ПРОГРАММА "ЯДЕРНАЯ И РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ"

ОБЩЕСТВЕННАЯ ЭКОЛОГИЧЕСКАЯ ЭКСПЕРТИЗА
ЗАКЛЮЧЕНИЕ
экспертной комиссии Общественной экологической экспертизы
проекта на строительство 2-ой очереди (доработка) Балаковской АЭС,
дополнительных материалов к разделу 12
проекта 2-ой очереди Балаковской АЭС, содержащих оценку
воздействия на окружающую среду
МОСКВА
2005
2
УДК 621.039
ББК 31
З-18
З-18
Заключение экспертной комиссии общественной
экологической экспертизы на строительство 2-ой
очереди
(доработка)
Балаковской
АЭС,
дополнительных материалов к разделу 12 проекта 2ой очереди Балаковской АЭС, содержащих оценку
воздействия на окружающую среду. - М.: ОМННО
"Совет Гринпис", 2005. - 88 с.
ISBN 5-94442-012-X
Издание
предназначено
для
комиссии
государственной экологической экспертизы техникоэкономического обоснования строительства 2-ой очереди
Балаковской АЭС, сотрудников администрации президента
РФ и правительства РФ, Федерального Собрания РФ, органов
исполнительной и законодательной власти субъектов РФ.
УДК 621.039
ББК 31
ISBN 5-94442-012-X
© Балаковское городское отделение Саратовского
областного отделения общественной организации
«Всероссийское общество охраны природы», 2005
© ОМННО "Совет Гринпис", 2005
3
Состав экспертной комиссии и сведения об экспертах
Острецов Игорь Николаевич – Председатель экспертной комиссии, д.т.н.,
профессор, зам. директора по науке ВНИИ атомного энергетического
машиностроения, Минпромнауки РФ. Академик академии промышленной
экологии (АПЭ). Автор более 200 научных статей и публикаций посвященных
проблемам безопасного использования атомной энергии.
Кузнецов Владимир Михайлович – Заместитель Председателя экспертной
комиссии, к.т.н., академик АПЭ, директор программы по ядерной и радиационной
безопасности Российского Зеленого Креста, действительный член Российского
Экологического конгресса, старший научный сотрудник, эксперт-аудитор
«Системы сертификации оборудования, изделий и технологий для ядерных
установок, радиационных источников и пунктов хранения». Работал на
Чернобыльской АЭС, затем в Госатомнадзоре России в должности начальника
инспекции по надзору за ядерной и радиационной безопасностью объектов
использования атомной энергетики России. Автор около 90 работ, включая 5
монографий, посвященных проблемам безопасного использования атомной
энергии.
Назаров Анатолий Георгиевич – д.б.н., академик РАЕН, директор
Экологического центра института истории естествознания и техники им.
С.И.Вавилова РАН. Председатель Секции радиационной экологии и радиационной
безопасности Научного Совета по радиобиологии РАН. Председатель
Экологического комитета московского объединения «Союз Чернобыль». В 19891996 гг. - сопредседатель Чернобыльской комиссии и председатель Постоянной
экспертной группы Верховного Совета СССР,
председатель подкомитета
радиационной безопасности. Участник работ по ликвидации экологических
последствий испытаний ядерного оружия и Чернобыльской радиационной
катастрофы (1959-1964, 1988-1996). Автор около 250 работ, включая 10
монографий, по вопросам учения В.И. Вернадского о биосфере и ноосфере,
биогеохимии, экологии, радиационной безопасности и Чернобыльской
катастрофы.
Кузнецова Елена Эгмонтовна – к.т.н., ведущий эксперт программы по ядерной и
радиационной безопасности Российского Зеленого Креста. Работала в отделении
атомных электростанций ВТИ им. Ф.Э.Дзержинского, а также главным
государственным инспектором проектно-конструкторской инспекции Управления
Центрального округа Госатомнадзора России. Автор более 30 научных статей и
публикаций, посвященных проблемам безопасного использования атомной
энергии.
4
Симонов Евгений Яковлевич - ответственный секретарь экспертной
комиссии, ведущий эксперт программы по ядерной и радиационной безопасности
Российского Зеленого Креста. Работал на Обнинской АЭС в должностях инженера,
ст. инженера пульта управления (ПУ), начальник смены станции. Во ВНИИ АЭС начальник лаборатории технической экспертизы проектной документации АЭС.
Государственный инспектор по ядерной безопасности в Госатомэнергонадзоре
СССР, старший инженер отдела кураторов эксплуатации АЭС лаборатории физики
активных зон ядерных реакторов АЭС. Автор более 100 научных статей и
публикаций, посвященных проблемам безопасного использования атомной
энергии.
Миних Максим Георгиевич - д.г-м.н., профессор Саратовского государственного
университета им. Н.Г. Чернышевского, геологический факультет, кафедра
«Геоэкологии», ведущий научный сотрудник; член-корреспондент МАМР
(Международной Академии минеральных ресурсов)
Чупров Владимир Алексеевич - бакалавр экологии, руководитель
энергетического отдела Гринпис России, автор сборника "Сколько стоит ядерное
электричество", М. 2004, публикаций и докладов по проблемам атомной
энергетики.
Худяков Глеб Иванович – д.г-м.н., член-корреспондент РАН, профессор
геологического факультета Саратовского государственного университета, лауреат
Государственной премии СССР. Руководитель общественной экологической
экспертизы 4-го энергоблока Балаковской АЭС.
Русин Сергей Александрович – к.т.н., доцент БИТТУ (Балаково), автор более 40
научных статей и публикаций в области безопасности жизнедеятельности.
Саенков Александр Сергеевич – к.т.н., доцент БИТТУ, инженер–эксперт
системы Ростехнадзора, автор более 70 научных статей и публикаций в области
исследований промышленных рисков.
Солдаткин Степан Иннокентьевич
государственного университета.
–
к.г–м.н.,
доцент
Саратовского
Виноградова Анна Михайловна - технический секретарь экспертной
комиссии, председатель Балаковского городского отделения Всероссийского
общества охраны природы, зарегистрированного в качестве организатора
общественной экологической экспертизы проекта 2-ой очереди Балаковской АЭС.
Имеет опыт проведения ОЭЭ: организатор ОЭЭ проекта ГАЭС в 1998 г., проекта 4
энергоблока Балаковской АЭС в 1992 г.
5
Содержание
1. Основание для проведения общественной
экологической экспертизы …………………………………….…..….9
2. Сведения об общественной организации,
проводящей экспертизу………………………………………….…..…9
3. Задача экспертизы………………………………………………….….10
4. Объект экспертизы…………………………………………………..…10
5. Критерии оценки………………………………………………….…....11
6. Вводные сведения……………………………………………….…..…11
6.1. История вопроса……………………………………………….....11
6.2. Общие замечания……………………………………………..….13
7. Оценка отдельных документов…………………………………….....17
Основные здания, сооружения, системы и оборудование
энергоблока. Тепломеханическая часть (том 3.1, книга 1, 2
210015.0000002.00506.510-КТ0301.01-02)………………………….17
Раздел 3. Технологические решения. 3.7. Радиационная
защита том 3.35 Пояснительная записка.
210015.0000002.00506.510-КТ.0335……………………………..….24
Книга 1 – Хранилище свежего топлива, Том 3.10 Пояснительная записка 210015.0000002.00506.510-КТ.0310.01
подраздела 3.2А. Обращение с топливом раздела 3
Технологические решения (далее: ПЗ Том 3.10-КТ.0310.01)……....26
Книга 2 – Хранилище отработавшего ядерного топлива,
Том 3.10 - Пояснительная записка 210015.0000002.00506.510КТ.0310.01 подраздела 3.2А Обращение с топливом раздела
3 Технологические решения (далее: ПЗ Том 3.10-КТ.0310.02)……...28
Том 3.7 - Пояснительная записка 210015.0000002.00506.510КТ.0307 подраздела 3.2 Обращение с топливом. Основные
здания и сооружения Раздела 3 Технологические решения
(в тексте: ПЗ 210015.0000002.00506.510-КТ.0307)…………….……..30
Раздел 5 Строительные решения
210015.0000002.00506.510-КТ.0501……………………………………35
Книга 1 - «Отчеты по ВАБ 1 уровня Тома 7.1, «Раздел 7
Вероятностный анализ безопасности» «Проекта...
(доработки)» 2-й очереди Балаковской АЭС…………………………37
Книга 2 – Приложение В (210015.0000002.00506.510-КТ.0701.02)
Тома 7.1 – ВАБ 1 уровня, «Раздел 7. Вероятностный
анализ безопасности»……………………………………………………45
Раздел 12: Охрана окружающей среды. Том 1 кн. 1,2.
210012.0000002.0506.510-КТ. 12.01,
210015.0000002.00506.510-КТ.12.02…………………………………..48
6
Раздел 1. Общая часть. Том 1.1. - Общая пояснительная
записка. 210015.0000002.00506.510-КТ.0101……………………….…58
Раздел 9 «Инженерно-технические мероприятия гражданской
обороны. Мероприятия по предупреждению чрезвычайных
ситуаций». Том 9.1. – Пояснительная записка.
210015.0000002.00506.510-КТ.09.01……………………………………59
Раздел 10 Снятие АЭС с эксплуатации. Том 10.
210015.0000002.00506.510-КТ.10……………………………………….61
Раздел 13 Технико-экономическая часть (Том 13,
210015.0000002.00506.510-КТ.13)……………………………………....62
Приложение 1 Программа обеспечения качества при
проектировании (210015.0000083.00005.510-ПОКП)………………….75
Приложение 2 Материалы инженерных изысканий
(Том 2 – Инженерно-геологические условия, в 2-х книгах)……….….76
8. Выводы и рекомендации……………………………………………...79
Заключение……………………………………………………………….84
Приложение № 1 Перечень нормативно-правовых
актов и литературных источников, использованных
экспертной комиссией…………………………………………………...85
Приложение № 2 Список используемых сокращений………………...87
Подписной лист экспертной комиссии Общественной
экологической экспертизы…………………………………………..…..90
7
1. Основание для проведения
общественной экологической
экспертизы
Основанием для проведения общественной экологической
экспертизы проектных материалов «Балаковская АЭС, блоки 5,6. Проект
на
строительство
II
очереди (доработка)
Балаковской
АЭС»,
«Дополнительные материалы к разделу 12 проекта 2-ой очереди Балаковской
АЭС, содержащие оценку воздействия на окружающую среду» являются:
- статья 4 п.1, статья 20 п.1 и п.2, статья 23 п.1-3 Федерального закона «Об
экологической экспертизе» от 23.11.95 г. № 174-ФЗ;
- заявление о регистрации Балаковского городского отделения Саратовского
областного отделения общественной организации «Всероссийское общество
охраны природы» (БГО СОО ОО «ВООП») в качестве организатора
общественной экологической экспертизы от 17.04.02г.;
- постановление главы Балаковского муниципального образования
Саратовской области от 21.07.2004 г. № 2710 « О регистрации заявления БГО
СОО ОО «ВООП» о проведении общественной экологической экспертизы»;
- письмо заместителя генерального директора по развитию – директора по
развитию М.Ф.Рогова «О направлении материалов для проведения
общественной экологической экспертизы» - проектных материалов 2-ой
очереди Балаковской АЭС, от 25.05.05 г.
2. Сведения об общественной организации, проводящей экспертизу
Балаковское городское отделение Всероссийского общества охраны
природы образовано в 1976 году, перерегистрировано 23.05.1997 г. Главным
управлением Министерства юстиции РФ по Саратовской области,
регистрационный номер 2560.
Основные уставные цели деятельности.
Организация движения общественности за здоровую и благоприятную
среду, за создание условий, способствующих ее устойчивому, экологически
безопасному развитию:
 общественный контроль за состоянием окружающей природной среды, в
т.ч. дозиметрический контроль;
 общественный
контроль
за
соблюдением
природоохранного
законодательства природопользователями, ведомствами при эксплуатации и
планировании новых промышленных объектов в городе и районе, в т.ч.
проведение общественных экологических экспертиз проектов потенциально
опасных промышленных объектов
 экологическое просвещение населения, экологическое воспитание и
образование учащейся молодежи;
 защита экологических прав населения и правовая поддержка отдельных
граждан по экологическим вопросам.
8
3. Задача экспертизы
3.1. Оценка всех представленных на экспертизу материалов на
соответствие требованиям законодательства РФ, критериям, нормам и
действующим правилам в области использования атомной энергии и
промышленной безопасности, руководящим документам Федеральной
службы по экологическому, технологическому и атомному надзору (П-0101).
3.2. Проверка и оценка эффективности предложенных в проекте мер
по его доработке и доведению до требований действующих правил и норм
по безопасности.
3.3. Разработка предложений и рекомендаций по условиям выдачи
рассмотрения материалов проекта.
4. Объект экспертизы
Объектом
экспертизы
являются
следующие
представленные
проектно-конструкторским
филиалом
«Росэнергоатом» (филиал «Росэнергоатомпроект):
документы,
концерна
Раздел 1.Общая часть
Том 1. Общая пояснительная записка
Раздел 2. Генеральный план и транспорт. (2 тома - 4 книги)
Раздел 3. Технологические решения (45 томов - 57 книг)
Раздел 4. Организация труда. Система управления (1том -1 книга)
Раздел 5. Строительные решения (9 томов – 28 книг)
Раздел 6. Проект организации строительства (2 тома - 2 книги)
Раздел 7. Вероятностный анализ безопасности (ВАБ) – (2 тома -5 книг)
Раздел 9. Инженерно-технические мероприятия гражданской обороны.
Мероприятия по предупреждению чрезвычайных ситуаций.(3 тома – 3 книги)
Раздел 10.Снятие АЭС с эксплуатации (1 том -1 книга)
Раздел 11. Основные результаты патентных исследований(1 том – 1 книга)
Раздел 12.Охрана окружающей среды (1 том -2 книги)
Раздел 13. Технико-экономическая часть (том 13 - 1 книга)
Приложения
1. Программа обеспечения качества при проектировании ПОКАС (П) - 1
книга
2. Материалы инженерных изысканий (7 томов)
Отчет по определению технического состояния зданий и сооружений
энергоблока № 5, выполненного ЗАО «Триада-Холдинг» в 2005 г.
Документы, представленные на экспертизу входят в общий комплект
материалов по корректировке проекта на строительство 5 блока Балаковской
АЭС и по номенклатуре, составу и содержанию в основном позволяют
комиссии рассматривать вопрос о возможности проведения экспертизы.
9
5. Критерии оценки
Экспертиза проведена на соответствие представленных материалов
действующему Российскому законодательству и нормативным документам в
области использования атомной энергии и охраны окружающей среды. При
выполнении экспертизы документов, представленных для проведения
экспертизы, определялось соответствие их формы и содержания положениям
документов по безопасности (согласно П-01-01), а также рекомендациям
МАГАТЭ, международным стандартам (стандартам ИСО/МЭК) и
национальным стандартам Российской Федерации, другим нормативным
документам.
6. Вводные сведения
6.1. История вопроса
Задание по
строительству 2-ой очереди БАЭС определено
постановлением ЦК КПСС и Совмина СССР от 01.07.87 г. Строительство 5 и
6-го энергоблоков было начато по рабочим чертежам несогласованного
проекта в нарушение действовавшего законодательства.
Госатомнадзор СССР дважды отклонял согласование проекта 2-ой
очереди БАЭС ввиду несоответствия площадки БАЭС «Требованиям к
размещению АЭС» (исх. №5-10/2228 ДСП от 17.11.88, исх. АН/410 от
24.06.88, исх. №5-10/1342 от 27.11.90 г.) Проект также был отклонен
Госсаннадзором СССР.
07.08.90 г. Министерство атомной энергетики и промышленности
СССР издало приказ №76 «О консервации строительства 5 и 6 энергоблоков
Балаковской АЭС». Строительство продолжалось под видом консервации до
конца 1990 г.
Местные органы власти неоднократно рассматривали вопрос об отмене
решения строительства 5 и 6 блоков БАЭС в связи с массовыми протестами
населения.
14.07.89 г. Исполком Саратовского областного совета депутатов
направил в Совмин СССР письмо за №1-57/609 с просьбой принять решение
о прекращении проектирования и строительства 5 и 6 блоков БАЭС и
переносе за счет средств Минатомэнерго СССР села Натальино за пределы
нормативной санитарно-защитной зоны БАЭС.
19.11.1992 г. Малый Совет Саратовской области направил в Верховный
Совет РФ Предложение №124 от 30.07.92 об исключении из планов развития
энергетики РФ строительства 2-ой очереди БАЭС.
16.02.93 г. Председатель областного совета Саратовской области
направил в Совмин РФ настоятельную просьбу об исключении из планов
развития энергетики РФ строительство 2-ой очереди БАЭС, как
противоречащего ст. 48 Закона РСФСР «Об охране окружающей природной
среды».
25.04.93 г. по решению Балаковского Совета депутатов был проведен
городской референдум для выяснения мнения населения по вопросу о
10
строительстве 5, 6 блоков БАЭС. При этом
были
соблюдены
все
полагающиеся условия для равного освещения всех аспектов, связанных с
новыми блоками БАЭС.
72,8% принявших в голосовании проголосовали против строительства
5 и 6 энергоблоков Балаковской АЭС. В соответствии с решением Малого
Совета г. Балаково от 02.07.93 г., о результатах референдума было сообщено
Президенту РФ, в Верховный Совет РФ, Правительство РФ, Минатом РФ,
Саратовский облсовет и Облисполком.
Результаты референдума не были оспорены и были учтены
Правительством РФ и Верховным Советом РФ:
- в июне 1993 г. состоялись парламентские слушания в Верховном
Совете РФ по данному вопросу.
- 30.06.93 г. Правительство РФ дало поручение Минатому РФ,
Минфину РФ, Минприроды РФ, РАН, ЕЭС России учесть при формировании
Государственной энергетической программы на период до 2010 г.
