. Они, потребовавшиеся как «мобильные» вокруг контейнмента, стали составной частью обслуживаемого и управляемого оборудования РУ, обеспечивающего необходимую вертикальность оси корпуса ядерного реактора. Это необходимо для обеспечения надежного проектного перемещения «механических» ОР СУЗ АЗ в активной зоне реактора;

Противовесы, о которых указано выше, оказались устройствами, важными для безопасности, но не введенными в перечень таковых систем и не учитываемыми в «Проекте…» для оценки качества сооружения РУ в части пространственного размещения ядерного реактора, ПГ и 1-го контура в целом.

Из расширенного перечня новых решений (см. выше) следует, что реализация решений, указанных в пунктах 2, 3, 5, 6, 9, 12, 13, 14, 15, 16 и 17 существенно увеличит суммарный вес РУ с контейнментом. Это обусловит еще большее превышение фактическими скоростями и величинами осадок и кренов их проектных значений для контейнментов РО достраиваемых блоков.

Таким образом, в «Проекте…» не обоснована безопасность достраиваемых блоков, под РУ и контейнментом которых будут оставлены неизменными площадь фундаментной плиты, свойства и характеристики грунта под этой плитой.

Необходимо отметить, что фактические осадки контейнмента каждого блока указанных выше станций превысили проектные значения и оказались неуправляемыми. Однако эти факты не показаны в «Проекте.

Не показаны также прогнозные осадки и крены контейнментов в перспективе на весь период эксплуатации этих блоков.

В «Проекте…» отсутствует соответствующее многоплановое обоснование безопасности, т.е., в совокупности с качеством сооружения РУ блоков 2-й очереди Балаковской АЭС, при неизбежных запроектных величинах кренов и осадок контейнментов РО достраиваемых блоков станции;

В составе 1-го контура разработчиком РУ В-392Б предусмотрено внедрение системы быстрого ввода бора (см п. 12 реализованных решений);

Внедрение указанной системы быстрого ввода бора, как не апробированной прежним опытом или испытаниями, обуславливает несоответствие «Проекта…» положению, указанному в пункте 1.2.5 ОПБ-88/97;

Реализация решений, указанных выше в пунктах 1, 5, 6, 13, 14, как не апробированных их прежним опытом или испытаниями, также обуславливает несоответствие «Проекта…» положению, указанному в пункте 1.2.5 ОПБ-88/97;

С учетом реализации решения, указанного выше в пункте 16 «Увеличение диаметра и веса парогенераторов», в «Проекте…» возникла неопределенность, которая заключается в неизменности абсолютной величины нормальной и предельно допустимой скоростей изменения температуры теплоносителя 1-го контура (30 ºС/час и 60 ºС/час соответственно), в то время как для ПГ, ставшего более «толстостенным», с целью обеспечения принятого для остального оборудования 1-го контура допустимого числа циклов указанные скорости изменения температуры теплоносителя в 1-м контуре, по-видимому, должны быть уменьшены. В связи с этим обстоятельством должны быть установлены пределы и условия безопасной эксплуатации РУ с такими ПГ в части указанных скоростей изменения температуры теплоносителя в 1-м контуре и регламентного числа циклов на период эксплуатации РУ. К тому же отсутствует обоснование безопасности эксплуатации достраиваемых блоков станции с учетом увеличения диаметра ПГ.

Применение ПГ с увеличенным диаметром и весом по сравнению с ПГ в РУ проекта В-320 в составе РУ достраиваемых блоков обусловило несоответствие «Проекта…» положению, указанному в пункте 1.2.5 ОПБ-88/97, поскольку этот ПГ не подтвержден опытом эксплуатации прототипов. Соответственно в «Проекте…» не обоснована безопасность эксплуатации РУ с указанными ПГ достраиваемых блоков также в режимах с реализацией скоростей изменения температуры теплоносителя в 1-м контуре, превышающей, например, в 30 раз предельно допустимую температуру 60 ºС/час. «Проектом…» не предусмотрены технические меры, исключающие при авариях и отказах в системах 2-го контура, а также в режимах нормального расхолаживания РУ реализацию динамики изменения температуры теплоносителя в 1-м контуре, превышающей предельно допустимую величину 60 ºС/час.

Таким образом, из «Проекта…» не следует, что каждая РУ достраиваемых блоков станции будет соответствовать пункту 2.5.3 ПБЯ РУ АС-89.

В «проекте…» не показано, что должно следовать при эксплуатации РУ после режима, при котором в процессе планового расхолаживания блока или при разуплотнении 2-го контура РУ предельно допустимая скорость снижения температуры теплоносителя, принятая «не более 60 ºС/час», будет превышена.

Указанная недоработка в «Проекте…» с учетом вышеуказанного чревата тяжелым радиационным воздействием на население и окружающую среду, сопоставимым с последствиями катастрофы на 4-м блоке ЧАЭС, поскольку техническими средствами не исключается неизбежное превышение предела «не более 60 ºС/час» и это может обусловить разрыв корпуса ядерного реактора, в то время как «Проектом…» предусмотрены защитные мероприятия вокруг блока № 5 на территории с радиусом лишь в 1 км. Это проектное ограничение не имеет каких-либо обоснований даже с учетом того, что в «Проекте…» показана искусственная, к тому же не соответствующая действительности вероятность этого события, не превышающая величину 10*Е(-7) на реактор в год.

Обоснование:

Примечание (*) к пункту 1.2.12 ОПБ-88/97 разрешает не включать в перечень ИС «разрывы корпусов оборудования и сосудов, изготовление и эксплуатация которых осуществляется в соответствии с самыми высокими требованиями федеральных норм и правил в области использования атомной энергии». Это же распространено и на корпус ядерного реактора. Вместе с тем, как следует из этого «разрешения», ссылка на соблюдение норм и правил по сути своей не состоятельна, ибо люди могут изготовлять и эксплуатировать не всегда в соответствии с нормами и правилами. Далее, нет каких-либо гарантий в России и тому, что при изготовлении корпуса ядерного реактора, равно как и ПГ, не будут нарушены такие же высокие требования норм и правил;

В последнем абзаце на Л.12 и далее на Л.13 приведен перечень систем, включенных в вероятностную модель ВАБ-1, из которого следует, что упущена из рассмотрения система быстрого ввода бора, в то время как она может быть опасной для РУ;

На Л.14 в предпоследнем абзаце указано, что изменение конструкции теплоизоляции первого контура и изменение конструкции фильтрующих устройств бака-приямка позволило исключить из модели отказ САОЗ вследствие загрязнения бака-приямка. Однако вблизи ГЦК находятся и под действием струи истечения теплоносителя 1-го контура через возможный разрыв его трубопровода и летящих фрагментов окажутся паропроводы ПГ, трубопроводы 3-го контура и других систем, имеющих традиционную теплоизоляцию. Стало быть, даже оснащение бака-приямка новыми фильтрующими устройствами не дает основания надеяться на сохранение работоспособности САОЗ. Т.е., исключение из модели отказа САОЗ в «Проекте...» не обосновано;

Л.148, подраздел 3.14 «Моделирование аварийных последовательностей для ИС с течью второго контура в не изолируемой от ПГ части (NIP)»:

В пункте 3.14.1 «Характеристика исходного события» для ИС, связанных с разрывом напорного трубопровода питательной воды, или паропровода одного ПГ в не отсекаемых от ПГ участках, дано описание формирующихся сигналов течи, процесса изолирования этого ПГ посредством БЗОК и отсечной арматурой от ГПК и насосов нормальной и аварийной подачи питательной воды, а также «сборки» схемы обеспечения отвода тепла от реактора. По этой аварии:

а) не приведены сведения о продолжительности во времени формирования аварийного сигнала, который должен инициировать начало глушения реактора стержнями аварийной защиты СУЗ;

