Плавучей атомной теплоэлектростанции для г.Певек АО Чукотского автономного округа (ПАЭС)

Список используемых сокращений.

PAO Радиоактивные отходы
АСКРО Система автоматизированного контроля радиационной обстановки
АЭС Атомная электростанция
АСММ Атомная станция малой мощности
АТЭС Атомная теплоэлектростанция
ПЭБ Плавучий энергоблок
ГАН РФ Госатомнадзор РФ
ЖРО (ЖРАО) Жидкие радиоактивные отходы
ЗН Зона наблюдения
КС Класс состояния
МАГАТЭ Международное агентство по атомной энергии
МСУ Местное самоуправление
НИР Научно-исследовательская работа
НРБ Нормы радиационной безопасности
ОВОС Оценка воздействия на окружающую среду
ОКР Опытно-конструкторская работа
ОЯТ Отработавшее ядерное топливо
ОСПОРБ Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности
РУ АСТ Реакторная установка атомной станции теплоснабжения
РЭД Размыкатель электропитания по давлению
ФЗ Федеральный закон
РФ Российская Федерация
СанПиН Санитарные правила и нормы
СЗЗ Санитарно-защитная зона
СЦР Самоподдерживающаяся цепная реакция
СФЗ Система физической защиты
ТВЭЛ Тепловыделяющий элемент
ТЭО Технико-экономическое обоснование
ТЭП Технико-экономические показатели
ТЭЦ Тепловая электростанция
ЭЭС Электроэнергетическая система
ЯЭУ Ядерная энергетическая установка
ЯППУ Ядерная паропроизводящая установка

1. Объект общественной экологической экспертизы, ее цели и задачи, организация работы

Общественная экологическая экспертиза была инициирована в конце 1999 года общественностью Чукотского автономного округа, обеспокоенной планами развития атомно-энергетического комплекса в регионе и отсутствием объективной информации о намечаемом строительстве плавучей атомной электростанции (далее ПАЭС) с реакторными установками КЛТ-40С в г. Певек. Организаторами общественной экологической экспертизы выступили Международный Социально-Экологический Союз (МСоЭС) и Чукотское общественное экологическое объединение “Кайра-клуб” (г. Анадырь), организационно входящее в состав МСоЭС в качестве коллективного члена.

Экспертиза проведена экспертной комиссией, сформированной организаторами экспертизы. Сведения об экспертах приведены в Приложении 2.

Главной целью общественной экологической экспертизы стали выявление приемлемости для общества экологических и связанных с ними социальных и экономических последствий строительства ПАЭС и поиск взаимоприемлемых путей энергоснабжения региона.

В задачи общественной экологической экспертизы входило:

В соответствии со статьей 23 Федерального Закона “Об экологической экспертизе” заявление Международного Социально-Экологического Союза о проведении общественной экологической экспертизы было зарегистрировано в Администрации Чаунского района Чукотского автономного округа распоряжением №132-рз от 17 апреля 2000 г.

В рамках проекта размещения плавучей атомной электростанции с реакторными установками КЛТ-40С в г. Певек Чукотского автономного округа на экспертизу были представлены следующие материалы, любезно полученные в Администрации Чукотского автономного округа:

Декларация о намерениях проектирования и создания станции (далее “Декларация о намерениях...”).

Предпроектная документация, включающая “Отчет по обоснованию безопасности и оценке эффективности инвестиций”, “Описание пункта строительства АТЭС ММ” и “Материалы по оценке воздействия на окружающую среду строительства и эксплуатации АТЭС в районе г. Певек” (подробный перечень документов см. ниже).

Такой состав материалов был, в первую очередь, обусловлен существующими нормами российского законодательства, рекомендующими проводить общественную экологическую экспертизу на нескольких стадиях инвестиционного цикла (статья 3 ФЗ “Об экологической экспертизе”). По мнению организаторов экспертизы, каждый из таких этапов необходимо подвергнуть детальной экологической оценке. Настоящая экспертиза являет собой первый из этапов проведения подобных оценок, т.к. в соответствии с положениями государственной системы разработки строительно-проектной документации принципиальные решения, определяющие концептуальный облик будущего проекта, обычно принимаются именно на стадии обоснования инвестиций, а затем детализируются в технико-экономическом обосновании. Рассмотрение только технических решений, без оценки принципиальных решений, противоречит принципам экологической экспертизы.