отрицательные результаты референдума г. Балаково.
В последние годы несколько общественных организаций проводили
независимые опросы мнения населения о строительстве новых блоков, в том
числе местное отделение Союза правых сил, Балаковское общество согласия,
справедливости и свободы. Все они показывают, что население по-прежнему
активно выступает против строительства 5 и 6 энергоблоков Балаковской
АЭС.
В 1993 г. 5 и 6 энергоблоки БАЭС были исключены из
Государственной комплексной топливно–энергетической программы на
период до 2010 г.
В феврале 1994 г., а затем в декабре 2000 г. главы Саратовской
областной администрации Белых Ю.В. и Аяцков Д.Ф. обратились в Минатом
РФ с предложениями доработать проект, построить и ввести в эксплуатацию
2-ю очередь БАЭС в нарушение п. 3 ст. 48 Закона РСФСР «Об охране
окружающей природной среды» и вопреки мнению населения.
В мае 2000 г. Правительство РФ одобрило «Стратегию развития
атомной энергетики РФ до 2020г. и на период до 2050г.», в соответствии с
которой планируется строительство 5 и 6 энергоблоков БАЭС. Данный
документ не прошел государственную экологическую экспертизу, что делает
его нелегитимным.
В мае-сентябре 2001 г. Правительством Саратовской области
совместно с Минатомом РФ была разработана «Декларация о намерениях по
сооружению и вводу в эксплуатацию 2-ой очереди Балаковской АЭС». В
ходе
обсуждения
проекта
декларации
разработчики
документа
проигнорировали предложения экологической общественности проработать
правовые, экономические и экологические основания для постановки целей и
принятия решений о возможности строительства, т.к. цель уже была
сформулирована губернатором Саратовской области и Минатомом РФ –
сооружение и ввод в эксплуатацию 2-ой очереди Балаковской АЭС.
В нарушение процедуры рассмотрения предложений и поправок к
Декларации, многие из них не обсуждались. Не было проведено итоговое
заседание с принятием решения и подписанием протокола. Формой
11
согласования Декларации руководители рабочей группы выбрали сбор
подписей на «Листе согласований», в том числе у членов рабочей группы, ни
разу не присутствующих на заседаниях (включая председателя рабочей
группы и его заместителя).
29 декабря 2001 г. Правительством РФ было принято Постановление
№923 «О внесении изменений и дополнений в ФЦП «Энергоэффективная
экономика» на 2002-2005годы и на перспективу до 2010года». Приложение
№2 Постановления в части раздела «Строительство атомных
электростанций» содержит информацию о строительстве новых
энергоблоков Балаковской АЭС. В нарушение ст. 11 ФЗ «Об экологической
экспертизе» и ст. 8 ФЗ "Об использовании атомной энергии", данное
Постановление и изменённая программа не проходили государственной
экологической экспертизы и согласования в Совете Федерации РФ.
9 марта 2004 года приказом Министерства природных ресурсов РФ
№228 было утверждено положительное заключение государственной
экологической экспертизы по «Обоснованию инвестиций сооружения 2-ой
очереди Балаковской АЭС».
6 августа 2004 года ОМННО «Совет Гринпис» направило запрос в
прокуратуру с просьбой дать правовую оценку правомерности проведения
государственной экологической экспертизы «Обоснования инвестиций
сооружения II очереди Балаковской АЭС» в связи с непредоставлением
возможности провести общественную экологическую экспертизу этих
материалов.
26 октября 2004 г. Московская прокуратура по надзору за исполнением
законов на особо режимных объектах подтвердила факт нарушений
законодательства, а также прав граждан и общественных организаций при
проведении государственной экологической экспертизы. В настоящее время
продолжается судебный процесс по факту неправомерности проведения
Государственной экологической экспертизы материалов обоснования
инвестиций сооружения второй очереди Балаковской АЭС.
29 июля 2005 г. Руководителем Ростехнадзора был издан приказ о
проведении
государственной
экологической
экспертизы
техникоэкономического обоснования проекта строительства 2-ой очереди БАЭС.
6.2. Общие замечания
6.2.1.В отдельных документах все данные приведены только в
отношении блока № 5, при этом ссылка (и/или необходимые доказательства),
что для блока № 6 эти данные идентичны, отсутствует. Данная неточность
привела, в том числе к сформулированным ниже замечаниям по конкретным
документам.
6.2.2. В ряде документов не достаточно четко оформлены
иллюстрационные материалы (рисунки, таблицы, графики), о чем более
подробно указано в замечаниях по конкретным документам.
6.2.3. При описании отдельных систем и оборудования нигде в тексте
нет ссылок на учет при их проектировании требований по безопасности,
содержащихся в национальных (ГОСТ Р) или межгосударственных (ГОСТ)
12
стандартах таких, как например, нижеследующие
стандарты
по
вопросам стойкости технических изделий к внешним воздействующим
факторам:
1. ГОСТ 14254-97 (МЭК 529) «Степени защиты, обеспечиваемые
оболочками (Код IP)»
2. ГОСТ 15158-69 с изменением № 4-99 «Машины, приборы и другие
технические изделия. Исполнения для различных климатических районов.
Категории, условия эксплуатации, хранения и транспортирования в части
воздействия климатических факторов внешней среды»
3. ГОСТ Р 30509-97 (МЭК 60721-3-9-93) «Микроклимат внутри изделий»
4. ГОСТ 30631-99 «Общие требования к машинам приборам и другим
техническим изделиям в части стойкости к механическим внешним
воздействующим факторам при эксплуатации»
5. ГОСТ Р 51801-2001 / ГОСТ 31119-2002 «Общие требования. к машинам,
приборам и другим техническим изделиям в части стойкости к
воздействию агрессивных и других специальных сред»
6. ГОСТ Р 30546.1-98 с изменением № 1-2003 «Общие требования к
машинам, приборам и другим техническим изделиям и методы расчета их
сложных конструкций в части сейсмостойкости»
7. ГОСТ 30546-2-98 с изменением № 1-2003 «Испытания на сейсмостойкость
машин, приборов и других технических изделий. Общие положения и
методы испытаний»
8. ГОСТ- 30546.3-98 с изменением № 1-2003 «Методы определения
сейсмостойкости машин, приборов и других технических изделий,
установленных на месте эксплуатации, при их аттестации или
сертификации на сейсмическую безопасность»
9. ГОСТ Р 51908-2002 / ГОСТ 31205 «Общие требования к машинам,
приборам и другим техническим изделиям в части условий
транспортирования и хранения»
10.ГОСТ 30630.0.0-99 «Методы испытаний на стойкость к внешним
воздействующим факторам машин, приборов и других технических
изделий. Общие требования»
11.ГОСТ Р 52304-2001 / ГОСТ З0630.0.1 «Методы испытаний на стойкость к
внешним воздействующим факторам машин, приборов и других
технических изделий. Комбинированные испытания»
12.ГОСТ Р 51909-20022 / ГОСТ 30630.0.2 «Методы испытаний на стойкость
к внешним воздействующим факторам машин, приборов и других
технических изделий. Испытания на транспортирование и хранение»
13.ГОСТ Р 51910-2002 / ГОСТ 30630.0.3 «Методика исследования. и
проверки ускоренными методами влияния внешних воздействующих
факторов на долговечность и сохраняемость технических изделий.
Разработка и построение»
14.ГОСТ 30630.1.1-99 «Методы испытаний на стойкость к. механическим
внешним воздействующим факторам машин, приборов и других
технических изделий. Определение динамических характеристик
конструкций»
13
15.ГОСТ 30630.1.2.-99 «Методы
испытаний
на
стойкость
к
механическим внешним воздействующим факторам машин, приборов и
других технических изделий. Испытание на воздействие вибрации»
16.ГОСТ P 51499-99 / ГОСТ 30630.1.8-2002 (МЭК-60068-2-57-89) «Методы
испытаний на стойкость к механическим ВВФ машин, приборов и других
технических изделий. Испытания на воздействие; вибрации с
воспроизведением заданной акселерограммой процесса»
17.ГОСТ Р 51502-99 / ГОСТ 30630.1.9-2002 (МЭК 60068-2-64-93) «Методы
испытаний на стойкость к механическим внешним воздействующим
факторам машин, приборов и других технических изделий. Испытания на
воздействие случайной широкополосной вибрации с цифровым способом
управления»
18.ГОСТ P 51371-99 / ГОСТ 30630.1.З «Методы испытаний на стойкость к
климатическим внешним воздействующим факторам, машин, приборов и
других технических изделий. Испытание на воздействие ударов»
19.ГОСТ P 51805-2001 / ГОСТ 30630.1.4-2002. «Методы испытаний на
стойкость к механическим внешним воздействующим факторам машин,
приборов и других технических изделий. Испытания на воздействие
линейных ускорений».
20.ГОСТ P 51911-2002 / ГОСТ 30630.1.6 «Методы испытаний на стойкость к
механическим внешним воздействующим факторам машин, приборов и
других технических изделий. Испытания электрических выводов,
патрубков и других присоединительных деталей на воздействие изгиба,
крутящего момента, растягивающей и сжимающей силы»
21.ГОСТ P 51368-99 / ГОСТ 30630.2.1-2001 «Методы испытаний на
стойкость к климатическим внешним воздействующим факторам машин,
приборов и других технических изделий. Испытание на устойчивость к
воздействию температуры»
22.ГОСТ P 51369-99 / ГОСТ 30630.2.2-2001 «Методы испытаний на
стойкость к климатическим внешним воздействующим факторам машин,
приборов и других технических изделий. Испытание на воздействие
влажности»
23.ГОСТ P 51370-99 / ГОСТ 30630.2.3-2001 «Методы испытаний на
стойкость к климатическим внешним воздействующим факторам машин
приборов и других технических изделий. Испытание на воздействие
давления воздуха или другого газа»
24.ГОСТ P 51684-2000 / ГОСТ 30630.2.4-2002 «Методы испытаний на
стойкость к климатическим внешним воздействующим факторам машин,
приборов и других технических изделий. Испытание на воздействие
солнечного излучения»
25.ГОСТ P 51372-99 / ГОСТ 30630.3.0-2001 «Методы ускоренных испытаний
на долговечность и сохраняемость при воздействии агрессивных и других
специальных сред для технических изделий материалов и систем
материалов»
26.ГОСТ P 51802-2001 / ГОСТ 30630.3.1-2002. «Методы испытаний на
стойкость к воздействию агрессивных и других специальных сред машин,
приборов и других технических изделию»
14
27.PMI 45-2003 (взамен. ПР .50 1 00996) «Изложение требований в
части внешних воздействующих факиров при применении стандартов
МЭК и ИСО в нормативных документах по стандартизации. Общие
положения»
28.ГОСТ 21964-76 «Внешние воздействующие факторы. Номенклатура и
характеристики»
29.ГОСТ 26883-86 «Внешние воздействующие факторы. Термины и
определения»
30.ГОСТ 10518-88 «Системы электрической изоляции. Общие требования к
методам ускоренных испытаний на нагревостойкостъ»
31.ГОСТ Р (МЭК 61032-00) «Защита людей и оборудования оболочками.
Щупы испытательные»
32.ГОСТ 3065-1-99 (МЭК 6072 1-2-5) «Испытание на воздействие природных
песка, пыли и соляного тумана на машины, приборы и другие технические
изделия»
33.ГОСТ 15543.1-89 «Изделия электротехнические. Общие требования в
части стойкости к климатическим внешним воздействующим факторам»
34.ГОСТ 16962.1-89 «Изделия электротехнические. Методы испытаний на
устойчивость к климатическим внешним воздействующим факторам»
35.ГОСТ 16962.2-90 «Изделия электротехнические. Методы испытаний на
стойкость к механическим внешним воздействующим факторам»
36.ГОСТ 17516.1-90 с изменением № 1-98 «Изделия электротехнические.
Общие требования в части стойкости к механическим внешним
воздействующим факторам»
37.ГОСТ 23216-78 с изменением № 3-98 «Изделия электротехнические.
Общие требования к хранению, транспортированию, временной
противокоррозионной защите и упаковке»
38.ГОСТ 24682-81 «Изделия электротехнические Общие требования в части
стойкости к воздействию специальных сред»
39.ГОСТ 24683-81 «Изделия электротехнические. Методы контроля
стойкости к воздействию специальных сред»
40.ГОСТ 25870-83 «Макроклиматические районы земного шара с холодным
и умеренным климатом. Районирование и статистические параметры
климатических факторов для технических целей»,
41.ссылки на ГОСТ Р и/или ГОСТ имеются только в отдельных случаях при
описании выбора конструкционных материалов, в то время как все
требования по безопасности продукции, содержащиеся в подобных
нормативных документах, в соответствии с законодательством РФ
(Федеральный закон «О техническом регулировании») в настоящее время
являются обязательными.
15
7. Оценка отдельных документов
Основные здания, сооружения, системы и оборудование энергоблока.
Тепломеханическая часть (том 3.1, книга 1, 2 210015.0000002.00506.510КТ0301.01-02)
Классификация систем и оборудования
Классификация реакторной установки (РУ)
В-392Б для каждой
единицы оборудования приведена в соответствующих разделах проекта с
указанием классификационного обозначения по ОПБ-88/97, групп по
Правилам АЭУ, классов по ООТ-87 и категорий сейсмостойкости по
ПНАЭ Г-5-006-87.
При классификации оборудования не приведены основания отнесения
к классу безопасности и группе оборудования с учетом выполнения ими
(оборудованием, отдельными элементами) заданных функций и влиянием их
на безопасность объекта. Приведенное описание выполняемых функции не
позволяет однозначно оценить степень их влияния на безопасность и/или
участия в обеспечение безопасности, что в свою очередь ведет к появлению
по тексту неточностей при классификации оборудования и элементов, как в
сторону завышения класса (категории) так и занижения.
Так, например:
- для сильфона разделительного (разд.3.1.5) категория сейсмостойкости
занижена - II, должна быть - I, также как и для деталей закладных;
- занижен класс безопасности и группа оборудования для крышки
компенсатора давления (разд.3.1.5);
- вызывает сомнение отнесение корпуса реактора, выполняющего защитные
функции от повреждения оборудования активной зоны, его целостности
своими механическими свойствами к классу 1Н (разд.3.1.1.3.2);
- имеется еще ряд подобных неточностей.
Выводы:
Необходимо произвести четкую классификацию оборудования,
элементов и систем, и соответствующее обоснование при возложении на
системы тех или иных функций безопасности.
Обобщенная оценка по системам
Приведенное в разделе 3 проекта описание систем малоинформативно.
Почти полностью отсутствует графическая иллюстрация и описание
составных
элементов систем (например, компоновочные решения
представлены достаточно подробно, в то время как на чертежах отдельного
оборудования не указаны точки контроля, дренажи, связь со смежными
системами, отсутствуют обозначения элементов и пр.) На рисунках
отсутствуют расшифровки и пояснения к характеристикам.
Совершенно отсутствует информация по опыту и результатам
эксплуатации аналогичных систем в проектах предыдущего поколения.
Практически отсутствует качественный анализ надежности и
достаточное обоснование безопасности систем и оборудования. Имеющаяся
16
информация неудовлетворительна и может являться только исходным
материалом для последующей оценки вероятности и количественного
обоснования возникновения отказов и/или тех или иных аварийных ситуаций
(аварий), т.к. проектный анализ безопасности (проектные аварии)
представлен в виде описательной информации отдельно для каждой
технологической системы. В большинстве случаев не приведены условия
протекания процесса, не сформулированы зависимые и независимые
отказы, при
которых ведется рассмотрение режима,
не приведена
технологическая последовательность срабатывания систем и оборудования,
отсутствуют численные значения исходных характеристик. Отсутствует
анализ возможных путей развития аварий с точки зрения наиболее тяжелых
последствий. При рассмотрении возникновения запроектных аварий имеются
случаи отнесения обычных проектных нарушений условий эксплуатации к
категории запроектных аварий.
Кроме того, при анализе безопасности отдельных систем,
рассмотренный перечень исходных событий (ИС) представляется не полным,
к примеру, не рассмотрен такой возможный отказ, как взрыв водорода, не
проведен анализ внешних воздействий (сейсмического воздействия МРЗ,
наводнений, ураганов и др.), не учтены ошибки персонала. Полного перечня
исходных событий (ИС) в анализируемых материалах вообще нет. Это
можно рассматривать, как нарушение требований ОПБ-88/97, согласно
которому предусматривается предварительный анализ всех отказов систем,
внешних событий, ошибок персонала, и по результатам этого
комплексного анализа отказы, приводящие к нарушению условий
нормальной эксплуатации (НЭ), должны выделяться в перечень ИС,
содержащий, в том числе общий перечень запроектных аварий. Такое
комплексное рассмотрение и анализ всех отказов отсутствует.
Отсутствует описание и достаточный анализ
радиационных
последствий, в частности, данные по воздействию на персонал, население и
окружающую среду. Не анализируются условия обеспечения ядерной
безопасности, не отражено изменение реактивности активной зоны в
процессе аварий.
Вывод:
Отсутствует информации по опыту и результатам эксплуатации и
комплексного подхода к решению вопросов безопасности систем и
оборудования при том, что целый ряд технологических систем в
представленном проекте претерпел изменения по сравнению с проектом В320 (например, парогенератор, активная зона реакторной установки),
некоторые системы спроектированы по принципу «совмещения» и т.д., не
позволяют оценить реальное состояние проекта э/б №№ 5, 6 БалАЭС.
Как иллюстрация к вышеназванным общим замечаниям ниже
приводятся замечания по отдельным технологическим системам и
оборудованию1.
Экспертиза проводилась выборочно
рассмотренных экспертами материалов
1
и
не
является
постраничным
анализом
17
Ядерный реактор
На блоке применен реактор ВВЭР-1000 (проект В-392Б), активная зона
которого комплектуется из модифицированных тепловыделяющих сборок
(УТВС), в которых используются топливные элементы с уран-гадолиниевым
топливом (твэг).