б) нет данных о продолжительности времени, в течение которого сформируется управляющий сигнал для срабатывания БЗОК;

в) не указаны интервалы времени, в течение которых «закроются» этот БЗОК и изолирующие клапаны в трубопроводах подачи питательной воды в ПГ;

г) нет данных о величине и скорости снижения средней температуры теплоносителя 1-го контура в интервале времени от момента разрыва паропровода или трубопровода питательной воды до полной изоляции аварийного ПГ от коммуникаций 2-го контура;

д) нет ни слова, ни каких-либо данных (например, графических) о том, что будет в указанный интервал времени и далее по времени с уровнем мощности и реактивностью в активной зоне ядерного реактора;

е) нет данных о том, окажется ли достаточной поглощающая способность 121 шт. ОР СУЗ после срабатывания их по сигналу «АЗ» для «подавления» интенсивно высвобождающейся реактивности при быстром снижении средней температуры теплоносителя 1-го контура и компонентов активной зоны реактора;

ж) нет данных об интервале времени, в течение которого указанные ОР СУЗ будут полностью введены в активную зону реактора;

з) не указано, требуется или нет в этот момент интенсивный ввод в реактор раствора бора с высокой его концентрацией;

и) нет данных о том, будет ли при этом неуправляемый рост мощности реактора в сочетании со спадом подачи теплоносителя через него посредством ГЦН в режиме «выбега».

И т.д.

По физике реактора ВВЭР-1000 поведение реактивности в нем при рассматриваемой аварии является чрезвычайно опасным. В указанной выше книге В.А. Сидоренко «Вопросы безопасной работы реакторов ВВЭР» (стр. 182-185) для ВВЭР-1000 приведены графические данные, из которых следует, что в первые 5 секунд после разрыва паропровода ПГ средняя температура теплоносителя в 1-м контуре снизится на ~ 10ºС. Из этого следует, что скорость изменения температуры составит ~7200ºС/час. В последующие 18 секунд произойдет снижение этой температуры еще на 50ºС. Скорость ее снижения будет ~10000ºС/ч3.



Опасность рассмотренной ядерной аварии также требует тщательного рассмотрения сопутствующей опасности, обусловленной при этом высокими скоростями спада температуры теплоносителя 1-го контура. На 182 странице книги В.А. Сидоренко указал: «Основная опасность разрывов во втором контуре связана с резким увеличением отвода тепла из первого контура, приводящим к глубокому и быстрому его охлаждению. Большая скорость охлаждения может вызвать повреждения наиболее крупного и толстостенного оборудования: корпуса реактора, корпуса парогенераторов и насоса из-за термических напряжений». Необходимо отметить, что В.А.Сидоренко является член-корреспондентом АН СССР и работает в РНЦ «Курчатовский институт» в должности зам директора при этом являясь одним из ведущих специалистов в этой области. Однако, даже он в своей книге, существенно смягчил графиками на рисунке 2.48 (стр. 184) «Изменение средней температуры и давления в первом контуре при разрыве главного парового коллектора реактора ВВЭР-1000 (при срабатывании АЗ первого рода)» и на рисунке 2.49 (стр. 185) «Изменение тепловой мощности реактора ВВЭР-1000 (от номинального значения) при разрыве главного парового коллектора». Он для показа более «мягкой» динамики изменения параметров теплоносителя и тепловой мощности реактора совместил момент разрыва ГПК со срабатыванием АЗ первого рода. Акцентировал внимание на изменении средней температуры теплоносителя в 1-м контуре, в то время как состоится процесс интенсивной (посредством ГЦН) подачи теплоносителя, более интенсивно охлаждаемого в аварийном ПГ, в виде «холодного языка» только в сектор активной зоны, находящейся «в ведении» этого ПГ. Какое-то перемешивание этого «языка» с более горячим теплоносителем после «нормальных» ПГ будет происходить лишь в верхней камере смешения. Так что, будут иметь место в активной зоне реактора более интенсивное локальное (в ее секторе) высвобождение реактивности, более интенсивное изменения температуры теплоносителя 1-го контура в аварийном ПГ, в трубопроводе ГЦК, в ГЦН и в патрубке реактора этого ПГ по сравнению с указанными выше ~7200 ºС/час и ~10000 ºС/ч, полученные из темпа спада лишь средней температуры теплоносителя 1-го контура.

Ограничиваясь приведенным рассмотрением аварии, связанной с разрывом главного паропровода для «Проекта... (доработки)», необходимо отметить:

В «Проекте…» закамуфлированы процессы тяжелейшей ядерной аварии, в процессе которой она быстро может трансформироваться в катастрофу с непредсказуемыми последствиями в случае разрыва корпуса ядерного реактора;

В «Проекте…» не показано, что любые разуплотнения 2-го контура, включая преднамеренные (срабатывания БРУ-А, БРУ-К) по сигналам защиты 2-го контура от превышения давления, при прекращении отбора пара на Турбогенераторы, всегда обуславливают высокие скорости изменения температуры теплоносителя 1-го контура, которые могут обусловить разрушение корпусов реактора или другого оборудования ГЦК.

Л.234, раздел 6 «Анализ результатов и оценка проекта».

В подразделе 6.1. «Качественная оценка безопасности» (нижний абзац) содержится вывод об обеспечении в «Проекте...» блока № 5 «соответствия основополагающим инженерным принципам современной концепции глубокоэшелонированной защиты...» с учетом принципа единичного отказа, и т.д. Однако сопоставляться «Проект...» должен не с концепцией, а с требованиями комплекта НД по АЭС, включая действующие ОПБ и ПБЯ. Кроме того, наличие ряда несоответствий этим нормам и правилам, принятых неприемлемых условий для вероятностного анализа, позволяет считать, что рассмотренный вывод не корректен;

На Л.Л.236, 237, повторен перечень новых решений, на которые сделана ссылка в обоснование получившегося снижения частоты ПАЗ по всем ИС, однако в нем не указана система быстрого ввода бора в реактор, безопасность которой для РУ не обоснована в «Проекте...»;

Л.238, раздел 7 «Выводы и рекомендации». Краткая оценка некоторых пунктов раздела 7:

В пункте 4 отмечено, что «Относительно большой вклад в значение частоты ПАЗ вносят ошибочные действия персонала». Этот вывод вряд ли изменится и при разработке ВАБ на стадии окончательного отчета по обоснованию безопасности с детальными анализами надежности персонала на основе эксплуатационной документации. Опуская неопределенность в том, что сама по себе эксплуатационная документация состоит из регламентов, инструкций и оперативной документации (оперативные журналы, ведомости для регистрации параметров, акты расследования неблагоприятных ситуаций и др.), необходимо отметить, что лишь последняя может как-то свидетельствовать об ошибках персонала. Есть основание полагать, что:

Указанный вывод подтверждает неприемлемость исключения из перечня ИС разрыв корпуса ядерного реактора, поскольку при эксплуатации достроенных блоков Балаковской АЭС неизбежны нарушения «самых высоких требований» регламента и инструкций.

Указанный вывод подтверждает неприемлемость исключения из перечня ИС разрыв корпуса ядерного реактора даже без учета того, что в рассмотренном томе 7.1 ВАБ-1 оказался не учтенным важнейший фактор обеспечения безопасности при эксплуатации АЭС – это качество эксплуатационной документации.