В данном случае к основным решениям концептуального плана, принятым на стадии обоснования инвестиций, относятся выбор типа источника энергоснабжения и площадки для его размещения. Обоснованность принимаемых решений необходимо подвергнуть всесторонней оценке специалистов, поскольку без подобной оценки экологическая экспертиза не может считаться выполненной корректно.

Экспертами общественной экологической экспертизы рассмотрен комплект нижеследующих документов:

Кроме того, экспертная комиссия использовала дополнительную документацию:

При этом необходимо отметить, что, руководствуясь статьей 22 ФЗ “Об экологической экспертизе”, заказчиком (концерн “Росэнергоатом”) должна была представляться необходимая для работы комиссии дополнительная информация в соответствии с выбранным объектом общественной экологической экспертизы, ее целями и задачами. Однако, несмотря на то, что организаторы экспертизы неоднократно официально обращались к заказчику с запросом о предоставлении полного комплекта материалов по проекту плавучей атомной станции (запросы Социально-Экологического Союза (исх. № 141 от 19.10.2000 г.) и Чукотского общественного экологического объединения “Кайра-клуб” (исх. № 005-ЧЭ от 20.10.2000 г.), заказчик не дал письменного ответа, нарушив тем самым ст. 27 Федерального Закона (ФЗ) “Об экологической экспертизе”:

“…Обязанности заказчиков документации, подлежащей экологической экспертизе.

…заказчики документации, подлежащей экологической экспертизе, обязаны:

представлять на экологическую экспертизу документацию в соответствии с требованиями статей 11, 12, 14 и 21 настоящего Федерального Закона, в том числе на повторное проведение государственной экологической экспертизы в соответствии с пунктом 8 статьи 14 настоящего Федерального Закона;

передавать специально уполномоченным государственным органам в области экологической экспертизы и общественным организациям (объединениям), организующим проведение экологической экспертизы, необходимые материалы, сведения, расчеты, дополнительные разработки относительно объектов экологической экспертизы...”.

2.Объем экспертизы

Представленные материалы (см. разд.1) были рассмотрены в части выбора и обоснования принципиальных технических и компоновочных решений АТЭС ММ, основных систем реакторной и паротурбинной установок, перечня проектных и запроектных аварий. Также были рассмотрены основные принципы и критерии безопасности АТЭС ММ, вопросы обеспечения пожарной безопасности и защиты от внешних воздействий, вопросы обеспечения надежности основного оборудования, а также обеспечения качества на всех этапах жизненного цикла АТЭС ММ. Отдельно были рассмотрены вопросы обеспечения физической защиты объекта, учета опыта эксплуатации, вопросы гидрометеорологии региона, экономического обеспечения проекта, экологические, юридические, социальные (гуманитарные) и некоторые другие аспекты.

3. Критерии оценки

Экспертиза проведена на соответствие представленных материалов действующему Российскому законодательству и нормативным документам в области использования атомной энергии и охраны окружающей среды (перечень см. Приложение № 1).

4. Радиоэкологическая обстановка на Крайнем Севере России
(проблемы, источники загрязнения, география).

При подготовке настоящего экспертного заключения комиссия сочла целесообразным проанализировать общую радиоэкологическую ситуацию, сложившуюся на Крайнем Севере Российской Федерации в настоящее время.

В приводимой ниже экспертной оценке, показывается, что возможное строительство АТЭС ММ в г.Певек приведет к еще большему возрастанию радиоэкологической нагрузки на районы Крайнего Севера.