Так как, данный вид топлива является не типичным для водо-водяных
реакторов предыдущих поколений и достаточный опыт эксплуатации твэг
отсутствует, необходимо подтвердить конкретными данными заявление
разработчиков реактора о том, что примененная конструкция УТВС
исключает возможность снижения общего уровня безопасности активной
зоны реактора. В тексте нечетко изложены пути развития возможных
аварий, практически отсутствуют временные данные по осушению активной
зоны, времени нахождения твэлов без эффективного охлаждения, данные
по изменению уровня теплоносителя в активной зоне. Не приведен анализ
возможного изменения формы, характера разгерметизации оболочек
твэлов, механизма выхода продуктов деления в теплоноситель и их состава.
Не учитывается изменение состава теплоносителя в ходе аварии.
Отсутствует перечень и обоснование допустимых значений
контролируемых
параметров реактора при всех режимах эксплуатации и
при выводе в ремонт. Не указаны контрольные точки замеров и не описаны
методики контроля.
Главный циркуляционный насосный агрегат (ГЦН) и
трубопроводы главного циркуляционного контура (ГЦК)
В РУ для создания циркуляции теплоносителя в 1-м контуре применен
серийный главный циркуляционный насосный агрегат ГЦНА-1391 и
системы трубопроводной обвязки, соединяющие между собой все основное
оборудование РУ.
В разд. п.3.1.1.4.4.1 заявление разработчика о том, что конструкция
насосного агрегата обеспечивает надежное выполнение его функций и
сохранение прочности в различных аварийных ситуациях, не подтверждена
анализом таких ситуаций (или ссылкой на соответствующий документ,
содержащий такой анализ). Например, не показано, каким образом сводится
к минимуму вероятность поломок ГЦН с отрывом деталей, заклинивание
электродвигателя, и как обеспечивается выбег насоса при указанных авариях.
Также не показано, как обеспечивается (не обеспечивается) доступ к ГЦН и
его системам для проведения инспекции,
работ по техническому
обслуживанию и ремонту, и что дозы облучения персонала не выше
установленных проектом пределов.
В разд. п.3.1.1.4.4.4 имеется ссылка на применение конструкционных
материалов для изготовления ГЦН по специальному разрешению
Госатомнадзора России. При этом отсутствует перечень таких материалов и
не указано, являются ли они новыми по сравнению с традиционными для
атомной энергетики. Это не позволяет оценить выбор материалов. Сомнение
вызвано еще и тем, что в настоящее время действует целый ряд стандартов с
требованиями к металлам и сплавам, в той или иной степени учитывающих
18
особые
условия
эксплуатации продукции,
для
изготовления
которой предполагается материал. Ссылок ни на один из таких документов
по тексту нет.
Парогенератор (ПГ)
В РУ применен парогенератор ПГВ-1000М с увеличенным диаметром
корпуса.
Учитывая то, что ПГ типа ПГВ-1000М являются одним из самых
слабых мест РУ (сквозные трещины "холодных" и "горячих" коллекторов,
локализованные в ограниченной зоне, чрезвычайно высокая частота их
проявления практически на всех действующих АЭС рассматриваемого типа
свидетельствуют о том, что имеет место закономерное, а не случайное
повреждение ПГ, непосредственно угрожающее безопасности) отсутствие по
тексту (или в виде ссылок на другую документацию) необходимой
информации и анализа безопасности устанавливаемых ПГ с обоснованием
невозможности разрушения коллекторов ПГ (способного привести к
запроектной аварии на энергоблоке), недопустимо.
В обязательном порядке должно быть также выполнено обоснование
надежности и безопасности измененной конструкции ПГ (увеличение
диаметра корпуса), в первую очередь, с точки зрения увеличения его массы
и, соответственно, выбора фундамента, давления на опоры и раскрепления,
устойчивости к внешним воздействующим факторам.
Кроме этого, не приведены данные по оценке остаточного срока
службы, не представлен анализ влияния возможных отказов конкретных
элементов ПГ на его безопасность, не приведено обоснование,
что
конструкция ПГ и его узлы крепления обеспечивают технические
характеристики ПГ при ПЗ и МРЗ. Не приведены предельно допустимые
значения механических, теплогидравлических, прочностных характеристик
ПГ, допустимый флюенс конструкции.
Компенсатор давления и система компенсации давления I контура
Система компенсации давления I контура предназначена для:
- ограничения давления в I контуре, вызываемого изменением
температурного режима во время работы РУ;
- защиты I контура от повышения давления;
- создания давления в I контуре в период пуска РУ;
- снижения давления в I контуре при расхолаживании;
- не перечислены меры и способы защиты от превышения давления сверх
проектных пределов при НЭ;
- не приведена общая эффективность устройств и предохранительных
клапанов, предназначенных для сброса давления из I контура;
- не приведены меры, обеспечивающие сведение к минимуму потери
теплоносителя при непосадке клапанов после открытия;
- не описаны действия и приспособления для монтажа устройств сброса
давления, расположенных в границах I контура и на ПГПГ со стороны II
контура;
19
- не приведена информация о проверке
и
настройке
предохранительной арматуры и гидрозатворов;
- не представлен анализ теплогидравлического расчета системы защиты I
контура от превышения давления;
- не приведено проектное обоснование пропускной способности и
количества клапанов,
методов проверки и контроля их
функционирования.
В п.3.1.1.4.5.5 не обосновано применение вместо используемой в
аналогичных системах в проектах 1-й очереди Балаковской АЭС стали марки
08Х19Н10Г2Б стали марки 08Х18Н10. А также не приведены данные по
контролю элементов, неблагоприятно влияющих на эксплуатационные
характеристики материалов и о мерах по ограничению примесей (содержание
кобальта в никелесодержащих сталях, меди, никеля и фосфора в корпусных
сталях, углерода, серы, фосфора и кремния в углеродистых сталях).
Не приведены данные, исключающие хрупкое растрескивание
элементов системы при низких температурах. Не приведены критерии
разрушения трубопроводов.
Система герметичных ограждений
Отсутствует качественный анализ надежности системы и анализ
функционирования ее при отказах. Необходимо
указать
номера
действующих
инструкций СГО, т.к. в противном случае, нет
возможности убедиться в правильности изложенных разработчиков
утверждений о надежности и безопасности системы.
СВРК
В тексте отсутствует информация о методах, объеме и сроках
проведения контроля состояния и испытаний в процессе эксплуатации, в
том
числе проверки метрологических характеристик измерительных
каналов.
СКГО
Отсутствует качественный анализ надежности системы и анализ
функционирования ее при отказах. Необходимо указать номера
действующих инструкций стенда КГО, т.к. в противном случае, нет
возможности убедиться в правильности изложенных утверждений.
Система продувки-подпитки 1 контура, включая борное
регулирование (система аварийного ввода бора)
По тексту указано, что реактор переводится и поддерживается в
подкритическом состоянии при НУЭ и при условии не срабатывания одного
наиболее эффективного органа воздействия на реактивность только в
результате совместной
работы
двух
из предусмотренных систем
воздействия на реактивность: борной и механической. Принятые технические
решения не исключают:
- возможность заброса р/а воды в чистые системы;
- возможность непредусмотренной подачи дистиллята в I-й контур.
20
Не определена достаточность запаса борированной воды.
Система дренажей и организованных протечек
Система предназначена для сбора и возврата в 1 контур
организованных протечек во всех режимах НЭ, включая режим
расхолаживания и слива 1 контура.
Техническим решением не исключено попадание дистиллята из
барботера в I контур, не исключена также возможность неконтролируемого
поступления дистиллята в бак организованных протечек и далее в 1 контур.
Системы спецводоочистки (система технической воды РО, система
отмывки концевых уплотнений ГЦН)
Не описана связь СВО-1 со смежными системами. Предложенные
технические решения не исключают непредусмотренное
попадание
дистиллята в 1 контур.
Система газовых сдувок
Критерием выполнения возложенных на систему функций является
разбавление азотом газовых сдувок от оборудования, участков
трубопроводов до взрывобезопасных концентраций, а также выполнение
требований со стороны РУ.
В тексте не обосновано выполнение этих функций, нет обоснования
взрывобезопасности сред в системе. Отсутствует алгоритм контроля
взрывобезопасности сред в системе. Отсутствуют результаты расчетов газов
во всех режимах работы, во всех трубопроводах и оборудовании. Не
указано, что на трубопроводы продувки импульсных клапанов в
соответствии с требованием ОПБ-88/97 накладывается, в том числе
требование удержания радиоактивных продуктов в границах трубопроводов,
и не приведен анализ возможной аварии с выходом радиоактивности.
Турбоустановка
Турбоустановка включает в себя турбину конденсационную типа К1000-60/1500-2М и турбогенератор типа ТВВ-1000-4УЗ и предназначена для
преобразования тепловой энергии пара от парогенераторов в механическую
энергию вращения ротора и привода турбогенератора, а также обеспечивает
сверх отбора пара для подогрева питательной воды и на турбоприводы
питательных насосных агрегатов нерегулируемые отборы пара на
собственные нужды и на подогрев сетевой воды в системе теплоснабжения.
Турбоустановка для АЭС с ВВЭР по классификации ОПБ-88 может
быть отнесена к классу 4Н, ее отказы не приводят к ядерно- и/или
радиационноопасным последствиям .
Анализ проекта показал, что при проектировании использованы
устаревшие на настоящее время ГОСТы и ТУ на оборудование и материалы,
отсутствуют требования к метрологическому обеспечению КИПиА, нет
четкости при обеспечении качества в процессе изготовления, монтажа и
строительства.
21
Система сжигания водорода
Система предназначена для сжигания водорода, выделяющегося в
деаэраторе подпиточной воды. Система работает при работе системы
продувки-подпитки.
Вызывает сомнение категория сейсмостойкости II для всего
оборудования системы (например, это касается трубопроводов кислорода).
В тексте не описан контроль концентрации водорода в реакторном
отделении. Отсутствует анализ (ссылки на него) взрывобезопасности в РУ и
1-ом контуре.
Система очистки технологических сдувок
Система очистки технологических сдувок предназначена
для
уменьшения выброса радиоактивных инертных газов, радиоактивного йода и
аэрозолей из газообразных сдувок технологического оборудования
реакторного отделения, выделяющихся во всех режимах эксплуатации.
По мнению экспертизы в проекте необходимо выполнить описание
работы системы при проектных авариях и перечень отказов системы при
проектных авариях. Оценить показатели надежности системы и
оборудования, входящего в нее.
Система аварийной подачи питательной воды в ПГ
Предназначена для подачи питательной воды в ПГ в аварийных
режимах работы блока, связанных с обесточиванием блока и нарушением
нормальной подачи питательной воды в ПГ.
Нет информации
о
предусмотренных технических средствах,
предназначенных для предотвращения проектных аварий рассматриваемой
системы безопасности.
Не приведены данные по требованиям к регулированию системы.
Не рассмотрено влияние отказов по общей причине и ошибок
персонала на ее работоспособность и надежность,
и в целом
на
безопасность энергоблока в целом.
Обеспечивающие системы вентиляции
Вентиляционные системы
помещений
систем безопасности
предназначены для выполнения следующих функций:
- обеспечение работы систем безопасности в проектных режимах
работы блока при расчетных и экстремальных параметрах наружного
воздуха;
- обеспечение требуемых условий для работы обслуживающего
персонала в помещениях АЭС.
Не указаны требования к огнестойкости оборудования и воздуховодов.
Не представлен перечень отказов системы и, в том числе не
рассмотрены отказы по общей причине, как самой системы, так и
связанной с ней управляющей системы, отказы контрольно-измерительной
аппаратуры, также нет анализа влияния ошибок оператора.
22
Раздел
3.
Технологические решения.
3.7.
Радиационная
защита том 3.35 Пояснительная записка. 210015.0000002.00506.510КТ.0335
В соответствии с п.5.26 СП АС-03 проектная документация АЭС
должна содержать:
- характеристики
защитных
материалов
и
конструкционное
оформление защиты;
в представленном на экспертизу документе нет сведений о
конструктивном оформлении защиты.
- методы и программы расчета защиты и результаты расчета полей
излучений;
На стр.13 дана ссылка на программы расчета DOT 111 и ANISN [8,9]
без указания сведений об аттестации методики в соответствии с ГОСТ Р
8.563-96.
Не приведена характеристика средств предотвращения, подавления и
локализации последствий радиационных аварий;
Нет сведений.
- методы проведения дезактивации помещений и основного
оборудования блока
Отсутствует раздел:
- максимальные расчетные значения индивидуальной и коллективной
дозы облучения персонала при выполнении ремонтных и профилактических
работ на оборудовании;
Нет точных сведений:
- расчет потребности индивидуальных средств дозиметрического
контроля, медико-санитарного обеспечения персонала и средств
индивидуальной защиты (далее - СИЗ) как при нормальной эксплуатации, так
и при проектных авариях;
Нет точных сведений:
- по размерам СЗЗ и ЗН.
В тексте, в частности на стр. 152, приведен размер СЗЗ (3 км) без
расчетов и ссылок на методики.
Нарушено требование п. 3.2.9. (ОСПОРБ-99) по определению размеров
СЗЗ и ЗН, который гласит, что «размеры санитарно-защитной зоны и зоны
наблюдения вокруг радиационного объекта устанавливаются с учетом
уровней внешнего облучения, а также величины и площади возможного
распространения радиоактивных выбросов и сбросов. При расположении на
одной площадке комплекса радиационных объектов санитарно-защитная
зона и зона наблюдения устанавливаются с учетом суммарного воздействия
объектов».
Не представлена информация, о согласовании центральными
государственными органами санитарно-эпидемиологического надзора границ
санитарно-защитной зоны и зоны наблюдения радиационного объекта на
стадии проектирования. Требование п.3.2.13 (ОСПОРБ-99)
23
В
данной
пояснительной записке неоднократно допускаются
декларативные высказывания без ссылок на нормативы или легитимные
методики:
1. На стр. 11 «для надежного обеспечения критерия радиационной
безопасности персонала, занятого на станции, при разработке проекта
установлен дополнительный критерий-предел на коллективную дозу
персонала…. и целевой предел на коллективную дозу при проведении
регламентных работ».
Нет сведений о том, кто и каким документом установил эти пределы. Нет
ссылки на документ.
2. «В качестве приемлемого критерия эффективности радиационной защиты
при проектных авариях, без учета их ликвидации, устанавливаются
…эффективные дозовые пределы облучения персонала…».
Нет ссылки на документ, в соответствии с которым установлен «приемлемый
критерий эффективности РЗ» в числовом выражении и термин «эффективные
дозовые пределы».
3. В разделе 3.7.2. (стр.13) утверждается, что «Распространение активных
сред из активной зоны в технологические контура и выход активности в
помещения станции определяет радиационную обстановку….».
Опасно некорректное утверждение, т.к. радиационную обстановку в
помещениях станции определяет косвенно-ионизирующее фотонное и (или)
нейтронное излучение (ЗРИ) а не выход активности, т.е. открытые РВ
(активность).
5. В разделе 3.7.4.1. (стр. 76) приводятся сведения о мощностях
эквивалентных доз «для оценки возможности кратковременного доступа
персонала под оболочку при нормальной работе оборудования ». Нет ссылок
на способ получения этих данных. Если данные расчетные, то должна быть
ссылка на аттестованную методику и полностью приведен расчет; если
данные получены экспериментально - должны быть ссылки на примененную
измерительную аппаратуру и ее характеристики.
6. В разделе 3.7.4.2. (стр. 79), где говорится о расчете толщин биологической
защиты, нет сведений об аттестации методики «Программа Д-7» в
соответствии с ГОСТ Р 8.563-96.
7. В разделе 3.7.5. (стр.105) утверждается, что «эффективная доза облучения
персонала станции определяется только излучением закрытых источников».
Не указан вид излучения закрытых источников. Более того, данное
утверждение не согласуется с п. 3.7.2, где говорится о выходе активности в
помещения станции.
8. На стр. 106 дана ссылка на документ без расшифровки его названия и
степени легитимности - исх. № 10-65/7133 от 18.09.03 г.
9. Данные о периодах полураспада радионуклидов приведены в тексте без
ссылки на источник литературы. Например, в тексте указывается, что Т1/2 для
Sr-90 =28,6 лет, а в НРБ-99 он принят равным 29,1 лет.
10. На стр.128 приведена ссылка на «методики расчета скоростей
спринклерного выведения» описанные в НИР. Научные методики не могут
быть использованы в проекте, если они не аттестованы в установленном
порядке.
24
Книга 1 – Хранилище свежего топлива, Том 3.10 - Пояснительная
записка
210015.0000002.00506.510-КТ.0310.01
подраздела
3.2А.
Обращение с топливом раздела 3 Технологические решения (далее: ПЗ
Том 3.10-КТ.0310.01)
Общая ёмкость хранилища свежего топлива составляет 333 ТВС, из них
134 ТВС размещаются в двух вертикальных стеллажах, 180 ТВС – в 90
упаковочных комплектах и 19 ТВС – в чехле транспортном. Шаг размещения
ТВС, равный 300 мм, выбран из условия обеспечения Кэф не более 0,95.
Раздел 1. «Основные технические решения»:
К комплексу систем обращения со свежим ядерным топливом на
станции в целом не «приписана» опасная операция, связанная с загрузкой его
в реактор;
Не указано, что компоновка хранилищ ядерного топлива будет
обеспечивать быструю эвакуацию персонала из помещений в случае аварий.
Т.е., не показано, что будет выполнено требование п. 3.6.6. ПН АЭ Г-14-02991;
Л.8, п. 1.3. В основных функциях безопасности системы не указана
такая функция, как исключение возможности несанкционированного
проникновения в хранилище свежего топлива (ХСТ) лиц, не связанных с
обслуживанием ХСТ - не показано, что будет выполнено требование п.