Обоснование:

В большинстве из всех состоявшихся при участии эксперта проверках состояния ядерной и радиационной безопасности вводимых в эксплуатацию и работающих блоков отечественных АЭС обнаруживались многочисленные ошибки и несоответствия проекту, нормам и правилам инструкций по обслуживанию РУ, систем безопасности, технологических регламентов эксплуатации блоков АЭС. Недостаточное качество этой документации было и остается системным, поскольку инструкции и регламенты разрабатывались и продолжают разрабатываться персоналом строящихся АЭС, а не разработчиками РУ и Генеральным проектировщиком станции, более досконально знающие проекты РУ, другого оборудования, систем безопасности и АЭС в целом. Они ограничивались лишь согласованием эксплуатационной документации, исполненной персоналом АЭС, менее осведомленным об особенностях, «деталях» и требованиях проектной документации. Из этого следует, что выполненный ВАБ без учета качества эксплуатационной документации является и всегда будет не состоятельным, поскольку конкретная эксплуатационная документация с неизбежными недопустимыми недостатками появится лишь на пускаемых блоках АЭС
Книга 2 – Приложение В (210015.0000002.00506.510-КТ.0701.02) Тома 7.1 – ВАБ 1 уровня, «Раздел 7. Вероятностный анализ безопасности»
По разделу 1 «Отбор и группировка исходных данных»:

Л.7. п.1.1. В перечне эксплуатационных режимов не учтен наиболее ядерно-опасный режим – останов блока. Это упущение не приемлемо и сводит к бесполезности всех томов, книг и разделов с вероятностным анализом безопасности рассматриваемого «Проекта…». Обоснование:

Назидательны, в том числе посредством положений действующих ПБЯ (п. 5, пп. 1.4, 2.4, 3.4, 4.4 Приложения к ПБЯ) и ОПБ (пп. 4.1.7, 13), утверждения разработчиков ядерных реакторов типа ВВЭР и других типов, об их «внутренней само защищенности», якобы обеспечивающей безопасность реакторов. Эти утверждения справедливы лишь для режимов, связанных с увеличением мощности реактора, температуры теплоносителя, появлением в нем пара. При этих режимах реактивность активной зоны ядерного реактора снижается. Вместе с тем, в режимах расхолаживания эти утверждения уже бессмысленны, поскольку такие реакторы, как, особенно, ВВЭР-1000, становятся наиболее опасными компонентами РУ АЭС. При уменьшении мощности этого реактора и других параметров в первую очередь в активной зоне ядерного высвобождается реактивность, в связи с этим должно быть обеспечено надежное и своевременное подавление монотонно и стремительно восстанавливающейся надкритичности в его активной зоне.

При расхолаживании могут быть превышены проектные как «нормальная» (30 °С), так и предельная допустимая (60 °С) скорости снижения температуры теплоносителя в 1-м контуре и соответственно толстостенного «металла» корпусов реактора, ПГ, трубопроводов ГЦК. Бесспорным является то, что в случае если фактическая скорость снижения температуры этого «металла» превысить 60 °С, то потребуется обследование прочностных свойств указанных компонентов РУ и обоснование допустимого числа циклов с проектными скоростями изменения температуры теплоносителя на оставшийся период эксплуатации РУ АЭС.

Указанное выше превышение проектных скоростей изменения температуры теплоносителя может произойти при отказах устройств, оборудования 2-го контура РУ или из-за ошибочных или умышленных действий персонала. Факты этих превышений могут быть скрыты персоналом станций, как от директоров станции, так и от надзорных органов. Неизбежность реализации таких режимов и событий на достраиваемых блоках станции подтверждена опытом эксплуатацией;

Л.7. п.1.1, 4-й абзац сверху. Указано, что в перечень исходных событий (ИС) не включены наименования ИС, реализация которых не устранима какими-то мерами. К таким ИС относятся, например, затопление площадки Балаковской АЭС, падение на РО, здания ХСТ и ХОЯТ самолета с взрывом его горючего/боеприпасов, вредительство, терроризм и др. Однако без учёта таких событий вероятностный анализ безопасности не достаточен для обоснования безопасности достраиваемых блоков и станции в целом;

Л.8, 3-й абзац сверху. Указана озабоченность для проектных ИС разработкой вероятностных моделей протекания аварий для определения набора аварийных последовательностей и последующей оценки частот и размеров повреждения активной зоны. Однако конечная цель смысла этой озабоченности не показана.

По-видимому, эти данные должны сопоставляться с установленными в НД по безопасности АЭС соответствующими критериями и «автоматически» использоваться Ген/проектантом для доработки или коренной переработки ещё не «выпущенного» «Проекта...» с целью приведения этих «частот» и «размеров» в допустимые пределы. Стало быть, вероятностные модели должны быть «инструментом» для проектирования безопасной АЭС. Составной частью проекта должен быть ВАБ, который уже обосновывает соответствие «Проекта...» нормативным критериям вероятностей.

Как пример использования результатов анализа имеется пункт 2.4.10 ПБЯ РУ АС-89. В нем определен критерий для системы контроля и управления РУ – не должно быть опасных для РУ реакций этой системы «на возможные неисправности и отказы в ней». И проект РУ должен содержать такой анализ как обоснование безопасности этой системы для РУ. Мало того, в этом пункте указано, что в случае выявления в процессе эксплуатации опасных реакций в этой системе должна быть остановлена РУ и приняты технические меры по их исключению с внесением изменений в проект.

Л.8, 5-й абзац сверху. Указано, что в качестве ошибочных действий персонала, приводящих к возникновению ИС, рассматриваются не качественное или неполное проведение операций по техническому обслуживанию оборудования и ошибки операторов на БЩУ. Из этого следует, что искусственно приняты для анализа наименее опасные для РУ АЭС действия (халатность, лень, ошибки) персонала:

- Операторы БЩУ «окружены» сигнализацией, взаимно контролируются, и системы управления РУ могут быть спроектированы с "нейтрализацией" "действий дурака";

- Некачественное и неполное проведение операций по техническому обслуживанию оборудования могут быть исключены дублирующим контролем, полномасштабными испытаниями и оснащением «ответственного» оборудования автоматической системой тотального контроля с сигнализацией готовности оборудования к проектному функционированию.

В дополнение к указанным действиям персонала могут иметь место злой умысел, террористический акт со стороны кого-либо из персонала или из посторонних лиц. С тем чтобы обусловить наитяжелейшие последствия от террористических актов «11 сентября» в США, террористы прошли необходимую подготовку и «устроились» за штурвалами самолетов. Разрушение башен-близнецов с людьми в городе Нью-Йорке – это тяжелая катастрофа для США, однако разрушение реакторной установки, аналогичное в какой-либо мере разрушению блока № 4 ЧАЭС, окажется катастрофой с длительным причинением ущерба здоровью миллионам живущего и последующих поколений людей, с причинением навсегда обширного ущерба среде обитания.

В настоящее время разработчики РУ, их систем безопасности и проектировщики блоков АЭС с целью обеспечения радиационной и ядерной безопасности станции обязаны тщательно проанализировать свои проекты, выявить наиболее уязвимые для РУ, ХОЯТ и ХСТ особенности конструкций, функций систем и оборудования, компоновочных решений, организации проведения технологических операций. По результатам такого анализа они должны скорректировать разрабатываемый проект так, чтобы полностью исключить реализацию злого умысла или террористического акта, как со стороны персонала, так и посторонними лицами. Если окажется, что проектом АЭС невозможно исключить акции террористов с катастрофическими последствиями, то сооружение таких станций должно быть исключено в принципе. На АЭС нет «мелочей» в неполадках и организации работ, так как даже малозначимое исходное событие может обусловить катастрофу.

Стало быть, принятые в разделе 1 «идеология», принципы отбора и группировки ИС и цель разработки вероятностных моделей предопределяют неполноту, «легкость» скомплектованных групп ИС в раздела 7 «Проекта...» Из него не может следовать вывод о достаточности обоснования безопасности достраиваемых блоков Балаковской АЭС.

Л.22. Предпоследний абзац. Исключение из перечня групп ИС разрыва коллектора ПГ полным сечением со ссылкой на отчет по ВАБ для Тяньваньской АЭС, прошедшим экспертизу МАГАТЭ, неправомерна, т.к. выполнена для другого проекта и заинтересованной организацией.