Арктический регион России в силу своих географических и социологических особенностей в большей степени подвергается опасности радиоактивного загрязнения и степень этой опасности постоянно возрастает. Во многом это связано с наличием в регионе большого количества военных объектов по испытаниям ядерного оружия и атомных военно-морских баз. В настоящее время отдельные территории Арктического региона России относятся к числу экологически неблагоприятных. Особое внимание при этом следует обратить на радиационную обстановку, которая на Кольском полуострове и в других областях Арктики грозит стать катастрофической. Можно выделить следующие источники потенциальной опасности радиоактивного загрязнения окружающей среды:

энергетические ядерные установки, в числе которых - Кольская и Билибинская атомные станции;

В этот список следует внести и предприятия, которые своей деятельностью также оказывают неблагоприятное влияние на радиационную обстановку в регионе, так как радиоактивные продукты их деятельности поступают по северным рекам в моря Арктического бассейна. К ним относятся: Сибирский химический комбинат, расположенный в районе г. Томска, производственное объединение “Маяк” на Южном Урале и Красноярский горно-химический комбинат вблизи г. Красноярска.

Мурманская область по количеству ядерных реакторов на душу населения превосходит все другие области и страны. Здесь широко распространены объекты, применяющие различные ядерные технологии. Из гражданских объектов – это, прежде всего, Кольская атомная электростанция, имеющая четыре энергоблока с водо-водяными реакторами под давлением типа ВВЭР-440 единичной электрической мощности 440 МВт (причем, два из них близки к выработке ресурса), а также планируется строительство Кольской АЭС-2 мощностью 640х2 МВт. На 58 предприятиях и учреждениях области используются различные радиоизотопные приборы технологического контроля. В Мурманске на РТП “Атомфлот” базируются 9 судов (8 ледоколов и 1 лихтеровоз) с 13-ю водо-водяными реакторами под давлением.

Основное количество ядерных объектов связано с вооруженными силами. Северный флот имеет (по материалам печати) на своем вооружении 123 атомных судна, на борту которых в сумме имеется 235 ядерных реакторов. Основные базы находятся в Кольском заливе и по побережью Кольского полуострова.

Добычу и переработку естественно-радиоактивного сырья (лопарит, беделлит, перовскит) ведут Ловозерский и Ковдорский горно-обогатительные комбинаты на Кольском полуострове. Содержание радиоактивных веществ в руде, полупродуктах и готовой продукции - вблизи нижней границы интервала активностей, требующих специальной организации работ и радиационного контроля.

Радиоактивные отходы (РАО), образующиеся при эксплуатации АЭС и судов с ядерными энергетическими установками (ЯЭУ), накапливаются для длительного хранения в специальных сооружениях при АЭС и на предприятиях, обслуживающих судовые ЯЭУ, расположенных на территории или вблизи соответствующих предприятий.

Современные атомные электростанции и ЯЭУ атомных подводных лодок являются наиболее распространенным и вероятным источником загрязнения природной среды. На Кольском полуострове, находится пять мест для утилизации ядерных отходов. Ядерные отходы с 200 ЯЭУ Северного флота и предприятий по обслуживанию утилизируются на военных базах вдоль Кольского полуострова и около Северодвинска в Архангельской области. Отработанное ядерное топливо с Кольской АЭС хранится на станции, а затем отправляется на переработку в ПО “Маяк”. Низкоактивные отходы с гражданских предприятий хранятся в 30 километрах от Мурманска. В Кольском заливе Мурманское морское пароходство осуществляет временное хранение радиоактивных отходов на пяти судах. Для затопления твердых и слива жидких РАО в Карском и Баренцевом морях вплоть до 1986 года пароходство использовало суда “Лепсе”, “Володарский” и “Серебрянка”. Отдельные площадки для слива низкоактивных и жидких РАО находились в непосредственной близости от побережья Кольского полуострова. До 1985 года большое количество РАО было затоплено в Карском море и в бухтах архипелага Новая Земля. На сегодняшний день РАО утилизируются в Мурманской, Архангельской областях и в ряде других мест, расположенных в Сибири. Суда “Лотта”, “Серебрянка”, “Лепсе”, “Володарский” и “Имандра”, использующиеся для хранения радиоактивных отходов и отработанного ядерного топлива, стоят в Кольском заливе всего в двух километрах от жилых домов. Весь гражданский атомный ледокольный флот России также обслуживается в Мурманске. На борту ледоколов неоднократно возникали пожары.

В результате эксплуатации военного и гражданского атомных флотов, базирующихся в Мурманской и Архангельской областях, ежегодно образуется до тысячи кубических метров твердых и 5 тысяч кубических метров жидких радиоактивных отходов. Доля высокоактивных отходов составляет не более 5-7%, а отходы с содержанием трансурановых элементов практически отсутствуют. Примерно 85% от всего объема отходов образуются на судоремонтных предприятиях. Указанный уровень ядерных отходов удерживается последние двадцать лет.