5.2.12. ПН АЭ Г-14-029-91 также в части оснащения хранилища охранной
сигнализацией;
Л.9, п.п. 2,3. Предусмотрено размещение ХСТ на площадке блоков
Балаковской АЭС в отдельном здании. РУ блоков 1-й очереди размещены, и
РУ блоков 2-й очереди разместятся в контейнментах, рассчитанных на
падение, пусть даже не тяжелого, самолета и без возможного взрыва его
горючего и/или боеприпасов. С целью исключения бессмысленной потери
станции в целом в случае ядерной аварии в здании ХСТ при падении на него
самолета оно также должно быть рассчитано на исключение ядерной аварии
в топливе при указанном воздействии на него.
Заказчик достройки Балаковской АЭС обязан в соответствии с п. 4.2.4.
«Правил…» ПНАЭ Г-14-029-91 выставить требование о размещении ХСТ в
контейнментах блоков №№ 5 и 6, или учета в проекте здания ХСТ
воздействие упавшего самолета. Из данных п. 5 следует: габариты здания
станционного ХСТ (размеры в метрах: в плане 53,2х17,3, высота 20,35)
придают ему «облик» крупной и легко разрушаемой мишени.
В «Проекте…» не обоснована безопасность ХСТ для станции в целом. В
случае если техническим проектом Балаковской АЭС не предусматривалось
сооружение ХСТ за пределами контейнментов энергоблоков станции, то в
соответствии с федеральными законами использования атомной энергии и
охраны окружающей среды разделы «Проекта... (достройки)», касающиеся
сооружения станционной ХСТ, должны быть аннулированы;
Л.10. Для ХСТ, как для хранилища 1 класса с размещением в нем
топлива, обогащенного не более 5 %, не предусматривается система
аварийной сигнализации - в соответствии с п. 5.2.13. ПНАЭ Г-14-029-91.
Однако для компенсации такого ненадежного условия «Проектом...» не
25
планируются технические меры, исключающие в ХСТ ввоз ТВС, в
твэлах которых по ошибке их изготовителя может оказаться обогащение
топлива, превышающее 5 %;
Л.15, раздел 3 «Основные транспортно-технологические операции при
хранении и транспортировке свежего топлива»;
Л.15, п.3.1, Л.37, п. 4.13. В перечне транспортно-технологических
операций не предусмотрен визуальный досмотр железнодорожного вагона В60СК со свежим топливом перед подачей его в здание с ХСТ, а также
прицепленного к нему тепловоза. В конструктивных полостях вагона и
тепловоза, не обозреваемых снаружи, может «въехать» в ХСТ даже взрывное
устройство любой мощности. Аналогичному досмотру должны подвергаться
и внутристанционная платформа перед подачей в ХСТ для загрузки в нее
свежего топлива, подготовленного к доставке в реакторное отделение (РО), а
также прицепленный к платформе тепловоз. «Проект...» надлежит доработать
с целью учёта реальной опасность акций террористов, включая
обязательность указанных досмотров;
Л.39, раздел 5 «Компоновочные решения...» ХСТ;
Л.39, п. 5.1. В обосновании того, что ХСТ выполняется как хранилище
1-го класса, указано на исключение возможности попадания воды в
хранилище разными мерами, в том числе расположением его выше нулевой
отметки так, что высота пола в местах размещения ТВС превышает нулевую
отметку на 0,5 м. Однако в перечне воздействий (см. п. 3 на Л.9 радела 1) не
указано возможное затопление площадки Балаковской АЭС в случае прорыва
плотины Самарской ГЭС, что вероятно, или Куйбышевской ГЭС, что опаснее
для ХСТ и для станции в целом. Последствия последнего не предсказуемы,
поскольку это обусловит полное и надолго обесточивание всех РУ и РДЭС
Балаковской АЭС.
С учетом изложенного выше следует отметить, что в «Проекте…» не
обоснованы правомерность и безопасность размещения ХСТ вне защитных
оболочек РО.
26
Книга
2
–
Хранилище отработавшего ядерного топлива,
Том 3.10 - Пояснительная записка 210015.0000002.00506.510-КТ.0310.01
подраздела 3.2А Обращение с топливом раздела 3 Технологические
решения (далее: ПЗ Том 3.10-КТ.0310.02)
Из ПЗ следует, что хранилище отработавшего топлива (ХОЯТ) контейнерного типа. Оно предназначено для приема и промежуточного
хранения перед отправкой на объект переработки ОЯТ (РТ) транспортных
упаковочных комплектов ТУК-13/1В с ОЯТ. ХОЯТ размещено в отдельном
здании на площадке блоков станции, связанном ж/д путями с РО, площадкой
отстоя вагон - контейнерного состава и внешними ж/д путями. Ограничения
по взаимному расположение ТУКов при хранении и расстоянию между ними
отсутствуют. Время хранения топлива в ХОЯТ принято до одного года.
Емкость ХОЯТ составляет пять контейнеров для ОТВС и 2 контейнера для
отработавших пучков поглощающих стержней системы управления и защиты
(ПС СУЗ).
Л.8. Среди нормативов, регламентирующих проектирование ХОЯТ,
указан и ОПБЗ-83. В связи с эти необходимо отметить следующие:
Признано, что в настоящее время стало явным нарастание частоты и
тяжести свершения террористических актов, техногенных аварий и
катастроф с лавинообразным наращиванием от них масштабов поражения и
жертв. «В течение последних лет международный терроризм строит планы
проведения акций, направленных против объектов атомной промышленности
и энергетики, которые представляют собой глобальную экологическую
опасность, стремясь посредством захвата ядерных материалов и создания на
их базе оружия массового поражения решить свои политические цели2».
Наступило время, когда принятые для использования ТУКи, будучи
заполненными ОТВС, стали неприемлемыми для традиционной перевозки по
территории России. ТУКи с ОТВС, загруженные в вагон-контейнер ТК-13,
потенциально опасны.
Обоснование:
Катастрофа, состоявшаяся в апреле 2004 года на ж/д станции города
Рёнчхона Северной Кореи, может произойти в любой точке
железнодорожных путей, по которым следуют платформы с цистернами,
заполненными горючими, взрывоопасными материалами. В результате
произошедших двух подряд взрывов, как сообщалось, инициированных
обрывом троллейной электролинии, образовались две воронки диаметром
порядка 70 метров, и был разрушен город. Подобные катастрофы произойдут
случайно, либо вследствие акций террористов, что вероятнее. Террористы
своими методами причинения максимальных ущербов странам всегда
опережали, будут опережать и впредь принятие спецслужбами мер,
предотвращающих такие события.
Оказалось, что цистерны с горючими или взрывоопасными материалами
на ж.д. платформах, на автомашинах и в АЗС представляют собой мощные и
Министр внутренних дел России Р.Г.Нургалиев. Ядерный контроль, № 33, 2005. 28
сентября - 5 октября
2
27
легко взрываемые бомбы. Они безнадзорно, «официально» и без
досмотров «блуждают» по железнодорожным магистралям и улицам городов
любой страны, являясь чрезвычайно опасными. При наличии такой, теперь
уже реальной, опасности в течение года через «половину» России
совершается не менее 8-10 «путешествий» контейнеров с ОЯТ. Последствия
разрушения опасной цистерны возле вагона-контейнера ТК-13, загруженного
ТУК с ОЯТ, будут неизмеримо более ущербными и на столетия, в случае
если при параллельных или встречных курсах эшелонов они окажутся в зоне
воздействия взорвавшейся цистерны.
Вместе с тем, основными требованиями, предъявляемыми к ТУК,
являются высокая прочность, герметичность, химическая и пожарная
стойкость», что они «отвечают требованиям национальных норм и правил и
документов МАГАТЭ по безопасности, как при нормальной эксплуатации,
так и аварийных ситуациях: падение с высоты 9 метров, падение на штырь с
высоты 1 метр, нахождение в очаге огня при температуре не менее 800ºС в
течение 30 минут, погружение в воду на глубину не менее 200 м с выдержкой
в течение часа». Так и указано в ПНАЭ Г-14-029-91.
Из «Правил...» следует, что ТУК воздействием взрыва не испытывался.
Следовательно, в «Проекте...» не обоснованы допустимость и безопасность
использования ТУКов и их традиционной транспортировки с ОЯТ
посредством вагон контейнера ТК-13 от АЭС в РТ в этом веке, поскольку
ТУК не испытан воздействием взрыва, эквивалентного взрыву из
состоявшихся на ж/д станции города Рёнчхона, и не указано, что будут
предусмотрены меры предотвращения реальной опасности реализации
такого воздействия на ТУК с ОЯТ;
Л.Л.9,10 (верхний абзац): указаны перечень мер, обеспечивающих
безопасность контейнерного хранения ОЯТ, и что «Обеспечение ядерной и
радиационной безопасности при хранении ОЯТ в ТУКах в основном
возложено на строительные конструкции здания и ...» ТУКи. В связи с тем,
что ТУК не испытан воздействием взрыва, здание хранилища не рассчитано
на исключение ядерной аварии в ОЯТ при падении на него самолета, а
площадка Балаковской АЭС находится вблизи реки Волги, «Проект...» не
обосновывает правомерность и безопасность размещения ХОЯТ в отдельном
здании на площадке станции;
Раздел 3. Основные транспортно-технологические операции при
хранении и транспортировке отработавшего ядерного топлива;
Л.Л.14, 15. Предложение: Следует предусмотреть досмотры
транспортных средств и тепловоза перед их подачей в помещение ХОЯТ.
28
Том 3.7 - Пояснительная записка 210015.0000002.00506.510-КТ.0307
подраздела 3.2 Обращение с топливом. Основные здания и сооружения
Раздела
3
Технологические
решения
(в
тексте:
ПЗ
210015.0000002.00506.510-КТ.0307)
Л.7 верхний абзац. В описании назначения комплекса систем хранения
и обращения с ядерным топливом для активной зоны реактора не указана
операция погрузки ядерного топлива в реактор;
Л.7. 4-й абзац сверху. В перечне мер безопасности не указано, что
компоновка хранилищ ядерного топлива будет обеспечивать быструю
эвакуацию персонала из помещений в случае аварий. Т.е., в «Проекте...» не
показано, что будет выполнено требование пункта 3.6.6 ПН АЭ Г-14-029-91;
Л.7. 4-й абзац сверху. В перечне мер безопасности не указано, что
будет исключена возможность несанкционированного проникновения в ХСТ
лиц, не связанных с его обслуживанием - не показано, что будет выполнено
требование п. 5.2.12 ПН АЭ Г-14-029-91 в части оснащения ХСТ охранной
сигнализацией;
Л.7. 4-й абзац сверху. В перечне принципов и требований по
обеспечению безопасности системы обращения с ядерным топливом указано
использование гомогенного поглотителя в воде бассейна выдержки (БВ).
Однако среди перечисленных систем для оснащения ими БВ,
предназначенных для предупреждения аварий, не указаны:
Системы контроля над содержанием в воде БВ растворенного
поглотителя и меры, исключающие попадание чистой воды в БВ. Т.е., не
предусмотрена реализация требования, указанного в пункте 2.4.15 ПБЯ РУ
АС-89;
Не менее чем две системы контроля уровня воды с поглотителем в БВ.
В тексте на Л.15 под рубрикой «Управление и контроль системы при
реакторного хранения ОЯТ» также не указано, что этих систем должно быть
две. Т.е., не предусмотрен учет пункта 2.4.17 ПБЯ РУ АС-89;
Система сигнализации об отклонении от требуемой концентрации
поглотителя в воде БВ. БВ, находясь в составе РУ, подпадает под все
требования ПБЯ РУ АС-89, касающиеся использования в РУ жидкого
поглотителя;
Система для обеспечения равномерной концентрации жидкого
поглотителя по объему воды в БВ;
Л.7. 4-й абзац сверху. В том же перечне принципов и требований
приведено условие: «обеспечение проектной температуры оболочек твэлов
не выше предельно допустимой (350 ºС)». Надо полагать, что эта
температура является расчетной величиной для реальных условий хранения
ТВС, однако в «Проекте...» нет пояснений, какими мерами будет надежно
исключено у оболочек твэлов превышение указанной температуры;
Л.8. Абзацы 2-й, 3-й. Указано, что «перегрузка реактора производится с
помощью перегрузочной машины под защитным слоем воды...», а также то,
что «все транспортно-технологические операции производятся в
присутствии... персонала». В этом случае крышка реактора снята и, стало
быть, первый контур уже не является каким-либо барьером по выходу
29
радиоактивности из теплоносителя 1- го
контура
и
потерявших
герметичность оболочек части твэлов ОТВС, находящихся в ядерном
реакторе. Указанная технология перегрузки является режимом нормальной
эксплуатации РУ, поэтому разрушение одного из важнейших барьеров на
пути выхода радиоактивности в окружающую среду в виде раскрытия
реактора при наличии не плотностей в оболочках твэлов ОТВС есть
нарушение положений, указанных в пунктах 1.2.3, 1.2.4 ОПБ-88/97.
Главным же является следующее: в ЦЗ РУ присутствует персонала в
условиях, когда 1-й контур как барьер нарушен. Радионуклиды из
разгерметизировавшихся твэлов ОТВС, еще находящихся в реакторе, а также
перетаскиваемых под слоем воды в БВ, поступают в воду, в воздушную
среду. А возле обширной поверхности этой воды над реактором и БВ
персонал должен работать и поглощать газообразные радионуклиды в дозах,
«разрешенных» старыми нормами. В дополнение к этому каждый из
работающих на станции, каждый из членов их семей, другие жители
постоянно «усваивали» и после доработки станции продолжат уже в большей
мере «усваивать» тритий, нарабатываемый в воде 1-го контура РУ, без
какого-либо учета получаемых ими, таким образом, доз.
В книге В.А. Сидоренко «Вопросы безопасной работы реакторов
ВВВЭР» (Москва Атомиздат, 1977), достаточно откровенной в части
опасности ядерных реакторов ВВЭР, указано, что «Одним из наиболее
существенных недостатков, связанных с применением в водо-водяных
реакторах борного регулирования, является загрязнение теплоносителя
тритием… За год работы реактора образуется трития активностью… тысячи
кюри... Как химический аналог водорода он не задерживается на очистных
системах спецводоочистки абсолютные значения сбрасываемой активности
оказываются большими. Неудаляемость трития химическими средствами и
большое время полураспада (12,26 года) приводят к тому, что любые меры
удержания его в системах АЭС не могут дать практически никакого эффекта.
Весь образовавшийся в 1-м контуре тритий будет сброшен за пределы
станции». Равно, как и «внутри» ее.
Из приведенного выше следует, что «Проектом…» не обоснована
радиационная безопасность персонала станции и «ближайшего» населения не
только в нормальных и аварийных режимах выгрузки ядерного топлива из
реакторов Балаковской АЭС, но и при работе ее энергоблоков на мощности.
Из-за неустранимых недостатков РУ с ВВЭР (необходимость раскрытия
ядерного реактора для перегрузок ядерного топлива и постоянная наработка
реактором в теплоносителе трития), что Балаковская АЭС не удовлетворяла и
при пуске блоков № 5 и № 6 будет в большей степени не удовлетворять
требованиям безопасности, которые указаны в пункте 1.2.1 ОПБ-88/97.
Отсутствие в «Проекте...» корректной информации о нарабатываемом,
сбрасываемом за пределы РУ блоков Балаковской АЭС, но не учитываемом
облучением тритием персонала станции и людей населенных пунктов,
находящихся в зоне воздействия сбрасываемой радиоактивности с этой АЭС,
как дополнительной дозовой нагрузки;
Л.8, 13-й абзац сверху. Из текста следует, что для ядерных реакторов
достраиваемых блоков предназначаются ТВС, не имеющие чехлов. Однако
30
не сказано, ухудшает ли это теплосъем
с
твэлов
ТВС
с
максимальным энерговыделением из-за перераспределения интенсивности
протоков теплоносителя «в пользу» окружающих ТВС с меньшим
энерговыделением. Не указано, что охлаждение безчехловых ТВС не
приводит к увеличению в «горячих» ОТВС доли твэлов, оболочки которых
будут терять герметичность. Т.е., не показано, что использование
безчехловых ТВС не приведет в целом к нарушению требований пунктов 1.1,
1.2, 1.3 Приложения к ПБЯ РУ АС-89;
На Л.14 в 3-м абзаце сверху подраздела 3.2 «Бассейн выдержки»
указаны данные о числе ТВС, которые могут накопиться в РУ (163 шт. ТВС в
реакторе и 245 шт. ТВС в БВ). Стало быть, лишь меньшая доля высоко
радиоактивных ОТВС в «содружестве» с СТВС остается в реакторе для
«дожигания». Эти ОТВС остаются в границах 3-го физического барьера на
пути проникновения радиоактивности в окружающую среду – в 1-м контуре.