Раздел 12: Охрана окружающей среды. Том 1 кн. 1,2. 210012.0000002.0506.510-КТ. 12.01, 210015.0000002.00506.510-КТ.12.02
Раздел 3. Эколого-географическое описание
3.1. Климатические и аэрологические характеристики региона

3.1.1. Метеорологическая изученность.

Ввиду того, что на площадке размещения Балаковской АЭС метеонаблюдения до сих пор не проводятся, для получения расчетных гидрометеорологических данных проектантами взята авиаметеорологическая станция (АМГС) Балаково, функционирующая с 1967 г. и расположенная в 5 км к востоку от АЭС. Также использованы МС Ершов и МС Пугачев, в 60-70 км к югу и юго-востоку от АЭС, и ряд других станций без указания их репрезентативности.

Период осреднения метеоданных, по рекомендации ВМО, составляет не менее 20-25 лет.
Замечания:

Подраздел 3.1.3

1. Подраздел «Температура воздуха и почвы» выполнен некорректно. В табл. 3.1.2 сравниваются среднемесячные (в табл. ошибка – «среднегодовые») и среднегодовые t◦ воздуха МС Ершов за период 1901 … 1980 гг. (80 лет) и МС Пугачев (40 лет) и 2-х-летние с 2-х-летним периодом (1999 – 2000 гг.) озерной гидрометеорологической станцией (ОГМС) Балаково (в тексте проекта описка – ОГСМ). Неясно, прежде всего, что это за МС, та же, что АГМС Балаково, или другая ?

Почему сравниваются несравнимые периоды, противоречащие нормативным документам и рекомендациям ВМО – 80 и 40-летние и 2-х летние?

Вывод на с. 88 о репрезентативности «данных по t◦ воздуха за 2 года наблюдений по МС Ершов и ОГМС Балаково» неверен: в МС ЕРШОВ нет и не может быть данных за 1999-2000 гг., т.к. период наблюдений в Ершове был с 1901 по 1980 гг. Почему берутся только последние 2 года? Это противоречит НД, даже если t◦ МС Пугачев и неидентифицированной «ОГСМ Балаково» близки.

Данные табл. 3.1.2. указывают, что за последние 2 года произошла кардинальная перестройка климата: среднегодовая t◦ воздуха увеличилась на 2◦С (с 5◦С до 7◦С). Потепление на 2◦С – сомнительно, это означает перестройку экологических условий.

2. Почему для оценки климатических параметров для строительства взята МС Привольск, а не «репрезентативные» МС Ершов и АГМС Балаково? Куда вообще исчезла из текста АГМС, ближайшая к АЭС?

3. Почему приведена t◦ только поверхности почвы, и не приведено ее изменение по глубине до зоны промерзания (1,6 – 1,9 м)? Авторы правильно указывают: «Вследствие неоднородности поверхности почвы нередко температура почвы на расстоянии в несколько десятков метров имеет различия того же порядка, как при макромасштабных различиях на расстоянии в сотни километров (с. 91).

4. Рассчитанные (неизвестно, по какой методике) экстремальные t◦-ры воздуха повторяемостью 1 раз в 10000 лет вызывают сомнение. Период расчета близок к периоду голоцена (10-12 тыс. лет) и ни в устных, ни письменных источниках (см. Саратовская обл.) не встречаются максимальные t◦-ры в 55,0◦С и минимальные в минус 60,5◦С. Повторяемость экстремумов 1 раз в 10 тыс. лет не означает «через 10000 лет», они могут произойти и в 2006-2010 гг., к окончанию срока строительства 5,6 блоков Балаковской АЭС. Но в Проекте нет никаких комментариев, что же делать, если такие экстремумы, превышающие современные на +13◦С и -20◦С, наступят. С экологической точки зрения t◦maх +55 на берегу Саратовского водохранилища превышает биологическую восприимчивость многих животных и человека, полное выгорание растительности, катастрофическое возрастание испаряемости, резкое иссушение водоемов и спад уровня грунтовых и подземных вод, потерю плодородия почвы, и др. необратимые изменения. Минимальная t◦ минус 60,5◦С, теоретически достигаемая в январе-феврале, может влиять на работу оборудования АЭС и неприемлема для человека, живущего в средней полосе России.

5. Данные по многолетним рядам наблюдений по МС Ершов (80 лет) и МС Пугачев (40 лет) отличаются от данных 1999-2000 гг. по среднегодовым температурам не на 0,0 … 1,0◦С, а на (2-:-3) - 8◦С.

6. Непонятно, каким образом среднегодовая t◦ для площадки АЭС стала +5◦С (с. 89), тогда как в табл. 3.1.2 на с. 88 указана t◦ +7,4 - + 7,0◦С?


Подраздел 3.1.4. Влажность воздуха

Данные табл. 3.1.5. и текста на с. 92 противоречивы. Указаны максимальные значения влажности 81 … 86% для зимы и 53 … 54% - для конца весны и лета. Эти характеристики близки к влажностным параметрам засушливого континентального климата Среднего Поволжья. Но далее в тексте приведены данные по числу дней с влажностью не более 30% - 86 дней, и «не менее 80% в жаркое время суток – 107 дней», а относительная влажность для наиболее жаркой декады принимается 36%. Для станции Привольск приведены данные влажности в 82% и 45%. Все это существенно отличается от данных табл. 3.1.5. для МС Ершов и Пугачев. Отсутствуют данные по влажности по МС Балаково?


Подраздел 3.1.5. Ветровой режим

1. Приводимые в Проекте, как отмечают сами авторы, фактические данные о ветровом режиме по разным метеостанциям, противоречивы. Попытки проектантов оценить ветровой режим по средним месячным и среднегодовым данным нельзя признать удовлетворительными. Так, расчетная величина средней годовой скорости ветра для площадки Балаковской АЭС, полученная в Проекте – 5,5 м/с. Но в содержательном отношении она не раскрывает истинную картину ветрового режима. По данным табл. 3.1.9. и рис. 3.1.3, среднее число дней в году с сильным ветром (›8 м/с) составляет 151 день, из них ветров со скоростью ›15 м/с – 18 дней. Следовательно, почти половина дней в году приходится на усиленный ветровой режим (18-15 м/с).

2. В Проекте не приведены наблюденные значения максимальной скорости ветра для т.н. репрезентативных станций (МС Ершов, Пугачев, АГМС Балаково, Октябрьский городок, Саратов и др.). Говорится лишь о том, что Vmax для «МС Пугачев и Балаково отличаются незначительно» (с. 97). Но авторы Проекта рекомендуют в итоге принимать расчетные максимальные данные скорости ветра различной обеспеченности для площадки Балаковской АЭС по данным МС Ершов (27-31 м/сек за периоды 10 … 100 лет).

Данный вывод не подкрепляется сведениями табл. 3.1.10, по расчету Vmax. С учетом порывов ветра макс. скорость за период повторения 1 раз в Т лет (Т=1 год, 10000 лет) для МС Пугачев, Саратов, Безекчук за периоды повторяемости от 2500 до 10000 лет достигает 46-49 м/с, а не 27-28 м/с, как рекомендуется для площадки Балаковской АЭС, и что соответствует наблюденному значению (28 м/с) в феврале 1958 г. для МС Пугачев.

Опыт произошедших радиационных событий на Южном Урале (ветровая катастрофа на оз. Кара-Чай в 1966 г. и 1967 г.) показывает, что необходимо ориентироваться на вполне реальные, периодически происходящие в осенне-зимний период ураганные ветра Vmax 30-40 м/с и более.