В настоящее время принято решение Правительства РФ о создании для нужд Мурманской области и других районов регионального могильника твердых радиоактивных отходов (ТРО), который позволит захоранивать (т.е. навсегда выводить из сферы обращения) как уже накопленные отходы, так и те, которые будут образовываться при выводе из эксплуатации 1-ой очереди Кольской АЭС и судовых ЯЭУ. Рассматривается вариант строительства регионального могильника на Кольском полуострове в районе “Дальних Зеленцов” или на Новой Земле.

Другим источником ухудшения радиологической обстановки в Арктическом регионе России, который следует особо отметить, являются надводные и подводные ядерные испытания на шельфе Баренцева и Карского морей. При этом основное беспокойство приносит ядерный полигон на Новой Земле, где уже проведено 132 ядерных взрыва, из них 86 - в атмосфере и 8 - в Баренцевом и Карском морях.

История военных Новоземельских испытаний делится на два этапа. Первый этап - с 1954 по 1963 годы характеризуется мощными ядерными взрывами в атмосфере на высоте 3-10 км, а также над водой и под водой на глубинах до 100-200 м. Здесь были произведены самые сильные в мировой практике взрывы в 58 мегатонн (30.10.61 г.) и в 30 мегатонн (5.08.62 г.). В основном же мощность взрывов была порядка одной мегатонны. Еще в 1958, 1961 и 1962 годах в атмосфере производили ежегодно не менее 30 взрывов, а иногда по 7-8 ежемесячно. Несколько мощных бомб (20-25 мегатонн) было взорвано в прибрежной зоне моря к западу и востоку от пролива Маточкин Шар. Во второй половине 1961 и 1962 годов произвели серию ядерных взрывов в открытом море.

После начала наземных испытаний отмечались значительные выпадения радиоактивных веществ в Мурманской области, Коми АССР и в других районах и населенных пунктах Севера. В районе Новой Земли ледокольные суда неоднократно попадали в районы с повышенным радиационным фоном, который являлся результатом того, что при ядерном взрыве часть газов по трещинам попадала в атмосферу и затем разносилась на большие расстояния. При воздушных ядерных взрывах в атмосферу и на поверхность океана попало значительное количество радионуклидов, состав которых отличается от состава радиоактивных отходов атомного производства. В основном это продукты деления, часть не разделившегося ядерного топлива, продукты активации нейтронами деления воздуха, воды, грунта, биоты.

Считается, что при наземных ядерных взрывах мощностью в 1 Мт образуется радиоактивный след протяженностью в несколько сот километров. При этом оседает до 80% образовавшейся радиоактивной пыли. В моменты ядерных взрывов или катастроф на АЭС уровни радиации за счет концентрации радионуклидов, особенно короткоживущих, значительно превышают так называемые среднемесячные и среднегодовые уровни. Часть загрязнения выпадает неподалеку от места испытания. Часть долгоживущих изотопов задерживается в нижнем слое атмосферы (тропосфере) и перемещается струями ветра на большие расстояния, постепенно выпадая на море и на суше.

Подавляющая часть радиоактивных осадков выпала в Северном полушарии, где проводилось большинство испытаний. Те люди, которые находились недалеко от испытательных полигонов, получили в результате значительные дозы облучения. Оленеводы и рыбаки в открытом море на Крайнем Севере получили дозу облучения от цезия-137, в 100-1000 раз превышающую среднюю индивидуальную дозу для остальной части населения.