Большая же часть высоко радиоактивных ОТВС будет сосредоточена в БВ,
который не является таким барьером, как 1-й контур. Это означает, что
достроенные блоки и Балаковская АЭС в целом не будут соответствовать
критериям и принципам обеспечения безопасности, приведенным в пункте
1.2 ОПБ-88/97, и в «Проекте…» не обоснована безопасность достраиваемых
блоков станции;
На Л.15 в 1-м абзаце сверху подраздела 3.3 «Шахты ревизии внутри
корпусных устройств и верхнего блока», по-видимому, реактора, указано, что
в шахте ревизии блока защитных труб (БЗТ) будет производиться осмотр и
замена термопар и прочее. Вместе с тем не приведены сведения о возможных
загрязнениях радиоактивностью и мощности ионизирующего излучения, при
которых персонал будет производить указанные работы, и какие дозовые
нагрузки для выполнения этих работ потребуются. Т.е., в «Проекте…» не
показана «цена» восстановления работоспособности БЗТ, или, другими
словами, не обоснована радиационная безопасность для персонала
достроенных блоков с учетом выявленных замечаний;
Л.16. В подразделе 4.1. «Операции по перегрузке реактора…» указана
такая операция, как снижение активности воды до допустимых пределов
путём водообмена», однако нет данных о том, какое количество вытесняемой
воды из 1-го контура и куда будет слито, а также какое количество трития в
кюри при этом будет сброшено в окружающую среду. Последний параметр
является главным в части обоснования тритиевой радиоактивности
достраиваемых блоков 2-й очереди и станции в целом. В связи с этим
обстоятельством необходимо отметить следующие режимы, важные для
понимания постоянного воздействия тритиевой радиоактивностью с любой
АЭС на основе РУ с ВВЭР на людей и среду обитания, но не показанного в
«Проекте…»:
При работе блоков на мощности постоянно выбрасывается тритий из 1го контура в количестве, «сбалансированном» режимами продувки/подпитки
контура. Этот режим необходим как для регулирования концентрации
раствора бора в воде и ее качества, так и для снижения удельной
радиоактивности воды, постоянно нарастающей вследствие миграции
радионуклидов из твэлов ТВС через имеющиеся и образующиеся не
31
плотности в их оболочках. В этом технологическом
процессе
1-й
контур вместо 3-го защитного барьера на пути распространения
радиоактивности преобразуется в канал транспортировки радионуклидов,
«прорвавшихся» через не плотности «постаревших» оболочек твэлов ОТВС в
теплоноситель, вместе с тритием, наработанным в этом теплоносителе, в
фильтры систем очистки, которые не умеют задерживать тритий, криптон-85,
другие радиоактивные газы и «выпускают» их через вентиляционные трубы в
среду обитания для потребления людьми и другими живностями в зоне
постоянных сбросов радиоактивности с АЭС.
К моменту достижения проектной глубины выгорания урана-235 в
твэлах имеет место максимальное накопление радионуклидов и
одновременно резкое снижение указанных барьерных функций твэлов.
Другими словами, когда радиоактивность топливной «начинки» достигает
максимума, барьерные функции твэлов значительно ослабевают. В этой
части АЭС с ВВЭР неустранимо не соответствуют положению пункта 1.2.3
ОПБ-88/97.
При снижении радиоактивности воды в 1-м контуре до допустимого
уровня производится постепенное вытеснение её не активной бор
содержащей водой. При этом практически весь тритий, содержавшийся в
воде 1-го контура, будет сброшен в окружающую среду теперь уже разовым
порядком. И не малое количество кюри, обусловленное тритием, но не
указанное в «Проекте...», бесконтрольно и без уведомления персонала,
«окружающего» населения будет «усваиваться» ими через водопользование
и посредством биологических цепочек. Повторно (см. пункт 3.1.7
«Результатов...») следует отметить, что сокрытие опасных для персонала и
населения данных о постоянных и ежегодных разовых сбросах трития с
каждого блока станции есть «заложенное» в каждый блок на период их
эксплуатации нарушение разработчиками «Проекта...» пункту 1.2.1 ОПБ88/97;
Л.16. В подразделе 4.1. «Операции по перегрузке реактора…» перед
описанием последовательности разборки реактора не указана важнейшая
операция как определяющая радиационную опасность для персонала станции
– постоянное выяснение радиационной обстановки в зоне проведения
указанных работ перед каждой очередной работой в процессе подготовки
реактора к перегрузке ядерного топлива. Это есть упущение «Проекта…» в
части обоснования безопасности достраиваемых блоков 2-й очереди станции;
Л.17. В перечне операций по разборке реактора указано также, «что
устанавливается в реактор и подключается система контроля перегрузки».
Эта формулировка является неопределенной. ПБЯ «не знают», потому не
регламентируют такую систему. В соответствие с п. 2.7.1.1 ПБЯ РУ АС-89
надлежит указать, что подготавливаются технические средства,
осуществляются организационные меры по обеспечению ядерной
безопасности, включаются системы контроля плотности потока нейтронов.
Кроме того, должна быть установлена в соответствии с п. 2.7.1.6 ПБЯ РУ АС89 рабочая концентрация раствора бора в воде, предусмотрены точки отбора
проб, средства ее контроля и способы поддержания, а также меры,
исключающие попадание в реактор воды без поглотителя (п. 2.7.1.7 ПБЯ РУ
32
АС-89).
Т.е.,
«Проект…»
не предусматривает
соответствие
достраиваемых блоков требованиям указанных пунктов ПБЯ;
Л.17. В перечне операций по разборке реактора не указано
предварительное проведение работ, предусмотренных пунктом 3.17 ПБЯ РУ
АС-89 в части объемов контроля в «рамках» его раздела 2.3.3, в период
проведения перегрузки реактора. Т.е., «Проект…» не предусматривает
соответствия указанным пунктам ПБЯ РУ достраиваемых блоков
требованиям указанных пунктов ПБЯ;
Л.17. В подразделе 4.1.2 («Вывоз выдержанного…» ОЯТ) следует
указать необходимость проведения досмотра используемых вагон
контейнера и тепловоза (см. пункт 1.2.1 «Результатов…»). Кроме того,
должно быть прекращено использование ТУК для транспортировки ОТВС,
не испытанного воздействием взрыва, о котором упомянуто в пункте 2.2.2
«Результатов…», или должны быть реализованы мероприятия, исключающие
воздействия взрывов на ТУК;
Л.20. В описании подраздела «Доставка свежего топлива в бассейн…»
следует указать как необходимую операцию проведения досмотров
используемых вагон контейнера и тепловоза;
Л.39. Раздел 5.7 «Транспортный упаковочный комплект ТУК-13/1В»:
Указанный ТУК-13/1В не исключает радиационную катастрофу в случае
разрушения его взрывом при перевозке по ж/д;
Л.52. Раздел 7 «Обеспечение гарантий МАГАТЭ»:
«Проектом...» не определен порядок подъема контейнера с
отработавшим топливом на отметки с высотой подъема 15 метров и 36,9
метра. Кроме того, допускается вариант, при котором для перемещения в
пределах указанных высот, превышающих безопасную высоту подъема
контейнера (9,0 метров), когда это перемещение его, имеющего вес при этом
112 тонн, будет осуществляться посредством двух крюков вспомогательного
подъема грузоподъемностью каждого 70 тонн. Для этого варианта, не
исключающего падение контейнера с высоты, превышающей 9,0 метра,
«Проектом...» не обоснована радиационная безопасность достраиваемых
блоков Балаковской АЭС.
33
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;
34
- 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.
35
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 какоголибо 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;
36
- 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
37
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 ОПБ88/97;
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 ОПБ88/97;
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 ОПБ88/97, поскольку этот ПГ не подтвержден опытом эксплуатации прототипов.
Соответственно в «Проекте…» не обоснована безопасность эксплуатации РУ
38
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
39
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.
40
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
Ссылка на указанную книгу В.А. Сидоренко обоснована «Техническим проектом
строительства Запорожской АЭС», в ТОБ которой содержаться графические и текстовые
данные, взятые из этой книги для анализа аварии, связанной с разрывом главного
парового коллектора в РУ с ВВЭР-1000. Со ссылкой на эту книгу было указано, что
мощность в ядерном реакторе неуправляемо («самостийно») возрастет к 110-й секунде до
уровня ~50 % номинального значения, если аварийный ввод раствора бора не будет начат
на 20-й секунде с момента разрыва паропровода. Мощность реактора «самостийно» не
превысит на 60-й секунде ~18 % от номинального уровня, если на 20-й секунде от
момента аварии будет начат ввод раствора бора с концентрацией 30 г/кг с расходом 540
т/ч. При этом, что не указано в книге В.А. Сидоренко, подача теплоносителя в активную
зону реактора почти прекратится, поскольку будет завершаться выбег всех ГЦН.
Дальнейшее «поведение» реактора не изучено.
3
41
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.
42
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
43
Книга
2
–
Приложение
В (210015.0000002.00506.510КТ.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;
44
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.
45
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.
46
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
47
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.
48
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.
49
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.
50
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 инженерногеологические 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 29,530,2 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.
51
Разгрузка
техногенных
вод происходит непосредственно в прудохладитель 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 прудаохладителя.
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;
52
- 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 физикомеханических 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 водоемаохладителя 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).
53
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
54
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
см. учебники по экологии: Одум, 1979; Уиттекер, 1981; Федоров, Гильманов, 1985
и др.
4
55
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 физикогеографической 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.
56
Раздел 1. Общая часть. Том 1.1. – Общая
210015.0000002.00506.510-КТ.0101
пояснительная
записка.
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. 210015.0000002.00506.510КТ.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.
57
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
58
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.
59
Раздел
10
Снятие
АЭС
210015.0000002.00506.510-КТ.10
с эксплуатации.
Том
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.
60
Раздел 13 Технико-экономическая часть
210015.0000002.00506.510-КТ.13)
(Том
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
Стоимость промстроительства и первой загрузки ядерного топлива
Полная стоимость промстроительства второй очереди БАЭС составляет
около 1,602 млрд. рублей. Из них уже освоено на 1 января 2004 года около
0,23 млрд. рублей.
Удельные капиталовложения составляют в промстроительство 755,8
рублей на киловатт установленной мощности (эл.), в достройку - 647,8
рублей на киловатт установленной мощности.
Стоимость первой загрузки свежего топлива составляет 0,216 млрд.
рублей (в сумме на 2 блока).
Срок строительства и срок эксплуатации второй очереди БАЭС
Срок строительства второй очереди БАЭС - 7 лет.
Срок эксплуатации энергоблоков - 40 лет.
Текущие затраты, себестоимость энергии
Удельная себестоимость эксплуатационных издержек отпускаемой
электроэнергии 1,53 коп/кВт-ч и тепловой энергии 6,05 руб./Гкал.
Всего издержки за 40 лет эксплуатации составляют 9,08 млрд. рублей.
Среднегодовые издержки и себестоимость отпускаемой энергии - 227
млн. рублей в том числе:
Персонал
Общая численность персонала составляет 1109 человек со
среднемесячной заработной платой 500 рублей без учета социального налога.
Ежегодный фонд заработной платы с учетом выплаты социального налога - 9
млн. рублей в год.
Расходы на социальную реабилитацию персонала по окончании
службы блоков не учитывается.
Демонтаж
Средства на демонтаж энергоблоков по окончании сроков
эксплуатации формируются за счет отчислений в ликвидационный фонд в
размере 1,3 % от стоимости товарной продукции и составляют 289 млн.
рублей за весь период работы блоков или около 7 млн. рублей ежегодно.
Средства на демонтаж не учитываются в издержках производства и
рассчитываются в составе свободных денежных средств (прибыли) по
окончании работы второй очереди БАЭС.
Реновационные (амортизационные) отчисления
Амортизационные отчисления составляют 40 млн. рублей в год.
61
Отчисления на средний и капитальный ремонты
Отчисления на средний и капитальный ремонты составляют 32 млн.
рублей в год.
Прочие расходы
Прочие расходы включают затраты на вспомогательные материалы,
полуфабрикаты, стоимость работ и услуг производственного характера,
выполняемых сторонними организациями, плата по процентам за
краткосрочные кредиты банков, затраты на спецодежду, спецпитание,
командировочные и подъемные расходы, оплата услуг связи,
вычислительных центров, банков, плата за аренду в случае аренды основных
производственных фондов, отчисления на содержание вышестоящих
организаций, инвестиционная составляющая.
Норматив отчислений на прочие затраты взят в размере 24% от суммы
ежегодных отчислений на амортизацию, средний/капитальный ремонт и
среднегодового фонда заработной платы с четом отчисления на социальное
страхование. Размер прочих затрат 19,451 млн. рублей в год.
Ядерный топливный цикл, в том числе:
Затраты на свежее топливо
Расчет топливной составляющей ведется на основе прейскуранта
«Оптовые цены на Тепловыделяющие сборки кассеты каналы и стержни для
реакторов атомных электро- и тепловых станций», утвержден
постановлением Госкомцен СССР от 28.02.89 № 149. Стоимость свежего
топлива в тарифе отпускаемой электроэнергии составляет 0,688 коп/кВт-час
или 102 млн. рублей в год (из расчета только отпускаемой электроэнергии).
Обращение с отработавшим ядерным топливом (ОЯТ) и
радиоактивными отходами (РАО)
Оценка сделана авторами проекта в соответствии с данными,
приведенными в работе «Энергетическая стратегия России. Стратегия
развития подотрасли атомной энергетики в рамках долгосрочной
комплексной
государственной
топливно-энергетической
программы
Российской Федерации на период до 2010 года», ЦНИИатоминформ М.
1994). Исходя из этой оценки стоимость обращения с ОЯТ и РАО составляет
23,6 % от стоимости обращения со свежим топливом или 24,1 млн. рублей в
год.
Выручка и прибыль
Цена на отпускаемую электроэнергию составляет 3,81 коп/кВт-час, на
тепловую энергию 15,1 руб./Гкал при годовом отпуске электроэнергии 14 118
млн кВт-час и годовом отпуске тепловой энергии - 1914 тыс. Гкал.
Ежегодная выручка начиная с 2012 года (выход на полную мощность) 566,8 млн. рублей.
Вся выручка от продажи продукции второй очереди БАЭС в течение 40
лет эксплуатации станции составляет около 22 млрд. рублей.
Накопление свободных денежных средств составит на момент вывода
второй очереди БАЭС из эксплуатации 10,929 млрд. рублей для варианта
финансирования проекта за счет собственных средств и 9,982 млрд. рублей
для варианта финансирования, при котором 50% достройки осуществляется
за счет собственных средств и 50% за счет внешнего кредита (в состав сальдо
62
накопленных средств входят и отчисления
эксплуатации в размере 289 млн. рублей).
на
снятие
блоков
с
Социально-экономическая эффективность
Социальное значение для региона
Сооружение второй очереди БАЭС будет способствовать решению
социально-демографических проблем Поволжского региона. Создается 1109
новых рабочих мест, сооружаются объекты социальной сферы в 30
километровой зоне вокруг БАЭС.
Расходы на социальную реабилитацию персонала по окончании срока
службы блоков не учитываются.
Поддержка местного производства
Новые энергетические мощности внесут значительный вклад в
обеспечение стабилизации уровня примышленного и сельскохозяйственного
производств в Поволжском регионе.
Повышение конкурентно способности энергоемких производств
благодаря низкой себестоимости электроэнергии, вырабатываемой на второй
очереди БАЭС (по сравнению с электростанциями на органическом топливе),
будет способствовать росту объемов этих производств, решению социальных
проблем их работников и росту занятости в регионе.
Бюджетная эффективность
Полный объем поступлений налоговых платежей в госбюджет
Российской Федерации за весь срок эксплуатации составляет 3,881 млрд.
рублей.
Величина местных налогов находится в пределах точности расчетов и
проходит в составе прочих затрат.
Замечания по 13 разделу
Общее замечание
В процессе работы авторы заключения общественной экологической
экспертизы пытались получить Методические указания по планированию
учета доходов и расходов концерна «Росэнергоатом», утвержденные
приказом генерального директора концерна «Росэнергоатом» № 265 от 25
марта 2004 г., на который присутствует ссылка в технико-экономической
части проекта. Однако авторы проекта отказались предоставить этот один из
ключевых документов для оценки экономической эффективности проекта
(письмо Проектно-конструкторского филиала концерна "Росэнергоатом" от
23.09.2005 за № 5 15-06/1426).
Корректность расчетов с точки зрения паритета удорожания
тарифа на продукцию атомной станции и удорожания стоимости
строительства и эксплуатации атомных станций
Все стоимостные расчеты проекта приведены в рублевых ценах начала
1991 года. Цены и стоимость в абсолютном исчислении с тех пор
увеличились. Но это увеличение произошло непропорционально, так как
63
стоимость
строительства
и эксплуатации атомных станций росла
быстрее, чем тарифы на электроэнергию, отпускаемую АЭС.
Стоимость строительства в современных условиях составляет около
1000 долларов за киловатт установленной мощности (эл.) или по текущему
курсу - 28 500 рублей за киловатт установленной мощности. По проекту,
удельная стоимость капиталовложений составляет 755,8 рублей за киловатт
установленной мощности. Таким образом коэффициент удорожания
удельной стоимости капиталовложений с 1991 года составляет
28500/755,8=37,7 раз.
К стоимости строительства привязаны две другие величины,
относящиеся к стоимости эксплуатации, - среднегодовые отчисления на
средний/капитальный ремонт и прочие затраты. Рост этих величин
увеличивает в свою очередь размер текущих затрат.
С другой стороны нынешняя цена электроэнергии АЭС на рынке
ФОРЭМ составляет порядка 45 коп/кВт-час. По проекту, тариф на
электроэнергию второй очереди БАЭС составляет 3,81 коп/кВт-час. Таким
образом, коэффициент удорожания тарифа на отпускаемую электроэнергию с
1991 года составляет 45/3,81=11,8 раза.
В результате возникает диспаритет между ростом стоимости
строительства/эксплуатации второй очереди БАЭС и ростом тарифа на
продукцию АЭС: удорожание стоимости строительства/эксплуатации АЭС
более чем в 3 раза превышает удорожание тарифа на отпускаемую
продукцию АЭС. Такой диспаритет связан с тем, что цены на
электроэнергию жестко регулируются государством.
Аналогичные результаты получаются при сравнении ценовых
показателей 1991 и 2000 годов. Коэффициент удорожания строительства,
исходя из данных Счетной палаты, составляет 18,9, а коэффициент
удорожания цены отпускаемой электроэнергии - 6,5 (зд. и далее приводятся
данные из Отчета о проверке состояния и развития атомной энергетики, ее
влияния на формирование федерального бюджета, использование средств
федерального бюджета, выделенных на реализацию программы «Топливо и
энергия» в 1999-2000 гг., в том числе на строительство Курской АЭС и
Калининской АЭС//Бюллетень Счетной палаты РФ, № 4(52). – М., 2002).
Диспаритет удорожания стоимости строительства и тарифа на
электроэнергию в 2000 году (5 лет назад) составлял 2,9 раза.