3. Исходя из вышесказанного, отнесение Балаковской АЭС со ссылкой на СНиП 2.01.07-85 к III ветровому району с ветровым давлением 0,38 кПа является преждевременным и необоснованным фактическим материалом. Требуются дополнительные исследования ветрового режима, учет ураганных ветров как реальных факторов в системе радиационной безопасности, особенно для регионов Поволжья, где они известны из исторических источников и наблюдаются в действительности. Данные подраздела 3.1.13 «Аэроклиматические условия» (с. 111-116) и попытки расчетным путем оценить устойчивость атмосферы приводят к т.н. «нейтральной атмосфере» (между слабо устойчивой и неустойчивой) и не меняют вышесказанного.

3.1.8. – Необходимо привести сведения об основных выбросах промышленных предприятий г. Балаково для оценки коррозионной активности атмосферы. В Проекте даны лишь общие цифры выбросов SO2 и хлоридов.
3.1.9. Смерчи

Расчет вероятных параметров смерча в Проекте не приводится, даны только численные характеристики. Годовой уровень вероятности возникновения смерчеопасного события Ро=10-4 – величина произвольная и не может служить основанием ожидать смерч «через» 10 тыс. лет. О мероприятиях на АЭС в случае возникновения смерчей в проекте сведений нет.




3.1.11. Испарение

Нет расчетов изменения принятой в Проекте величины испарения 850 мм для акватории пруда-охладителя АЭС площадью 12,2 км2 для экстремальных засушливых периодов, указанных в 3.1.3.


3.1.12. Атмосферные явления

В Проекте совершенно отсутствуют какие-либо сведения о предупредительных мероприятиях защиты от неблагоприятных природных условий: туманов (93 дн.), метелей (60 дн.), гроз (42 дн.), градобития (6 дн.), гололеда и обледенения проводов и части конструкций (93 дн.), пыльных бурь (4 дн.), геологических процессов (дефляци, суффозия и др.), сильных засух и сильных морозов. Только в одно засушливое лето 1984 г. при пыльной буре продолжительностью несколько часов на распаханных полях у сёл Матвеевка, Николаевка образовались дефляционные котловины диаметром 30-40 м, реже – до 75 м, глубиной до 0,5 м. Общее число дней с неблагоприятными условиями для места размещения Балаковской АЭС – около 300, т.е. более 82% в году. Не ясно, кто из служб АЭС будет заниматься смягчением или ликвидацией возможных опасных экологических ситуаций, и будут ли они вообще учитываться: нет ни плана, ни даже перечня защитных мер.


Подраздел 3.2.1. – Геоморфологические и геологические условия

3.2.1.3.2 Экзогенные геологические процессы (с. 127-130)

1. В Проекте отсутствуют данные о проявлении на площадке АЭС процессов эрозии, дефляции, карста, суффозии; есть отрывочные данные только об абразии берегов Саратовского водохранилища, протекающей с очень высокой скоростью, даже для коренного берега у Балаковской АЭС в 1984 г. – 6-10 м (с. 128).

2. Не приведены данные об оползневых процессах на площадке АЭС, а также об эоловой аккумуляции и заболачивании.
Подраздел 3.2.1.4. Сейсмологические условия

В емком содержательном очерке о сейсмологических условиях района строительства Бал. АЭС делается важный вывод о неблагоприятном строении промплощадки Бал. АЭС по сейсмологическим свойствам (с. 135):

- наличие рыхлых отложений пестрого литологического состава с небольшой сейсмической жесткостью и резкими колебаниями мощностей;

- повсеместное и близкое к дневной поверхности залегания мощного (более 50 м) горизонта подземных вод;

- неблагоприятные свойства глинистых грунтов для фундаментов сооружений.

Балаковский узел-участок сочленения Волжского и Пугачевского разломов с плиоценовой Усть-Иргизской впадиной рассматривается как ближайшая к площадке АЭС (12 км) потенциальная зона возможных очагов землетрясений. Прогнозируется возможное землетрясение интенсивностью в эпицентре по шкале MSK-64 в 7 баллов.

В то же время говорится о том, что «Схема разломной тектоники района размещения Бал. АЭС и оценка современной активности конкретных структур будут учтены по результатам проводящихся в настоящее время дополнительных инженерных изысканий» (см. с.134 и с. 133 – рис. 3.2.1.2. – структурно-тектоническая схема района Балаковской АЭС и рис. 3.2.1.3. – геологическая колонка отложений под сооружением 2-ой очереди Бал. АЭС, с. 136). Следовательно, окончательное заключение о сейсмоопасности площадки Бал. АЭС можно дать только после предоставления материалов «проводящихся дополнительных инженерных изысканий».
Подраздел 3.2.1.5. Геологические, гидрогеологические и инженерно-геологические условия II очереди Балаковской АЭС
Гидрогеологические условия промплощадки АЭС

Из приведенных в Проекте результатов исследований выявляются три негативных аспекта влияния Балаковской АЭС на окружающую среду:



  1. Кроме повсеместно развитых двух водоносных горизонтов – верхнего, приуроченного к озерно-лиманным суглинкам, и нижнего, мощного аллювиального горизонта, - в процессе эксплуатации АЭС сформировался и продолжает формироваться в настоящее время новый, техногенный, водоносный горизонт. Он приурочен к насыпным и намывным грунтам, причиной его образования послужил подъем уровней подземных вод за время эксплуатации 1-4 блоков Бал. АЭС.

  2. Водоносный горизонт озерно-лиманных отложений генетически обусловлен общей техногенной причиной – обводнением озерно-лиманных суглинков из-за общего подъема уровней подземных вод на левобережье Волги в связи с созданием Саратовского водохранилища. Сформировавшийся водоносный горизонт до строительства Бал. АЭС был безнапорным, поверхность уровня находилась на глубинах 3-6 м, абс. отметки 28,5-29,5 м. После строительства и наполнения пруда-охладителя АЭС с НПУ-30 произошел подъем уровня горизонта до абс. отметок 29,5-30,2 м. Воды озерно-лиманных отложений стали напорно-безнапорными, что способствовало их гидродинамической связи с нижележащим аллювиальным, и вышележащим техногенным водоносным горизонтами.

  3. Воды техногенного горизонта (Qw), приуроченные к техногенным насыпно-намывным грунтам (пескам, супесям, суглинкам, глинам), которые в литологическом и фильтрационном отношении крайне неоднородны: коэффициент фильтрации изменяется в широких пределах от 0,5 до 10 м/сут; какой-либо закономерности в распределении техногенных вод не выявлено. Источниками их питания и формирования относительно устойчивого на территории промплощадки АЭС водоносного горизонта являются:

- потери из промышленных и хозяйственно-бытовых коммуникаций Бал АЭС;

- инфильтрация атмосферных осадков;

- перетекание вод из нижележащих горизонтов.

Разгрузка техногенных вод происходит непосредственно в пруд-охладитель и в дренажные системы. Вследствие установленной гидродинамической связи всех трех водоносных горизонтов между собой неизбежно должна происходить миграция радионуклидов и других загрязнителей АЭС в нижележащие озерно-лиманный и аллювиальный горизонты, а также в пруд-охладитель.

В Проекте какие-либо соображения и предложения по смягчению и последующей ликвидации опасной гидрологической ситуации отсутствуют. В частности, приводимая в Проекте (с. 139-140) констатация о коррозионной активности водовмещающих насыпных глин по отношению к углеродистой стали никак не обсуждается, остается на уровне констатации.

Следовательно, сложившаяся в результате эксплуатации 1-4 блоков Балаковской АЭС гидрогеологическая ситуация является опасной и требует серьезного дополнительного изучения и принятия превентивных мер по изоляции техногенного горизонта вод от других горизонтов и пруда-охладителя.