Радионуклиды, выпадающие из атмосферы, постепенно накапливаются в почвенно-растительном покрове. В ходе накопления нуклидов происходит их радиоактивный распад, миграция в глубь почвы и частичный смыв поверхностными водами в реки, озера и моря. Важные исследования специфической цепочки “лишайник - олень - человек” в районах Крайнего Севера России провела группа ленинградских ученых. Они изучали содержание и динамику свинца-210, полония-210, цезия-137 и стронция-90 в различных лишайниках, оленине, организме людей. В 1965-1966 годах в Мурманской и Архангельской областях, Республики Коми, на Таймыре и Чукотке содержание цезия-137 в организме оленеводов было в 5 раз выше, чем в 1986 году, а по сравнению с жителями юга России - в десять- сто раз. Удельная активность стронция-90 в костной ткани оленеводов во много раз (до 60 раз) превышает аналогичные значения у людей, не связанных с оленеводством. Доза внутреннего облучения за счет цезия-137 у коренного населения составляет основную долю искусственного облучения. Очень высокая смертность коренного населения во многом связана с раковыми опухолями кишечника и легких.

Достаточно мощным является загрязнение радионуклидами морей при различного рода захоронениях РАО. Многие морские организмы способны накапливать в себе радиоактивные вещества, даже если они находятся в очень низкой концентрации. Следует заметить, что некоторые радионуклиды свинца-210 и полония-210, поступают в организм с пищей. Они концентрируются в рыбе и моллюсках, поэтому люди, потребляющие много рыбы и других даров моря, могут получить относительно высокие дозы внутреннего облучения.

С конца 50-х годов по 1992 год Советским Союзом в Северных морях были затоплены отходы суммарной активностью 2,5 млн. Ки, в том числе 15 реакторов и экранная сборка атомной подводной лодки и 3 реактора и экранная сборка атомного ледокола “Ленин”. Из них 13 реакторов аварийных АПЛ (6 из них с невыгруженным ядерным топливом), а также 3 реактора и экранная сборка с частично невыгруженным топливом ледокола “Ленин” были затоплены у Новой Земли.

Еще 2 реактора без топлива и жидкие РАО суммарной активности 12300 Ки и ТРО – 62300 Ки были затоплены в Японском море. Реакторная экранная сборка была сброшена у берегов Камчатки.

На Чукотке построена Билибинская атомная теплоэлектроцентраль (АТЭЦ).

На станции работают 4 блока ЭГП-6 (графитовые канальные реакторы раннего периода). 1 и 2 блоки введены в эксплуатацию в 1974, 3 блок - в 1975 году, 4 блок - в 1976 году. Станция работает по скользящему графику для покрытия электрических и тепловых потребностей региона (здесь и далее см. книгу В.М.Кузнецова “Российская атомная энергетика. Вчера, сегодня, завтра. Взгляд независимого эксперта.”, г. Москва, 2000 г.)

Билибинская АТЭЦ проектировалась по блочному принципу. Все четыре реактора расположены в одном реакторном отделении. Наружные стены реакторного зала сделаны из алюминиевых панелей. В связи с отсутствием бетонных стен при перезагрузке топливных каналов используется контейнерный способ. С помощью специального защитного контейнера топливные каналы выгружаются в хранилище, находящееся прямо в реакторном зале.

Уран-графитовый реактор Билибинской АЭС - канального типа с трубчатыми тепловыделяющими элементами, выполненными из нержавеющей стали.

На Билибинской АТЭЦ применена одноконтурная тепловая схема.

Конструкция ТВЭЛов и каналов реактора, по замыслу их создателей, должна предотвращать попадание образующихся в урановом топливе радионуклидов в воду первого контура и к потребителям. Однако, конструкторы не учли возможность диффузии трития через стенки ТВЭЛов, сделанных из нержавеющей стали, в воду первого контура и далее, поэтому она насыщена радиоактивной тритиевой водой. Через оболочку ТВЭЛа, изготовленного из нержавеющей стали, проникает до 80 % трития. Несовершенная конструкция реактора Билибинской АТЭЦ, многочисленные утечки воды из первого контура привели к тому, что регион этой станции загрязнен не только стронцием-90 и цезием-137, но и тритиевой водой, которая по своим свойствам близка к обычной воде, легко включается в биогеохимические циклы и влияет негативно на биосферу.