Косвенно
диспаритет
удорожания
подтверждается
долей
себестоимости в тарифе на отпускаемую продукцию. В соответствии с
рассматриваемым проектом, она составляет 45%. Однако в 1999 и 2000
годах, по данным Счетной палаты эта доля, составляла 81,46% и 83,06% в
структуре консолидированной товарной продукции соответственно.
Диспаритет удорожания - важная величина при анализе влияния
варьирования исходных данных на коммерческие результаты проекта. Среди
исходных данных в проекте присутствуют "увеличение объема капитальных
вложений в промстроительство" и "увеличение издержек производства".
Выполненный авторами проекта анализ чувствительности проекта показал,
что проект имеет чистый дисконтированный доход равный нулю при
увеличении объема капитальных вложений в промстроительство на 60% и
64
увеличении издержек производства на
63%.
При
этом
каждый
варьируемый параметр рассматривается в отдельности.
В рассматриваемом случае фактический рост объема капитальных
вложений в промстроительство при предлагаемом (том же) тарифе
составляет 200 % (рост в три раза относительно тарифа). В сочетании с
увеличением издержек производства на 26% (только за счет роста
отчислений на средний и капитальный ремонт, который привязан к росту
стоимости промстроительства) это делает проект убыточным. Кроме того см.
замечание о реальной стоимости достройки на примере третьего блока
Калининской АЭС.
В такой ситуации проект в представленном виде может стать
коммерчески привлекательным только в случае роста тарифов на
электроэнергию АЭС. Но даже в этом случае есть ряд неучтенных факторов,
ставящих под сомнение коммерческую привлекательность проекта.
Отчисления на финансирование мероприятий по выводу из
эксплуатации атомных станций
Проектом предусмотрено отчисление 1,3 % от выручки от продажи
продукции атомной станции на демонтаж энергоблоков по окончании сроков
их эксплуатации. В сумме это составляет 14% от стоимости
промстроительства энергоблоков. Отчисление 1,3% на демонтаж выводимых
энергоблоков соответствует требованиям российского законодательства,
однако недостаточно с точки зрения фактических расходов на демонтаж
выводимых блоков. Так, в соответствии с заявлением генерального
директора концерна «Росэнергоатом», дефицит средств на вывод АЭС из
эксплуатации составил в 2004 году 6 млрд. рублей и будет расти с
нарастающим итогом 8 млрд. рублей к 2010 году («Промышленность и
энергетика», № 7, июль 2005). Исходя из этих данных можно сделать вывод,
что процент отчислений должен быть увеличен как минимум до 2%. С
учетом того, что в период с 2010 по 2020 год предполагается массовый вывод
из эксплуатации энергоблоков эти суммы должны быть еще большими.
Корректность расчета отчислений на резервы развития
Существующая схема финансирования атомной энергетики, принятая в
соответствии с российским законодательством, предполагает институт так
называемых резервов развития, с помощью которых аккумулируются
отраслевые накопления для решения специальных задач.
В соответствии с постановлением правительства Российской
Федерации №68 от 30.01.2002 г. «Об утверждении правил отчисления
эксплуатирующими организациями средств для формирования резервов,
предназначенных для обеспечения безопасности атомных станций на всех
стадиях их жизненного цикла и развития», эксплуатирующие организации
производят отчисление средств для формирования
резервов,
предназначенных для финансирования затрат по обеспечению:
- ядерной, радиационной, технической и пожарной безопасности при
эксплуатации атомных станций в размере не выше 10 % выручки,
65
полученной
эксплуатирующей организацией от реализации товаров
(работ, услуг), связанных с использованием атомной энергии;
- физической защиты, учета и контроля ядерных материалов в размере
не выше 1 процента выручки, полученной эксплуатирующей организацией
от реализации товаров (работ, услуг), связанных с использованием атомной
энергии;
- развития атомных станций - на основании перечня объектов
капитального строительства и в соответствии с инвестиционной программой,
утверждаемой ежегодно Министерством Российской
Федерации
по
атомной энергии по согласованию с Министерством экономического
развития и торговли Российской Федерации и Федеральной энергетической
комиссией Российской Федерации (де-факто такие отчисления составляют в
системе концерна "Росэнергоатом" до 30 % от общей выручки за продажу
энергии атомных станций, например, в 2004 году резервы на развитие
атомных станции составляли 18,8 млрд. рублей (без учета средств на
амортизацию) при выручке в пределах 60 млрд. рублей);
- вывода из эксплуатации атомных станций и проведения научноисследовательских и опытно-конструкторских работ по обоснованию и
повышению безопасности выводимых из эксплуатации объектов в размере
1,3% выручки, полученной эксплуатирующей организацией и атомными
станциями от реализации товаров (работ, услуг), связанных с
использованием атомной энергии.
В предлагаемом проекте второй очереди БАЭС в прямом виде
присутствуют только отчисления по резерву на финансирование работ по
обеспечению вывода энергоблоков из эксплуатации.
В проекте присутствует близкое понятие "инвестиционная
составляющая издержек", которая включена в прочие расходы. В
соответствии с пояснительным письмом ПКФ Концерна "Росэнергоатом" за
№515-06/1426 от 23.09.05 г., "инвестиционная составляющая - это любые
инвестиции в том числе собственные средства (прибыль например) или
специальный резерв на развитие". Но в соответствии с тем же письмом,
резервы развития "не имеют непосредственного отношения к понятию
инвестиционная составляющая".
Последнее подтверждается тем, что отчисления на прочие расходы
составляет 19,45 млн. рублей в год или 3,4 % от ежегодной выручки от
продажи энергии второй очереди БАЭС (566,789 рублей). Это гораздо ниже
рекомендуемых 11% суммарных отчислений на финансирование
мероприятий в области физической защиты (до 1 %) и радиационной
безопасности (до 10 %). И тем более этого недостаточно для финансирования
развития атомной энергетики (30%).
Если предположить, что в соответствии с пояснительным письмом,
собственные средства (прибыль) могут быть направлены на формирование
резервов развития, то это противоречит Налоговому кодексу Российской
Федерации, так как резервы развития являются расходами, связанными с
производством и (или) реализацией, но никак не частью прибыли (статья 264
пункт 33 Налогового кодекса Российской Федерации). Это подтверждается
постановлением Федеральной энергетической комиссии от 21 ноября 2002 г.
66
№80-э/4 "Об утверждении временных методических
указаний
по
формированию тарифов на электрическую мощность и электрическую
энергию, поставляемую ФГУП "Российский государственный концерн по
производству электрической и тепловой энергии на атомных станциях"
(концерн "Росэнергоатом") на ФОРЭМ", которое является одним из
основных нормативных документов для расчета издержек производства
проекта. В соответствии с этим документом, резервы развития относятся к
прочим расходам.
Возможно, что резервы развития большей частью будут
формироваться за счет прибыли (свободных денежных средств), расходуемой
на нужды организации. (Необходимо учесть, что в отношении отчислений на
демонтаж выводимых блоков (1,3% от выручки) это так и происходит резервы на демонтаж формируются в рамках прибыли). Прибыль при
заявляемой рентабельности 48% составляет за весь период эксплуатации 10,9
млрд. рублей (при строительстве за счет собственных средств). Если
предположить, что все отчисления на резервы развития формируются за счет
прибыли и рассчитываются по максимуму, составляя 42,3 % от выручки
(физзащита – 1%, радиационная безопасность-10 %, развитие атомной
энергетики – 30 % и демонтаж - 1,3 %), то прибыль (свободные средства)
уменьшатся до 5,7% от всей выручки, что соответственно снижает
заявляемую рентабельность более чем в 8 раз.
В сочетании с расчетами, приведенными в замечании о корректности
расчетов с точки зрения паритета удорожания тарифа на продукцию атомной
станции и удорожания стоимости строительства и эксплуатации атомных
станций, этот проект становится нерентабельным.
Отчисления на сооружение объектов социальной сферы для
населения, проживающего в вокруг атомных станций
В соответствии с постановлением правительства Российской
Федерации №763 от 15.10.1992, в качестве экономических стимулов для
регионов, где намечено строительство новых АЭС, предполагается
«включать в сметы на строительство новых и расширение действующих
атомных станций, затраты на сооружение в определяемых в проекте зонах
вокруг этих станций объектов социальной сферы для населения,
проживающего в данных зонах, в размере до 10% капитальных вложений,
выделяемых на строительство объектов производственного назначения». В
соответствии с устной информацией, предоставленной авторами проекта на
первом заседании Государственной экологической экспертизы техникоэкономического обоснования проекта второй очереди Балаковской АЭС,
состоявшемся 7 сентября 2005 года, такие капиталовложения будут
включаться в смету строительства. Однако в рассматриваемых материалах
это напрямую не зафиксировано. В случае выполнения этого требования,
стоимость строительства должна быть увеличена как минимум на 137 млн.
рублей.
67
Стоимость достройки
В соответствии с проектом, стоимость достройки должна составить
около 1,4 млрд. рублей при полной стоимости строительства 1,6 млрд.
рублей. Однако опыт достройки третьего блока Калининской АЭС
показывает, что стоимость достройки сравнима с проектной стоимостью
строительства этого объекта с нуля. Стоимость достройки Калининской АЭС
выглядела следующим образом. По данным Счетной палаты, остаток
сметной стоимости строительства по пусковому комплексу строительства
энергоблока № 3 Калининской АЭС с учетом объектов социальной сферы
составлял на 1 января 2001 года 8,2 млрд. рублей или 48,7 % по освоению
капитальных вложений. Однако, в соответствии с официальными данными,
выделение средств на достройку этого энергоблока только в 2001-2004 годах
составило 23,2 млрд. рублей (по данным Федеральной энергетической
комиссии). В конце 2004 года энергоблок был пущен, но тем не менее на его
доводку в 2005 году было выделено еще 4,1 млрд. рублей. В итоге стоимость
достройки составила 27,3 млрд. рублей и оказалась более чем в 3 раза дороже
заявленной.
Для сравнения, заявляемая стоимость атомных энергоблоков
мощностью 1 Гигаватт (аналогичных третьему блоку Калининской АЭС)
составляет 1 млрд. долларов или около 28,5 млрд. рублей. Достройка
третьего блока Калининской АЭС со степенью готовности 50 % обошлась во
столько же, во сколько обошлось бы строительство с нуля.
В этой связи в проекте отсутствует анализ удорожания достройки с
учетом опыта Калининской АЭС, что не дает возможности потенциальным
инвесторам оценить инвестиционные риски.
Поступления в федеральный бюджет
Поступления в госбюджет Российской Федерации составляют 3,881
млрд. рублей за весь срок эксплуатации. Однако при этом необходимо иметь
в виду, что атомная энергетика имеет мощную финансовую поддержку со
стороны государства. Так, прямые ежегодные расходы федерального
бюджета в рамках программ по утилизации радиоактивных отходов,
радиационной безопасности, разработки новых типов реакторов,
компенсации пострадавшим от радиационных аварий, субвенций закрытым
городам, организации хранения плутония, строительства АЭС и так далее
составляют миллиарды рублей ежегодно.
Например, в соответствии с Федеральным законом "О федеральном
бюджете на 2005 год", предполагаются следующие (далеко не все) расходы
на поддержку атомной энергетики:
Мероприятия по повышению ядерной, радиационной
и экологической безопасности
Строительство объектов для нужд отрасли
Подпрограмма "Обращение c радиоактивными
отходами и отработавшими ядерными
материалами, их утилизация и захоронение"
Подпрограмма "Безопасность
1,6 млрд. рублей
74 млн. рублей
94 млн. рублей
68
и развитие атомной энергетики"
Дотации и субвенции для ЗАТО "Железногорск"
(в ЗАТО расположено федеральное хранилище
ОЯТ российских АЭС)
392 млн. рублей
898 млн. рублей
Часть этих расходов напрямую не связана с атомной энергетикой, но
большая часть так или иначе является в конечном итоге формой
субсидирования гражданской части ядерного комплекса.
Другой формой субсидирования является недавно принятое решение об
освобождении от налога на имущество организаций, занимающихся
хранением радиоактивных материалов и РАО (пункт 9 статьи 381 Налогового
кодекса РФ). (Балаковская АЭС имеет в своем распоряжении пункт хранения
ОЯТ).
Еще одной формой скрытого субсидирования является недовыплаты за
услуги хранения ОЯТ в федеральном хранилище в ЗАТО "Железногорск". По
оценке экспертов, цена за услуги хранения ОЯТ отечественного
происхождения занижена в несколько раз и недовыплаты за хранение ОЯТ
составляют более 1 млрд. рублей в год. В результате ЗАТО "Железногорск"
недополучает значительные средства в виде налогов и вынуждено получать
значительные субвенции из федерального бюджета. Сама система хранения
ОЯТ, которую осуществляет Горно-химический комбинат нуждается в
кардинальном улучшении, но средств на это у Горно-химического
комбината. То есть заниженные цены на хранение ОЯТ компенсируются
низким уровнем физической защиты хранилища.
Таким образом, бюджетная эффективность проекта значительно
нивелируется с учетом государственной финансовой поддержки ядерной
отрасли и недовыплат предприятиям ядерно-топливного цикла.
Поступления в местные бюджеты
Поступления в госбюджет Российской Федерации составляют 3,881
млрд. рублей за весь срок эксплуатации. При этом не ясно, какая доля
налогов поступает в региональный бюджет. Однако известно, что в связи с
реорганизацией концерна "Росэнергоатом" в 2002 году атомные станции
превращены в филиалы концерна. В результате резко сократились налоги в
местные бюджеты.
В соответствии с проектом, величина местных налогов «находится в
пределах точности расчетов» и проходит в составе прочих затрат, что
означает крайне низкую величину налоговых поступлений в местные
бюджеты.
Социально-экономическая
эффективность
и
последствия
строительства второй очереди Балаковской АЭС
С точки зрения экономической необходимости строительства второй
очереди БАЭС для Саратовской области, необходимо отметить следующее.
Ежегодно в области вырабатывается 31 млрд. киловатт-час электроэнергии
при потреблении 11-13 млрд. киловатт-час. По прогнозным данным
"Саратовэнерго", потребление электроэнергии к 2020 г. увеличится примерно
69
на 40 % (до 20 млрд. киловатт-часов). Аналогичная ситуация складывается
вокруг возможного использования тепловой мощности БАЭС в
теплоснабжении г. Балаково. По мнению “Саратовэнерго”, использование
тепловой мощности БАЭС возможно, но на рассматриваемый период не
актуально, так как на Балаковской ТЭЦ-4 имеется значительный резерв
тепловой мощности, которого достаточно до 2020 г. Следовательно, острая
необходимость в строительстве второй очереди БАЭС отсутствует.
В этой связи декларируемый в проекте вклад в обеспечение
стабилизации уровня промышленного и сельскохозяйственного производств
как минимум в Саратовской области неочевиден.
С точки зрения инвестирования в социальную инфраструктуру, исходя
из предшествующего опыта нет гарантий осуществления программ
строительства объектов социальной сферы в 30-километровой зоне вокруг
БАЭС. До сих пор не построены в рамках первой очереди БАЭС второй
городской водозабор питьевого назначения и второй мостовой переход с
островной части города, где проживает более 70 тысяч жителей. По
требованиям норм ГО и ЧС, нормативным требованиям к размещению АЭС,
питьевой и водохозяйственный водозабор должен находиться выше АЭС или
снабжать население водой из защищенных подземных источников. Сейчас
водозабор города находится в 6 км. ниже по течению от БАЭС. Без второго
мостового перехода невозможно, при необходимости, провести эвакуацию
населения. По заявлениям руководства БАЭС, в планах атомной станции нет
намерений строить эти объекты за свои средства. В случае, если это
официальная позиция руководства БАЭС, то строительство второй очереди
БАЭС теряет свою социальную значимость. Сложившаяся ситуация не
является уникальной. Например, аналогичные проблемы возникли вокруг
строительства Волгодонской АЭС.
С точки зрения решения социально-демографических проблем
Поволжского региона необходимо отметить следующее. Предполагается, что
демографическая ситуация в регионе улучшится за счет снижения выбросов
вредных веществ теплоэлектростанциями. Однако здесь необходимо
отметить, что негативный эффект от морально-психологического
дискомфорта, полученного в результате строительства и эксплуатации
второй очереди АЭС может свести на нет или превысить положительный
эффект от снижения вредных выбросов ТЭС. Большинство жителей города
Балаково против строительства второй очереди БАЭС. Во многом это
связано со страхом перед возможной аварией, недоверием к руководству
атомной отрасли и чувством незащищенности в случае аварии. Об этом
свидетельствует события ноября 2004 года, когда в результате аварии на
втором блоке БАЭС панике подверглись несколько миллионов человек.
Такие опасения имеют все основания, так как население оценивает политику
руководства атомной отрасли на примере отношения государства к
ликвидаторам чернобыльской катастрофы и жертвам ядерных аварий, на
примере состояния системы защиты населения (в том числе в Балаково), на
примере замалчивания некоторых опасных аварий (например, аварии на
Ленинградской АЭС и в Димитровградском ядерном центре), на примерах
70
коррупции и состояния трудовых ресурсов
в
ядерной
отрасли,
состояния физической защиты многих ядерных объектов и так далее.
В этой связи можно привести точку зрения многих экспертов, которые
считают, что негативные демографические последствия чернобыльской
катастрофы были обусловлены в основном социально-психологическими, а
не медико-биологическими причинно-следственными связями.
Также требует уточнения позиция о том, что расходы на социальную
реабилитацию персонала по окончании службы энергоблоков проектом не
учитываются. В случае, если социальная реабилитация подразумевает
медицинскую помощь, то работники атомной станции оказываются
социально незащищенными.
Если это касается реабилитации с точки зрения трудоустройства и
переквалификации, то данная позиция также вызывает опасение, так как
бывшие работники атомной станции особенно те, кто является носителями
информации в области использования ядерных материалов, вследствие
социальной незащищенности могут оказаться объектом шпионажа или
начать предлагать свои знания организациям и правительствам стран, для
которых доступ к этой информации ограничен.