Физико-механические свойства грунтов

Отмеченная выше пестрота насыпного грунта и его обводненность обуславливают резкую неоднородность его физико-механических свойств и степень устойчивости к деформациям. По данным Проекта (с. 139-142), основанием «щебенчатой доломитизированно-известняковой "подушки" служат водонасыщенные отложения пойменной фации нижнехвалынского аллювия (dprQIIIhv1). Их прочностными и деформационными свойствами, как утверждают авторы проекта, определяется устойчивость существующих и проектируемых сооружений Бал. АЭС.

Определение модулей деформации отложений этой крайне неоднородной толщи отложений привело авторов Проекта к выводу, что «Фактические осадки реакторных отделений значительно превышают проектные» (с.142). Насколько значительно – фактические данные не приведены. Но в разделе 3.2.1.6 «Наблюдения за осадками оснований фундаментов и деформациями зданий и сооружений промплощадки» на следующей с. 143 делается отсылка к приложению 2 «Материалы инженерных изысканий» (в документации отсутствуют) и приводится итоговый вывод:

«Последствия осадок оснований фундаментов в результате принятых инженерных решений не оказывают влияния на окружающую среду» (с.143).

Этот совершенно бездоказательный вывод противоречит материалам Проекта и мнению авторов рассматриваемого раздела (см. с.142).

Значительное превышение фактических осадок по сравнению с расчетными, заложенными в Проекте (для реакторных отделений энергоблоков 1-4 – 21,3 см ± 4,8 см из-за разной мощности слоя суглинков старичной фации), объясняется, как считают авторы данного раздела Проекта, тремя основными причинами (с.142):

- завышена величина расчетного модуля деформации грунтов сжимаемой толщи;

- величина сжимаемой толщи в основании реакторных отделений значительно превышают принятую при расчете;

- методика расчета осадок, принятая по СНиП 11-15-74 не учитывает значительных нагрузок на основания, создаваемых такими тяжелыми сооружениями, как реакторные отделения АЭС.

Доводы проектантов нам представляются разумными. Действительно, анализ геологической колонки отложений под сооружениями II очереди (см. рис. 3.2.1.3), их литологического состава, гидрогеологических условий залегания отложений, их обводненности, исключительной пестроты физико-механических характеристик песков, глин, суглинков, супесей, пойменных и старичных фаций, неоднородных по составу, позволяет нам утверждать, что принятая генеральным проектировщиком мощность сжимаемой зоны в 21 м занижена. К сожалению, никаких конкретных данных о величинах расхождения между проектными и фактически наблюденными значениями в Проекте не приведено, и о характере «принятых инженерных решений», якобы исключившими последствия осадок оснований фундаментов, не сообщается.

В связи с этим вопрос об осадках остается открытым и требует дополнительного всестороннего рассмотрения.
Раздел 3.3. Водные экосистемы


  1. В подраздел «Режим уровня воды» рассуждения о максимальном уровне воды у площадки АЭС в 33,5 м, который якобы не превысит в экстремальных условиях планировочную отметку площадки 34,0 м, не вполне корректны. То же самое относится к случаю прорыва плотины Куйбышевского гидроузла с поднятием уровня воды в Саратовском водохранилище до 33,0 м. Во всех подобных случаях неизбежно произойдет резкий подпор горизонтов грунтовых вод, и площадка АЭС окажется в подтопленном состоянии. Никаких расчетов в Проекте не приведено, и о мероприятиях на случаи аварийного подтопления не говорится.

  2. Противоречивы сведения о водоеме-охладителе БалАЭС. На с. 208 указано: «Сброс воды в Саратовское водохранилище из водоема-охладителя Балаковской АЭС не осуществляется». На с.209: продувка водоема-охладителя в объеме 80х106 м3/год (2,54 м3/с) … выполняется равномерным в течение года контролируемым сбросом воды из охладителя в Саратовское водохранилище».

  3. Не указаны меры, способствующие активизации водного потока в зонах застоя (с.213) и точному установлению застойных зон, влияющих на экологическое состояние водоема-охладителя.

  4. В тексте много повторов, одни и те же данные переписываются по нескольку раз (см. 209, 215, 216, 213 и др.).

  5. Указаны значительные превышения в Саратовском водохранилище ПДК тяжелых металлов (в 2-25 раз), фенолов (до 14 раз), нефтепродуктов, пестицидов, хлорорганических соединений и др., но не приведены сравнительные данные о содержании радионуклидов (с. 223-224).

Раздел «Население и демография»

  1. Не объясняются причины повышение смертности на 49% за 10 лет в г. Балаково. То же – о темпах высокого роста смертности.

  2. Прогнозы сокращения численности населения к 2016 г. в 30-км регионе Бал. АЭС к 2016 г. до уровня конца 1980 гг. лишь констатируются, но направления демографической политики не прорабатываются.


Раздел «Промышленность и транспорт»

В Проекте в подразделе «Потенциально опасные промышленные предприятия» (с.248-251) сообщается о 17 потенциально опасных объектах: 1 – радиационно-опасный (Бал АЭС), 8 – химически опасных, 7 – взрывоопасных, 1 крупный гидротехнический объект. В 30-км зоне АЭС проходят нитки нефте- и аммиакопроводов, сосредоточены крупные запасы хлора, аммиака, сероуглерода и других пожароопасных и взрывоопасных веществ (АХОВ). Возможны аварии на ж/д станциях Балаковка, Юльевка и Линево, через которые привозятся в цистернах большие количества АХОВ. В то же время в случае аварии на АЭС и необходимости эвакуации жителей пропускная способность единственного моста через судоходный канал не обеспечивает быструю эвакуацию, как и недостаточное количество подвижного состава автобусных и троллейбусных парков.

Все данные указывают на необходимость решения проблемы радиационно-промышленной безопасности г. Балаково и 30-км региона АЭС до дополнительного строительства новых блоков АЭС. Но в Проекте решение проблемы безопасности не рассмотрено. Вероятность же крупных катастрофических событий здесь очень высока, поэтому требуется дополнительная разработка мероприятий по безопасности и общей системы безопасности региона АЭС.
Разделы 4, 5 – Оценка радиационного влияния действующих энергоблоков Балаковской АЭС на окружающую среду и население региона. Прогнозируемое состояние региона

Весь материал разделов 5 и 6 должен свидетельствовать об абсолютной радиационной безопасности Балаковской АЭС. По газоаэрозольным выбросам воздух над АЭС в 100 тысяч раз чище (105), чем нормативные выбросы (!). То же и по остальным показателям: содержанию радионуклидов в воде, почве, растительности, донных осадках и продуктах питания (зерне, мясе, молоке, рыбе). При этом, как показывают приведенные в Проекте результаты измерений службы внешней дозиметрии Бал. АЭС, содержание радионуклидов в биосфере даже становится меньше по сравнению с «нулевым фоном», до пуска АЭС (см. с.129-231, пн.2).

Все это представляется фантастичным и требует основательной независимой проверки, и оценки методологии получения данных.

Самое главное: в Проекте совершенно отсутствует прогноз ситуаций при выходе АЭС из нормального режима – ситуаций крупных аварий и радиационных катастроф, или малых и средних инцидентов, но периодически повторяющихся и приводящих к эффекту воздействия малых доз радиации. Даже при тех фантастически малых количествах радионуклидов, приводимых в Проекте, прослеживаются определенные экологические тенденции их накопления в илах пруда-охладителя АЭС и Саратовском водохранилище. По всем экологическим закона («экологическая пирамида») накопление радионуклидов Sr-90 и Cs-137 в рыбе охладителя и водохранилища, особенно хищных видов, должно быть значительно выше, минимум в 103-105 раз, чем в воде.4

Совершенно не учтена пятнистость выпадения и накопления техногенных радионуклидов в разных экологических условиях, особенно проявившаяся при Чернобыльской катастрофе.

Вопрос о возможных радиационных авариях на Балаковской АЭС, совершенно не разработанный в Проекте по отношению воздействия на человека и биосферу – вопрос принципиальный для АЭС, находящейся в непосредственной близости от промышленного города Балаково и района с высокой степенью опасности промышленных производств. Ни о каком расширении АЭС и строительстве новых блоков нельзя говорить до тех пор, пока не будет представлена концепция безопасности этого региона, с конкретной разработкой мероприятий по смягчению и ликвидации всех возможных аварийных и катастрофических воздействий АЭС.


Раздел 6. Организация энерго-биологического комплекса

Раздел 6 приведен в форме «Предложений по использованию сбросного тепла», и не содержит собственно проектных разработок. Основная идея авторов проекта 5,6 блоков и предшествующих 4 и 5 блоков Бал. АЭС состоит в использовании отходящего тепла АЭС для т.н. биологической мелиорации и создания новых, теплолюбивых, экологических рас растений и животных в Саратовском регионе. Ссылаются на опыт Курской АЭС и других энергетических ядерных объектов.

Ввиду того, что проектные разработки отсутствуют и конкретные данные в их динамике, по годам и сезонам, не приводятся, выскажем лишь некоторые принципиальные эколого-биологические замечания к данной непроработанной части Проекта, которую их авторами предлагается принимать на веру.


  1. Известно на практике и научно доказано, что изменение биологической (воздушной приземной, почвенной и подпочвенной, водной) среды обитания организмов на 2-2,5◦С, до 3◦С может привести и реально приводит к существенной смене экологических условий и комплекса организмов. Соответственно меняется сукцессионная последовательность смены сообществ. По существу начинается новый цикл экологического развития; направленность его трудно предсказуема.

  2. Сброс тепла в устоявшиеся динамически равновесные сообщества организмов и экосистемы биосферы приводит к нарушению основной, по В.И.Вернадскому, функции биосферы – газовой функции. Растворимость и содержание кислорода резко уменьшится, соответственно для ряда групп микроорганизмов, низших и высших растений, почвенной микро- и мезофауне, экологические условия неизбежно ухудшатся, а не улучшатся. То же относится и к изменению динамики воспроизводства и поглощения СО2.

  3. Интродукция теплолюбивых видов, в частности, растительноядных рыб, процесс сложный, неоднозначный и отнюдь не выглядит в тех мажорных тонах, что расписано в Проекте на сс. 232-244. Весь опыт интродукции организмов в «открытую природу» показывает, в отличие от интродукции в оранжереях и аквариумах, что окончательные результаты становятся относительно предсказуемыми через длительные периоды времени – несколько десятков и сотен лет.

  4. Создание энерго-биологического комплекса (ЭБК) представляет, по существу, коренную перестройку природных условий, и потребует, после устранения многих фундаментальных и практических проблем, организации мощной, весьма дорогостоящей, эколого-биологической и физико-географической службы управления, наблюдения и контроля ЭБК, которая должна быть оснащена современной аппаратурой, средствами связи, специализированными корпусами зданий и т.п. Никакого упоминания о необходимости подобных затрат в Проекте нет.

  5. Поверхностные суждения авторов Проекта о «чудодейственных» свойствах ряда биологических объектов (напр., «чудо-камыш», якобы «уничтожающий патогенные бактерии», растительноядные амур и толстолобик, способные обеспечить экологическую чистоту огромных, сравнительно с производительностью «рыбной очистки», водоемов и др.) свидетельствуют о том, что они, к сожалению, весьма далеки от представления о сложнейших эколого-биосферных процессах, которые собираются «ничтоже сумятеше» перекраивать.


Заключение по разделу 12 «Охрана окружающей среды»

Исходя из анализа всех подразделов Раздела 12 и приведенных выше замечаний, экспертная оценка данного раздела не позволяет нам рекомендовать строительство 2-й очереди Балаковской АЭС (блоки 5,6). Проект в части вопросов охраны окружающей среды нуждается в коренной переработке. Необходимо привести независимые оценки «сверхчистого» радиационного воздействия Балаковской АЭС на природу и на человека, и проанализировать весь спектр возможных воздействий на окружающую среду и здоровье человека в случае возникновения радиационных аварий и катастроф. Проект не может быть в дальнейшем рассмотрен без разработок глубоко продуманной системы безопасности, для условий размещения БалАЭС и потенциально возможных радиационных инцидентов, от мелких и средних аварий до запредельных и радиационных катастроф. Необходимо оценить весь спектр возможных рисков воздействия АЭС на ОС, с учетом устаревшего уже оборудования, неблагоприятных экологических условий размещения фундаментных блоков действующих и предполагаемых новых реакторов (инженерно-геологическая и сейсмическая неустойчивость, подтопление) и синергетических эффектов действия природных и крайне опасных в регионе Балаково техногенных факторов.


Раздел 1. Общая часть. Том 1.1. – Общая пояснительная записка. 210015.0000002.00506.510-КТ.0101
В разделе 1.1.2.3. Сейсмические и геодинамические условия района и площадки (стр.38) констатируется, что:

«..строение промплощадки БалАЭС по сейсмическим свойствам можно оценить как неблагоприятное:

- наличие рыхлых отложений пёстрого литологического состава с небольшой сейсмической жёсткостью и резкими колебаниями мощностей;

- повсеместное и близкое к дневной поверхности залегание мощного (более 50 м) горизонта подземных вод;

- неблагоприятные свойства глинистых грунтов для фундаментов сооружений.
Окончательная оценка сейсмической опасности площадки Балаковской АЭС с учетом местных инженерно-геологических и гидрогеологических условий принята следующая: величина проектного землетрясения ПЗ - 6 баллов; величина максимального расчетного землетрясения МРЗ - 7 баллов».

В то же время в разделе 9 «Инженерно-технические мероприятия гражданской обороны. Мероприятия по предупреждению чрезвычайных ситуаций». Том 9.1. – Пояснительная записка. 210015.0000002.00506.510-КТ.09.01 приложение «Б» «Исходные данные и требования МЧС Саратовской области» приведен текст письма «Исходные данные и требования, подлежащие учету при составлении задания на проектирование филиала концерна «Росэнергоатом» Балаковская АЭС», подписанного ВрИО первого заместителя министра С.Н. Григорьевым и направленного первому заместителю генерального директора ФГУП «Атомэнергопроект» Крушельницкому В.Н. В письме указывается, что "…землетрясения:

Категория опасности процессов – (весьма опасные);

Интенсивность – 8 баллов (для объектов особой важности)".

Таким образом, в материалах «Проекта…» не учтены требования МЧС по сейсмичности района расположения достраиваемой АЭС и занижены данные по ПЗ и МРЗ.
Раздел 9 «Инженерно-технические мероприятия гражданской обороны. Мероприятия по предупреждению чрезвычайных ситуаций». Том 9.1. – Пояснительная записка. 210015.0000002.00506.510-КТ.09.01
Не в полной мере отражены требования НП-032-01 (п. 5.1.) В зоне планирования защитных мероприятий должны быть исследованы аэрологические, гидрометеорологические, гидрогеологические и геохимические условия рассеяния, миграции и накопления радионуклидов, а также естественный радиационный фон, составлен прогноз изменения этих условий на весь период эксплуатации АС).

Прогноз как таковой для указанных условий отсутствует. Надо отметить, что в последние годы в Балаковском районе ликвидированы полноценные гидрометеорологические станции наблюдений.