Последствия для энергоемких производств
В материалах отсутствует доказательное и подробное обоснование
достижения декларированных выгод сооружения второй очереди АЭС для
энергоемких производств. С учетом сложившегося энергетического баланса в
условиях перепроизводства электроэнергии (как минимум для Саратовской
области) можно сказать, что наиболее оптимальным способом поддержки
энергоемких производств является осуществление мероприятий в области
энергоэффективности и энергосбережения. Для сравнения, общероссийский
организационно-технологический потенциал энергосбережения составляет 40%
от общего потребления. Треть этого потенциала лежит в энергоемком
промышленном
производстве.
Реально
конкурентноспособными
и
эффективными российские предприятия могут стать не столько за счет более
низких тарифов на энергию, а за счет снижения энергоемкости производства.
Альтернативные сценарии
В качестве альтернативного сценария в проекте рассмотрено
строительство ТЭС на газу. Ряд приведенных позиций ставит под сомнение
вывод об экономическом преимуществе строительства второй очереди
БАЭС.
Например, капиталовложения в промстроительство ТЭС даны выше
или практически такими же (с учетом удельных показателей), как
промстроительство АЭС. Как показывает практика, удельные капитальные
вложения в ТЭС на газу ниже, чем у АЭС. С учетом того, что стоимость
строительства (достройки) второй очереди БАЭС будет с высокой степенью
вероятности выше запланированных расходов, можно сказать, что
преимущество АЭС неочевидно.
Среди наименований сравнительных показателей отсутствуют
отчисления на демонтаж выводимых блоков (для АЭС это 1,3 % от выручки
71
или
14
%
от
стоимости промстроительства),
а
также
отсутствуют остальные отчисления в резервы развития - до 41 % от выручки.
Удельный расход топлива на производство 1 киловатт-часа для ТЭС на
газу явно завышен - 277 тонн на киловатт-час отпущенной энергии.
Возможно, что это опечатка.
Необходимо также отметить, что приведенные расчеты даны для
безаварийного сценария работы АЭС.
В качестве альтернативного сценария не рассмотрен вопрос об
энергоэффективности как для ТЭК, так и для потребителей. Организационнотехнологический потенциал энергосбережения в топливно-энергетическом
комплексе, который относится к энергоемкому производству, составляет
треть от общего потенциала энергосбережения или порядка 10 % от общего
энергопотребления в России. В отношении потенциала энергосбережения в
ТЭК конкретно для Балаковской АЭС можно отметить следующее. В
материалах обоснования инвестиций баланс мощности ОЭС Средней Волги в
период до 2015 года составлен исходя из заниженного КИУМ – 68%. При
проектном значении КИУМ 84% предполагаемый дефицит потребности в
электроэнергии до 2015 года может быть на 1/3 компенсирован уже
существующими энергоблоками и необходимость сооружения второй
очереди в этой связи не столь очевидна.
Выводы по разделу 13
1. При современных тарифах на электроэнергию АЭС фактические
затраты на промстроительство должны быть приблизительно в три раза выше
заявленных. С учетом того, что увеличение объема капитальных вложений в
промстроительство на 60 % делает чистый дисконтированный доход равный
нулю, проект оказывается изначально убыточным.
2. Помимо расчетного роста стоимости промстроительства, есть
практический опыт удорожания в процессе достройки объектов аналогичных
второй очереди БАЭС. Например, фактическая стоимость достройки третьего
блока Калининской АЭС с 50% готовностью на 1 января 2001 года оказалась
более чем в три раза выше расчетной.
3. Отчисления на демонтаж выводимых блоков, принятые в размере
1,3% от выручки на практике оказываются заниженными. На 2004 год
дефицит средств на демонтаж выводимых блоков в системе концерна
"Росэнергоатом" составлял 6 млрд. рублей.
4. В проекте не отражены отчисления на строительство социальных
объектов в размере до 10% от стоимости капитального строительства
(порядка 137 млн. рублей).
5. В проекте не отражены 3 из 4 видов отчислений на резервы развития
атомной энергетики, требуемых российским законодательством. Эти
отчисления могут достигать в сумме 41% от всей выручки второй очереди
БАЭС. В случае формирования резервов развития из свободных денежных
средств (прибыли) - 48% от выручки, - расчетная прибыль сократится в более
чем 8 раз и рентабельность составит 5,7%. С учетом стоимости
промстроительства, которая оказывается в три раза выше проектной, проект
теряет рентабельность.
72
6. Поступления в госбюджет Российской Федерации составляют
3,881 млрд. рублей за весь срок эксплуатации. Однако при этом необходимо
иметь в виду, что атомная энергетика имеет мощную финансовую поддержку
со стороны государства - как минимум несколько миллиардов рублей
ежегодно, - что нивелирует бюджетную эффективность всего проекта. Часть
этих расходов напрямую не связана с атомной энергетикой, но большая часть
так или иначе является в конечном итоге формой субсидирования
гражданской части ядерного комплекса. Среди других известных форм
скрытого субсидирования можно выделить освобождение от налога на
имущество организаций, занимающихся хранением радиоактивных
материалов и РАО, а также недовыплаты за услуги хранения ОЯТ в
федеральном хранилище.
7. Налоговые поступления в местные бюджеты в проекте не
рассчитаны, и скорее всего представляют собой крайне низкие значения, так
как величина местных налогов «находится в пределах точности расчетов» и
проходит в составе прочих затрат.
8. С точки зрения социально-экономической эффективности для
региона строительство второй очереди БАЭС в ближайшей перспективе не
имеет смысла как минимум для Саратовской области в виду избытка
энергомощностей. Для повышения конкурентноспособности особенно
энергоемких предприятий в первую очередь необходимы мероприятия в
области энергосбережения и энергоэффективности.
9. С точки зрения социальной привлекательности для населения,
проект заслуживает крайне низку оценку. Это связано с невыполнением
обязательств в рамках строительства социальных объектов в рамках первой
очереди БАЭС и морально-психологическим неприятием проекта местным
населением. Инцидент с паникой вокруг аварии на Балаковской АЭС в
ноябре 2004 года выявил страх населения перед возможной аварией и
недоверие населения к руководству станции.
10. В качестве альтернативы проектом рассмотрен проект тепловой
станции на газу. Приведенные расчеты не позволяют говорить о
корректности вывода о преимуществе атомной станции. В качестве
альтернативного варианта не рассмотрены мероприятия в области
энергоэффективности и энергосбережения как в ТЭК, так и в
потребительском секторе. Так, повышение КИУМ на Балаковской АЭС на
действующих энергоблоках позволяет снизить на треть предполагаемый
дефицит потребности в электроэнергии до 2015 года.
Приведенные расчеты показывают экономическую неэффективность и
социальную непривлекательность проекта. В этой связи экономическая
несостоятельность проекта может иметь крайне негативные последствия с
точки зрения радиационной безопасности при утилизации радиоактивных
отходов, демонтаже станции, ликвидации последствий возможных аварий и
так далее. В условиях отсутствия необходимых средств на радиационную
безопасность обсуждение всех остальных частей проекта, связанных с
экологической безопасностью теряет практический смысл.
73
Приложение
1
Программа обеспечения
проектировании (210015.0000083.00005.510-ПОКП)
качества
при
В качестве специальных вопросов рассмотрены вопросы учета
требований обеспечения безопасности в проектных материалах.
С этой целью рассмотрена Программа обеспечения качества при
проектировании (210015.0000083.00005.510-ПОКП) и проверено включение
требований по безопасности оборудования, изделий и технологий для АЭС в
представленные проектные материалы.
Установлено, что в целом Программа обеспечения качества при
проектировании (ПОКАС (П) удовлетворяет требованиям НП-011-99
«Требования к программе обеспечения качества для атомных станций»,
рекомендациям МАГАТЭ и стандартам серии ИСО 9001.
Однако представляется неверным утверждение разработчиков, что срок
действия (ПОКАС (П) – «до вывода АЭС из эксплуатации», т.к. этап вывода
из эксплуатации предполагает проведение, в том числе и проектноконструкторских работ.
В разд. 2.3.3 ПОКАС (П) целесообразно уточнить перечень, а также
условия выдачи и легитимность разрешительных документов в соответствии
с изменениями Федерального закона «О лицензировании отдельных видов
деятельности», административной реформой исполнительных органов
власти, реформой национальной системы стандартизации Российской
Федерации.
Особо необходимо отметить отсутствие в документах проекта
специальных ссылок на необходимость проведения сертификации
оборудования, изделий и технологий, используемых при создании 5 и 6
энергоблоков Бал. АЭС в системе сертификации оборудования, изделий и
технологий для ядерных установок, радиационных источников и пунктов
хранения (Система ОИТ).
74
Приложение
2
Материалы инженерных изысканий (Том 2 –
Инженерно-геологические условия, в 2-х книгах)
С
точки
зрения
инженерно-геологического
обоснования
рассматриваемого проекта важно подчеркнуть сложное строение
подстилающих фундаменты Балаковской АЭС толщи отложений
четвертичного возраста, в значительной степени обводненных. В настоящее
время
гидрогеологические
условия
промплощадки
определяются
повсеместным развитием двух водоносных горизонтов: верхнего,
приуроченного к озерно-лиманным суглинкам, и залегающего вторым от
поверхности мощного аллювиального водоносного горизонта. В процессе
подъема уровней подземных вод за время эксплуатации объекта в насыпных
грунтах промплощадки начал формироваться техногенный водоносный
горизонт, имеющий локальное распространение.
Неправильное чередование как по площади, так и по мощности
водонасыщенных галечно-песчано-алевритовых русловых осадков с
глинисто-алевритовыми прослоями старичных и суглинков пойменных
отложений затрудняет расчеты монолитных фундаментов для корпусов
ядерных блоков и парогенераторов.
Поскольку, как известно, бетонные фундаментные плиты всех шести
блоков строительством уже выполнены и проектом 2-й очереди детально не
рассматриваются, здесь следует обратить внимание на их известные
неравномерные и сверх нормативные просадки.
Производство повторного высокоточного нивелирования для
исследований деформаций фундаментов (Книга 1, листы 25-28; Книга 2,
листы 154-183) было выполнено для всех шести блоков и проанализировано
во временном интервале, начиная с 1982 года. К примеру, только на
фундаментной плите первого блока было выполнено более 160 циклов
повторного нивелирования. Для пятого и шестого блоков данные повторного
нивелирования менее многочисленны, но все же позволяют выявить
некоторые закономерности. Анализ этих данных выявил динамику просадок
во времени и некоторые тенденции стабилизации этого опасного процесса,
но уже за пределами расчетных оценок. Известно, что ни одно строительство
не может избежать определенных просадок фундаментов, величина которых
регламентируется СНИПами и специально рассчитывается.
Вместе с тем, сам факт развития данного процесса выше нормативного
свидетельствует не только о неточности произведенных расчетов, но даже о
возможных методических ошибках проектантов фундаментов.
Первоначально, как только стали проявляться сверх нормативные
просадки первых заложенных фундаментов Балаковской АЭС, в среде
строителей и геологов возникли мнения об ошибочности решения
использовать местный карбонатно-доломитовый щебень Березовского
карьера в качестве засыпки под фундаменты с целью удешевления
строительства. Специальные минералого-геохимические исследования и
инженерные испытания проб щебня из-под фундаментов первого и
последующих блоков реакторов Балаковской АЭС с использованием самых
современных приборов показал высокую механическую и химическую
75
стойкость заложенного щебня к воздействию грунтовых вод и
расчетных нагрузок. Значит, причина выявленных просадок не в
использованном щебне.
Нами обнаружена одна из возможных ошибок проектантов
методического характера, связанная с интерпретацией результатов
плотностного гамма-гамма каротажа. Так, при рассмотрении описания
методики геофизических исследований плотностных характеристик разреза
буровой скважины № 8234 методом ГГК-п, пробуренной между 5-м и 6-м
блоками без отбора керна, выяснилось использование мало обоснованного
предположения о его полном подобии литолого-стратиграфическому разрезу,
изученному по кернам из скважины № 7834, заложенной между 4-м и 5-м
энергоблоками (Книга 2, лист 39).
Не исключено, что подобные методические ошибки были при
интерпретации строения и других разрезов в пробуренных без отбора и
лабораторного изучения керна скважин. Отсюда и расчетные
сверхнормативные реальные просадки фундаментов энергоблоков и
возможные аварии в будущем от нарушения целостности, к примеру,
трубопроводов.
Основные замечания и предложения сводятся к следующему:

само размещение как первой, так и второй очередей строительства
Балаковской АЭС на самом берегу Саратовского водохранилища не
оставляет места для возведения технической защиты акватории реки Волги
от радиоактивного загрязнения в случае серьезной техногенной аварии на
одном из её блоков;

выявленные гидрогеологические условия залегания верхних
водоносных горизонтов на территории строительства всей Балаковской АЭС
свидетельствует о свободном водообмене с грунтовыми и поверхностными
водами, о существовании стабильного подземного тока грунтовых вод в
сторону реки Волги, что значительно увеличивает вероятность загрязнения
акватории реки Волги техногенными загрязнителями в результате
деятельности такого экологически опасного предприятия, каким является
Балаковская АЭС;

возникшая экологическая проблема пруда-охладителя в связи с
повышением минерализации его вод до критического уровня по ряду ПДК
для существующей водной биоты пока не решена. Принятое проектное
решение о переходе на пятом и шестом блоках к охлаждению
технологических вод в специальных градирнях башенного типа с
восполнением недостающей (выпаренной) воды из реки Березовки со
временем приведет к существенному загрязнению и необходимости их
полной замены. А это новые экологические проблемы;

зафиксированные
высокоточным
повторным
нивелированием
сверхнормативные просадки практически для всех изготовленных
фундаментов для атомных реакторов Балаковской АЭС первой и второй
очереди свидетельствуют о наличии ошибок в проектировании и расчетах.
Одной из возможных является выявленная методическая ошибка в
интерпретации геофизических результатов плотностного гамма-гамма
каротажа при изучении характеристик литолого-стратиграфического разреза
76
скважины № 8234, пройденной между 5 и 6 блоками. Наличие таких
ошибок в расчетах свидетельствует о непредсказуемости новых просадок и
возможности, как следствие, техногенных аварий на атомных блоках.
77
8. Выводы и рекомендации
8.1 Изначально выбор площадки для строительства Балаковской АЭС
проводился во второй половине семидесятых годов при отсутствии в тот
период соответствующих нормативных требований в части ограничения
расстояния от АЭС до городов с численностью населения до 300 тысяч
человек.
При
оценке
пригодности
промплощадки
для
размещения
дополнительных мощностей не решены вопросы о допустимой для
рассматриваемой территории предельной мощности АЭС с точки зрения
интегральных оценок факторов влияния АЭС на окружающую среду и
радиационную безопасность населения, факторов, обусловленных событиями
и воздействиями, связанными с деятельностью человека, а также природных
факторов, влияющих на безопасность, например:
- представленные материалы не содержат достаточного обоснования
устойчивости грунтов с точки зрения размещения на промплощадке
дополнительных строительных сооружений и изменения (количественно и по
массовым нагрузкам) состава технологического оборудования и систем (по
сравнению с 1-й очередью) блоков АЭС. Кроме этого, не приведены оценки
возможных изменений фактора устойчивости грунтов в течение всего
периода эксплуатации АЭС;
- в материалах «Проекта…» не учтены требования МЧС Саратовской
области» включенным в число исходных данных и требований подлежащие
учету при составлении задания на проектирование. Требования МЧС по
сейсмичности района размещения Балаковской АЭС указана в 8 баллов;
- близость АС к городу, с численностью населения более 230 тыс.
человек, насыщенному промышленными предприятиями, недопустима с
позиций современных правил и норм по безопасности, и приводит, в том
числе к неблагоприятной аэротехногенной обстановке, влияющей негативно
на рассеивающие свойства атмосферы в районе АС.
При обосновании выбора площадки не учтены изменения в Российском
законодательстве (к примеру, отмена Федерального закона «Об охране
окружающей природной среды» и ведение
статей об экологических
правонарушениях в Кодекс РФ «Об административных правонарушениях»,
изменения в законодательных актах, определяющих основы земельного,
лесного и водного права и т.д.)
8.2. Представленные проектные материалы по своему содержанию и
представленной в них информации носит формальный характер, не в полной
мере отвечают требованиям НД перечня П-01-01 и поставленной задаче.
Практически не представлена техническая информация в соответствии с
требованиями, предъявляемыми к ним. Приведенную информацию можно
классифицировать как краткое техническое описание с некоторыми
элементами обоснования безопасности, без конкретного технического
обоснования принятых конструктивных и схемных решений систем и
оборудования, без рассмотрения влияния возможных отказов систем на
безопасность энергоблока.
78
Рассмотренные документы по доработке проекта строительства 2-й
очереди БалАЭС не могут служить материалами, обосновывающими
безопасность энергоблока
для начала строительства и должны быть
доработаны с учетом всех изложенных замечаний. При этом особое
внимание уделить вопросам качественного состояния проектноконструкторской документации и эксплуатационных инструкций, в которых
должны найти отражения вопросы технического состояния систем и
оборудования, организационные мероприятия и действия персонала по
выявлению отказов систем и оборудования, управлению в предаварийных,
аварийных и послеаварийных ситуациях.
8.3. 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.
8.4. 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
должны быть откорректирован 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.
8.5. Предусмотренные проектом меры по обеспечению безопасности,
прежде всего, населения г. Балаково, недостаточны в части обеспечения
мероприятий гражданской обороны и защиты населения на период ЧС, когда
в случае запроектной аварии на Балаковской АЭС потребуется эвакуация.
79
С целью повышения уровня безопасности всего населения г.
Балаково для случаев защиты и возможной эвакуации необходимо:

предусмотреть в пределах городской черты достаточное количество
убежищ, используя в качестве таковых подвальные части зданий с
необходимым оборудованием для поддержания жизнедеятельности (систем
вентиляции, отопления, водоснабжения, канализации, медицинскими
препаратами).

в пределах городской черты улучшить качество дорог, выделив на эти
цели необходимые ресурсы;

обеспечить безусловное строительство второго моста с целью
повышения надежности эвакуации;

ввиду явной нехватки транспортных средств на эвакуацию населения
на первом этапе увеличить число имеющегося общественного автобусного
парка до необходимого в 2000 единиц.
8.6. При выбранной в материалах проекта концепции вывода из
эксплуатации Балаковской 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.
Учитывая ухудшающуюся криминогенную обстановку внутри страны
и общую активизацию террористической деятельности в мире, не безопасно
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.
Принятие концепции отложенного демонтажа проблема по ВЭ ОАЭ
приобретает еще и четко выраженный нравственный характер: ее решение
автоматически перекладывается на плечи будущих поколений.
8.7. Вопросы безопасности в проекте основаны на новой методологии
использования новых систем управления (приведены выше) запроектными
авариям (ЗПА). Задачей этой методологии показать необходимость и
обосновать надежность выполнения системой управления ЗПА проектной
функции при существующих ограничениях, в числе которых определяющую
роль применительно к АЭС играют экономические факторы.
Для обоснования надежности выполнения функции, кроме
обоснования
надежности
срабатывания,
необходимо
обосновать
функциональную работоспособность в условиях ЗПА, являющихся
проектной основой системы.
Если в отношении традиционных систем безопасности эти вопросы
практически решены, то в обоснование предлагаемых новых пассивных
систем управления ЗНА необходимо проведение комплекса НИОКР,
включающий расчетно-теоретические и экспериментальные исследования по
ключевым проблемам.
80
К таким исследованиям по СБВБ относятся:
- исследование изменения концентрации борного раствора на выходе из
системы при ее срабатывании;
- исследования полей температур и концентраций борного раствора на входе
в активную зону при срабатывании;
- исследования в обоснование поддержания СБВБ в работоспособном
состоянии в режимах ожидания и исключения ее ложных срабатываний.
По СПОТ это следующие исследования:
- определение тепловой мощности натурных теплообменных модулей в
зависимости от параметров внутренней и внешней среды;
- исследование устойчивости циркуляции в теплообменных трубках и
исследование в обоснование ресурса работы теплообменников;
- исследование влияния неконденсирующих газов на теплообмен и способов
удаления этих газов.
По дополнительной системе залива активной зоны (ГЕ-2) актуальными
являются следующие исследования:
- исследования процессов в системе при ее подключении к первому контуру;
- исследование расходных характеристик системы при проектных авариях.
Необходимы также комплексные исследования процессов в РУ при
одновременной работе СПОТ и ГЕ-2.
Расчетные и экспериментальные исследования дополняют друг друга
необходимыми данными, реализуя итерациональный процесс обоснования
предлагаемых технических решений. Для проведения таких расчетных
исследований в основном используется широко известный расчетный код
ТРАЛ-97 и начинает применяться разрабатываемый в настоящее время код
КОРСАР. В материалах «Проекта …» отсутствует информация по
результатам подобных расчетов и исследований, что ставит под сомнение
результаты ВАБ-1.
8.8. Реализация решений, отмеченных в п.7.7. как не апробированных
их прежним опытом или испытаниями, также обуславливает несоответствие
«Проекта…» положению, указанному в пункте 1.2.5 ОПБ-88/97. Также
внедрение указанных систем 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. Не показаны также
прогнозные осадки и крены контейнментов в перспективе на весь период
эксплуатации планируемых к достройке энергоблоков. В материалах проекта
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.
81
8.9. Проект несостоятелен с экономической точки зрения. Так,
при современных тарифах на электроэнергию АЭС фактические затраты на
промстроительство оказываются в три раза или на 200% выше заявленных, а
по оценкам авторов проекта, увеличение объема капитальных вложений в
промстроительство более чем на 60%, делает проект убыточным. Помимо
этого фактическая стоимость промстроительства оказывается гораздо выше
расчетной. Например, достройка и пуск в 2004 году аналогичного
энергоблока на Калининской АЭС с 50% готовностью оказались в три раза
дороже расчетных показателей, и обошлись в сумму, аналогичную стоимости
энергоблока с нуля.
Ряд отчислений в проекте не упоминается или явно занижен. В проекте
не отражены отчисления на строительство социальных объектов вокруг АЭС
в размере до 10 % от стоимости капитального строительства. При этом, как
показывает опыт строительства первой очереди БАЭС, гарантий выполнения
обязательств строительства социальных объектов нет никаких. В проекте не
отражены 3 из 4 видов отчислений в резервы развития атомной энергетики,
требуемых российским законодательством (в сумме до 41 % от всей
выручки). Отчисления в резервы развития на демонтаж выводимых блоков,
принятые в размере 1,3 % от выручки (14 % от стоимости
промстроительства), на практике оказываются заниженными. Например,
дефицит средств на демонтаж выводимых блоков в концерне
"Росэнергоатом" составлял на 2004 год 6 млрд. рублей. Также заниженной
оказывается оплата услуг за хранение ОЯТ в федеральном хранилище на
Красноярском ГХК. Суммирование этих позиций приводит к тому, что
проект теряет рентабельность как таковую (заявленная рентабельность
проекта – 48 %).
Заявляемая бюджетная эффективность проекта в значительной степени
нивелируется прямыми и скрытыми субсидиями федерального бюджета в
атомную энергетику, исчисляемую миллиардами рублей ежегодно.
Налоговые поступления в местные бюджеты в проекте не рассчитаны, и,
скорее всего, представляют собой крайне низкие значения, так как величина
местных налогов «находится в пределах точности расчетов» и проходит в
составе прочих затрат.
С
точки
зрения
социально-экономической
эффективности
строительство второй очереди БАЭС в ближайшей перспективе не имеет
смысла как минимум для Саратовской области в виду избытка
энергомощностей. Для повышения конкурентноспособности особенно
энергоемких предприятий в первую очередь необходимы мероприятия в
области энергосбережения и энергоэффективности.
82
ЗАКЛЮЧЕНИЕ
Представленные проектные материалы по своему содержанию и
представленной в них информации носят формальный характер, не в
полной мере отвечают требованиям нормативной документации перечня
П-01-01 и поставленной задаче.
Выбор площадки размещения новых энергоблоков Балаковской АЭС
крайне неудачен с точки зрения устойчивости грунтов, сейсмичности,
опасной близости к крупному промышленному городу Балаково и реке
Волга, имеющей питьевое и водохозяйственное значение.
На основании выводов экспертов, проект оценивается как
несостоятельный по техническим и экономическим показателям
(непривлекателен с коммерческой точки зрения) и в итоге не
гарантирует достаточный уровень радиационной и экологической
безопасности населения.
На основании вышеизложенного экспертная комиссия считает, что
данный проект должен быть отклонен от согласования и запрещен к
реализации.
83
Приложение № 1
Перечень нормативно-правовых актов использованных экспертной
комиссией
1.
Федеральный закон РФ от 21.11.1995 № 170-ФЗ Об использовании
атомной энергии
2.
Федеральный закон РФ от 09.11.1996 № 3-ФЗ О радиационной
безопасности населения
3.
Федеральный закон РФ от 21.07.1997 № 116-ФЗ О промышленной
безопасности опасных производственных объектов
4.
Федеральный закон РФ от 12.05.2000 № 68-ФЗ Об административной
ответственности организаций за нарушение законодательства в области
использования атомной энергии
5.
Федеральный закон РФ от 27.12.2002 № 184-ФЗ О техническом
регулировании
6.
Федеральный закон РФ от 23.12.2004 № 173-ФЗ О федеральном
бюджете на 2005 год
7.
Постановление Правительства РФ от 07.03.1995 № 238 Об
утверждении перечня предприятий, в состав которых входят особо
радиационно-опасные и ядерно-опасные производства и объекты,
осуществляющие разработку, производство, эксплуатацию, хранение,
транспортировку, утилизацию ядерного оружия, компонентов ядерного
оружия, радиационно-опасных материалов и изделий
8.
Постановление Правительства РФ от 23.10.1995 № 1030 О федеральной
целевой программе «Обращение с радиоактивными отходами и
отработавшими ядерными материалами, их утилизация и захоронение на
1996-2005 годы»
9.
Постановление Правительства РФ от 07.03.1997 № 264 Об утверждении
Правил физической защиты ядерных материалов, ядерных установок и пунктов
хранения ядерных материалов
10. Постановление Правительства РФ от 14.07.1997 № 865 Об
утверждении Положения о лицензировании деятельности в области
использования атомной энергии
11. Постановление Правительства РФ
от 11.10.1997 № 1298 Об
утверждении Правил организации системы государственного учета и
контроля радиоактивных веществ и радиоактивных отходов
12. Постановление Правительства РФ от 01.12.1997 № 1511 Об
утверждении Положения о разработке и утверждении федеральных норм и
правил в области использования атомной энергии и перечня федеральных
норм и правил в области использования атомной энергии
13. Постановление Правительства РФ
от 10.07.1998 № 746 Об
утверждении Правил организации системы государственного учета и
контроля ядерных материалов
14. Постановление Правительства РФ
от 21.07.1998 № 815 Об
утверждении программы развития атомной энергетики РФ на 1998-2005 годы
и на период до 2010 года
84
15. Постановление Правительства Российской Федерации от 30.01.2002
г. № 68 Об утверждении правил отчисления эксплуатирующими
организациями средств для формирования резервов, предназначенных для
обеспечения безопасности атомных станций на всех стадиях их жизненного
цикла и развития
16. Постановление Федеральной энергетической комиссии от 21 ноября
2002 г. № 80-э/4 Об утверждении временных методических указаний по
формированию тарифов на электрическую мощность и электрическую
энергию, поставляемую ФГУП "Российский государственный концерн по
производству электрической и тепловой энергии на атомных станциях
(концерн "Росэнергоатом") на ФОРЭМ
17. Международный стандарт ИСО 31/10 Атомная и ядерная физика. Величины
и единицы. НП
18. Международный стандарт ИСО 31/11 Ядерные реакции и
ионизирующее излучение. Величины и единицы. НП
19. Международный стандарт ISO 921: 1997 (Е/F/R) Ядерная энергия –
Словарь
20. Международный стандарт ИСО 6215 Атомные станции. Обеспечивание
качества. НП
21. Международный стандарт ИСО 6527 Атомные станции. Обмен
данными о надежности. Общие направления. НП
22. Международный стандарт ИСО 7385 Атомные электростанции.
Основные принципы обеспечения качества полученных данных по
надежности. НП
23. IAEA Safety Standards Series МАГАТЭ. Серия норм по безопасности
24. Федеральные нормы и правила в области использования атомной
энергии. П-01-01-2003: (Перечень основных нормативных правовых актов и
нормативных документов, используемых Госатомнадзором России для
государственного регулирования безопасности в области использования
атомной энергии). М.: Госатомнадзор России, 2003. 108 с. Содерж.: 281
наименований + шифры нормативных правовых актов и нормативных
документов
25. Отчет о проверке состояния и развития атомной энергетики, ее влияния
на формирование федерального бюджета, использование средств
федерального бюджета, выделенных на реализацию программы «Топливо и
энергия» в 1999-2000 гг., в том числе на строительство Курской АЭС и
Калининской АЭС//Бюллетень Счетной палаты РФ, № 4(52). – М., 2002
85
Приложение № 2
Обозначения и сокращения
АЭС
АСУ ТП
АСКРО
ВВЭР (LWR, PWR)
ГСС
ГОСТ
ГЦН
Госстандарт России (устар.)
преобразован в
Ростехрегулирование
Госатомнадзор России (устар.)
вошел в состав
Ростехнадзора
Госгортехнадзор России (устар.)
вошел в состав Ростехнадзора
Ду
ИИИ
ИСО (ISO)
КИУМ
КИП и А
Минатом России (устар.)
преобразован в Росатом
МАГАТЭ (IAFA)
МКУ
МКРЗ
НИОКР
атомная электрическая станция
автоматизированная система
управления тепловыми процессами
автоматизированная система
контроля радиационной обстановки
водо-водяной энергетический реактор
Государственная система
стандартизации
государственный стандарт (вид
документа в области стандартизации)
главный циркуляционный насос
Государственный комитет
Российской Федерации по
стандартизации и метрологии
Федеральное агентство по
техническому регулированию и
метрологии
Федеральный надзор России по
ядерной и радиационной
безопасности
Федеральная служба по
экологическому, технологическому и
атомному надзору
Федеральный горный и
промышленный надзор России
диаметр условный
источник ионизирующего излучения
Международная организация по
стандартизации
коэффициент использования
установленной мощности
контрольно-измерительные приборы
и автоматика
Министерство Российской
Федерации по атомной энергии в
Федеральное агентство по атомной
энергии
Международное агентство по
атомной энергии
минимальный контрольный уровень
Международная комиссия по
радиационной защите
научно-исследовательские и опытно-
86
НД
НУА
ОСТ
ОИАЭ
ОИТ
ОЯТ
(О) ТВС
ПЭН
ПНАЭ
ППР
ПГ
ПХ
РД
РАО
РУ
РВ
СНиП
СанПиН
САОЗ
СУЗ
СПП
ТС
ТК (станд.)
ТУ
ТМО
ТГ
ТУК
ТВЭЛ
конструкторские работы
нормативный документ
низкая удельная активность
отраслевой стандарт (вид ранее
существовавшего документа по
стандартизации)
объект использования атомной
энергии
оборудование, изделия и технологии
для ядерных установок,
радиационных источников и пунктов
хранения
отработанное (облученное) ядерное
топливо
(отработавшая) тепловыделяющая
сборка
питательный электронасос
федеральные правила и нормы по
безопасности в области
использования атомной энергии (вид
нормативного документа)
планово предупредительный ремонт
парогенератор
пункт хранения
руководящий документ
радиоактивные отходы
реакторная установка
радиоактивные вещества
строительные нормы и правила (вид
нормативного документа)
санитарные нормы и правила (вид
нормативного документа)
система аварийного охлаждения
активной зоны реактора
система управления и защиты
сепаратор-пароперегреватель
транспортное средство
технический комитет по
стандартизации
технические условия (вид проектноконструкторского документа)
тепломеханическое оборудование
турбогенератор
транспортный упаковочный
контейнер
тепловыделяющий элемент
87
УЗК
ХЖ (Р)О
ХТ (Р)О
ХОЯТ
ЭЛО
ЭТО
ЯЭУ
(Я) РБ
ЯРОО
ультразвуковой контроль
хранилище жидких (радиоактивных)
отходов
хранилище твердых (радиоактивных)
отходов
хранилище отработавшего ядерного
топлива
электронное оборудование
электротехническое оборудование
ядерно-энергетическая установка
(ядерная) радиационная безопасность
ядерно- и радиационно-опасный
объект
88
Лицензия № 02886 от 26.09.2000 г.
ОМННО "Совет Гринпис"
127994, г. Москва, ГСП-4
Формат 60х90 1/16
Тираж 500 экз.
Уставные цели деятельности: организация движения
общественности за здоровую и благоприятную
среду, создание условий, способствующих ее
устойчивому, экологически безопасному развитию;
общественный
контроль
за
состоянием
окружающей
природной
среды,
в
т.ч.
дозиметрический контроль; общественный контроль
за соблюдением природоохранного законодательства, проведение общественных
экологических экспертиз. 413853, Саратовская обл. г.Балаково, ул. Ак. Жука, д. 12
e-mail: vam@balakovo.san.ru
БАЛАКОВСКОЕ
ГОРОДСКОЕ ОТДЕЛЕНИЕ
САРАТОВСКОГО
ОБЛАСТНОГО ОТДЕЛЕНИЯ
ОО «ВСЕРОССИЙСКОЕ
ОБЩЕСТВО ОХРАНЫ
ПРИРОДЫ»
Российский региональный экологический центр
Миссия центра заключается в обмене информацией
и оказании помощи в развитии сотрудничества на
международном,
национальном
и
региональном
уровнях
между
правительственными органами, местными властями, неправительственными
организациями (ассоциациями), предпринимателями и любыми другими
юридическими и физическими лицами, осуществляющими деятельность в области
охраны окружающей среды. http://rusrec.ru/homepage/index.htm 119049, Москва,
ул. Б. Якиманка, д.39/20, стр.1 е-mail: info@rusrec.ru
Российский Зеленый Крест (РЗК)
Цель РКЗ – осуществление мероприятий по охране
окружающей среды, воспитание у широкого круга
населения умения жить и развиваться в соответствии
с законами природы, сохранения ее для потомков с
тем же ресурсным потенциалом планеты, которым
человечество владеет сегодня. Девиз РЗК – конструктивный подход к решению
экологических проблем. Не конфронтация, а партнерское сотрудничество с
общественными организациями и движениями, с властными структурами в центре и
на местах, с ведомствами и деловыми кругами, с теми, кто способствует охране
окружающей среды. 123056, Москва ул. Красина, 3 тел. 105-69-97, 252-21-30,
факс 254-61-02
Гринпис - международная общественная организация,
главная цель которой - сохранение жизни на Земле во
всем ее многообразии. Стремясь к достижению этой
цели, Гринпис содействует сохранению последних уголков нетронутой природы,
борется с ядерной опасностью, защищает экосистемы океанов, стремится устранить
угрозы, вызываемые химическим и генетическим загрязнением окружающей среды.
Гринпис существует на частные пожертвования, не принимает финансовой
поддержки от государственных организаций, коммерческих структур и
политических партий. www.greenpeace.ru 127994, Москва, ГСП-4, Гринпис России,
gprussia@ru.greenpeace.org
Общественная экологическая экспертиза проведена Балаковским отделением
ВООП при финансовой поддержке граждан Балаково и АНО РРЭЦ и
информационной поддержке Российского Зеленого Креста и Гринпис России