В п. 9.1.1.3 «Воздействие природной среды» расчетные параметры различных характеристик приводятся на основании данных за периоды времени, ограниченные рамками 20-25 летней давности, в частности:

- температуры воздуха за период 1901-1980 годы (п.п. 9.1.1.3.1.1);

- влажности воздуха - 1936-1980 годы (п.п. 9.1.1.3.1.2);

- осадки - 1899-1980 годы (п.п. 9.1.1.3.1.3);

- снежный покров - 1935-1980 годы (п.п. 9.1.1.3.1.4);

- ветер - 1966-1980 годы (п.п. 9.1.1.3.1.5);

- облачность - 1958-1980 годы (п.п. 9.1.1.3.1.6);

- туманы - 1936-1980 годы (п.п. 9.1.1.3.2.1);

- метели - 1936-1980 годы (п.п. 9.1.1.3.2.2);

- грозы - 1936-1980 годы (п.п. 9.1.1.3.2.3);

- град - 1928-1980 годы (п.п. 9.1.1.3.2.4);

- гололед - 1936-1980 годы (п.п. 9.1.1.3.2.5);

- пыльные бури - 1936-1980 годы (п.п. 9.1.1.3.3.1);

- смерчи-смерчеопасность принята в соответствии с «Рекомендациями по определению расчетных характеристик смерчей при размещении атомных станций» (РД 95-10444-91) (п.п 9.1.1.3.3.2);

- коррозионная активность атмосферы принята в соответствии с ГОСТ 15150-69. Вместе с тем, в последние годы в Европе и европейской части России наблюдаются природные процессы (ураганы, затопления, грозовая деятельность), масштабы которых не наблюдались прежде. Например, на территории Балаково и Балаковского района за последние 3-4 года отмечено усиление ветров, доходящих до ураганных. То же касается и землетрясений. В этой связи не очень убедительно звучат меры защиты от наводнений (п.п.9.1.1.8.2), где речь идет о максимальных расчетных уровнях подъема воды, отличающихся всего-то на 0,5 м от уровня отметки площадки АЭС.

В материалах раздела 9 нет сведений о наличии паспорта безопасности Балаковской АЭС в соответствии с Приказом министра по ЧСиГО «Об утверждении типового паспорта безопасности опасного объекта» от 04.11.04 г. № 506.

То же самое касается наличия паспорта безопасности Балаковского муниципального образования, требуемого в соответствии с Приказом министра по ЧСиГО «Об утверждении типового паспорта безопасности территорий субъектов РФ и муниципальных образований» от 25.10.04 г. № 484.

Не в полной мере отражены требования НП-032-01 (п.5.11). В зоне планирования мероприятий по обязательной эвакуации населения должны быть предусмотрены транспортные коммуникации, позволяющие эвакуировать население в течение времени, обеспечивающего выполнение критериев, установленных действующими нормами радиационной безопасности.

В разделах «Проекта…» 9.1.3, 9.1.4, 9.1.4 речь идет о мероприятиях по предупреждению ЧС, об инженерно-технических мероприятиях ГО. Однако эти вопросы касаются исключительно персонала Балаковской АЭС и членов их семей (всего около 10 тыс. человек).

А какова судьба остальной части населения?

Если верить табл. 9.1.3.9, в случае запроектной аварии допустимое время пребывания населения без применения защитных мер составляет для г. Балаково 1,93 часа.

Учитывая плохое состояние дорог, состояние общественного транспорта в г. Балаково, явно недостаточное количество автомобильного парка, можно представить, на сколько затянется продолжительность процесса эвакуации. Для этого достаточно просмотреть Паспорт безопасности БМО (2004 г.), который был разработан в соответствии с приказом МЧС России.

Кроме того, в п. 9.1.4..4 признается, что из-за наличия только одного моста через судоходный канал время эвакуации может увеличиться.
Раздел 10 Снятие АЭС с эксплуатации. Том 10. 210015.0000002.00506.510-КТ.10
Вывод из эксплуатации энергоблоков Балаковской АЭС базируется на концепции, принятой в 1991 году и провозглашенной концерном «Росэнергоатом» в качестве технической политики. Основной акцент в этой концепции сделан на реализацию двух вариантов вывода из эксплуатации - ликвидацию энергоблока с отложенным демонтажем реакторных конструкций (на 100 лет) и захоронение конструкций реактора энергоблока на их штатном месте.

В соответствии с российским законодательством вся полнота ответственности за проведение работ по выводу из эксплуатации АЭС закреплена за эксплуатирующей организацией. Согласно требований норм и правил по безопасности в атомной энергетике планирование проведения работ по выводу из эксплуатации энергоблока АЭС должно осуществляться на основе программы, которая разрабатывается за 5 лет до окончательного останова энергоблока. Вывод же из эксплуатации выводимой из эксплуатации АЭС должен пройти все процедуры согласования и утверждения за 5 лет до предполагаемого срока остановки энергоблока АЭС. Вывод из эксплуатации энергоблоков Балаковской АЭС будет происходить на площадке с другими работающими энергоблоками. Национальные и региональные хранилища и/или могильники для радиоактивных отходов в районе расположения Балаковской АЭС отсутствуют. Специализированные целевые фонды вывода из эксплуатации энергоблоков, образуемые из отчислений от основной деятельности АЭС, созданы, но не обеспечены финансированием. Законодательная и нормативная базы, регламентирующие вопросы вывода из эксплуатации АЭС и обращения с радиоактивными отходами, находятся в стадии формирования. Анализ материалов «Проекта…» по ВЭ Балаковской привел к следующим замечаниям:

1. При выбранной в материалах проекта концепции по ВЭ АЭС (ликвидация с отложенным демонтажем реакторных конструкций до 100 лет) отсутствуют технико-экономические расчеты, подтверждающие прочность строительных конструкций, как самой АЭС, так и вспомогательных зданий и систем, обеспечивающих их безопасное функционирование на столь значительное время.

2. Учитывая ухудшающуюся криминогенную обстановку внутри страны и общую активизацию террористической деятельности в мире, небезопасно откладывать реализацию решений по ВЭ Балаковской АЭС на столь длительный срок. Кроме этого, такая отсрочка резко увеличивает финансовые расходы, связанные с необходимостью поддержания физической защиты АЭС на требуемом уровне на весь отложенный срок и приводит к серьезным экономическим проблемам.

3. Принятие концепции отложенного демонтажа проблема по ВЭ ОАЭ приобретает еще и четко выраженный нравственный характер: ее решение автоматически перекладывается на плечи будущих поколений.

Раздел 13 Технико-экономическая часть (Том 13, 210015.0000002.00506.510-КТ.13)
Технико-экономический анализ проекта второй очереди Балаковской АЭС рассмотрена в разделе 13 проекта, тома 13 и 14. Все стоимостные расчеты приведены в рублевых ценах начала 1991 года.

В проекте приведены следующие основные экономические показатели и социальные последствия сооружения второй очереди БАЭС:



Экономические показатели

<< предыдущая страница   следующая страница >>
Смотрите также:
Общественная экологическая экспертиза
570.61kb.
4 стр.
Общественная экологическая экспертиза белорусской аэс
558.84kb.
4 стр.
Общественная экологическая экспертиза
1364.21kb.
6 стр.
Междуреченская городская детская экологическая общественная организация «Зелёные» (мдэоо
105.57kb.
1 стр.
"Одаренные учащиеся в образовательном пространстве гимназии"
45.24kb.
1 стр.
Электронные библиотеки библиотека "эколайн"
57.81kb.
1 стр.
Совет по противодействию коррупции в течение 30 дней рассматривает данные обращения
140.8kb.
1 стр.
Российская экологическая независимая экспертиза
473.69kb.
2 стр.
С. В. Кричевский Экологическая безопасность и экологическая политика аэрокосмической деятельности
41.63kb.
1 стр.
Методические рекомендации по выполнению лабораторных работ по дисциплине «Товароведение и экспертиза пищевых жиров и молочных продуктов»
365.86kb.
2 стр.
Независимая идентификационная экспертиза
118.85kb.
1 стр.
Экологическая вахта Сахалина
52.77kb.
1 стр.