Воды зоны оттаивания мерзлотных пород, сформировавшейся под объектами первой очереди Билибинской АТЭЦ, содержат тритий в концентрациях от 156 ТЕ (промплощадка) до 1719 ТЕ (скважина N 16), что сравнимо по порядку величины с глобальными концентрациями трития, произведенного в 50-ых годах в результате взрывов водородных бомб. Для сравнения: максимальные концентрации трития в атмосферных осадках над Великобританией, образовавшиеся при испытаниях термоядерного оружия, наблюдались в 1963 году и доходили до 2000-4000 ТЕ (ТЕ - тритиевая единица, создающая 7,2 распада в минуту в литре воды). Ураганные концентрации трития в регионе Билибинской АТЭЦ невозможно объяснить естественными причинами, так как в аналогичных породах северной Якутии (верховья р. Яны) содержание трития в водах сезонно-талых поверхностных грунтов не превышает 2 ТЕ. По заключению ученых из Московского университета им. М.В.Ломоносова и специалистов из института “ВСЕГИНГЕО” такие большие концентрации трития можно объяснить только утечками из коммуникаций на промплощадке первой очереди Билибинской АТЭЦ.

На энергоблоках Билибинской АТЭЦ большая часть оборудования исчерпала или в ближайшее время исчерпает свой ресурс. Энергоблоки не соответствуют требованиям правил и норм по безопасности и доведение их до соответствия указанным требованиям невозможно.

Основные проблемы в обеспечении безопасности АТЭЦ заключаются в следующем:

Большие опасения вызывает вопрос степени ядерной безопасности Билибинской АЭС. Ниже приведены некоторые выдержки из докладов Государственного комитета по охране окружающей среды Чукотского автономного округа (Госкомчукотэкологии) за 1995 и 1996 годы.

“...Введенная в строй в 1974 году, первая очередь БАЭС, эксплуатируется в настоящее время с отступлениями от действующих санитарных правил по 63 пунктам. Срок эксплуатации станции заканчивается в 2000 году. На станции скопилось более 510 тонн отработанного топлива и 685 кубометров жидких отходов. Ввиду сложившейся ситуации нельзя исключить вероятность аварий на Билибинской АЭС в течение 10-15 лет (период строительства второй очереди атомной станции). При этом аварии могут носить радиационный, нерадиационный и смешанный вариант. Наметилась тенденция увеличения дозовых нагрузок персонала, имеются признаки понижения эффективности очистных фильтрующих систем станции. Наибольшие уровни радионуклидов обнаружены в пробах почвы и лишайников, отбираемых по направлению факела воздушных выбросов на местности, прилегающей к Билибинской АЭС. Подобная картина наблюдается и в донных отложениях при сбросе канализационных вод с промплощадки АЭС. Регистрируемые загрязнения радионуклидами вокруг АЭС носят явно трассерный характер и указывают на снижение эффективности очистных и фильтрующих систем...”

В 1992 году институт “Атомэнергопроект” разработал проект модернизации станции. Проект не был утвержден, а модернизация АЭС из-за отсутствия средств тоже не проводилась. По мнению специалистов, безопасность станции вызывает серьезные опасения. Необходима срочная реконструкция основных узлов и усовершенствование очистных систем станции с доведением ядерной безопасности до необходимого уровня. По мнению Чукотского окружного штаба гражданской обороны, в случае аварии возможно загрязнение более 1300 квадратных километров территории и облучение 100 тысяч жителей России. Учитывая замедленность биологического круговорота веществ в экосистемах Чукотки, ликвидировать последствия катастрофы практически будет невозможно.

В 1995 годы мониторинговые исследования общей радиационной обстановки округа проводились Певекским и Колымским территориальными управлениями по гидрометеорологии и мониторингу окружающей среды. Мониторинговые наблюдения показали, что в целом по Чукотке уровень радиации не вызывает опасений и не превысил значений радиоактивности по сравнению с 1994 годом. В том же году Санкт-Петербургский научно-исследовательский институт проводил радиационные исследования и отбор проб в Чаунском и Билибинском районах. Превышений допустимых норм не было выявлено, содержания радионуклидов в организмах исследуемых людей также не было зафиксировано. Было, однако, установлено, что концентрация цезия-137 в растениях Билибинского района в 2-4, а концентрация стронция-90 - в два раза превышают содержание этих радиоизотопов в аналогичных пробах Чаунского района. Следует также отметить, что содержание стронция-90 в костях жителей округа, ведущих традиционный образ жизни, в 5-6 раз выше среднероссийского, а общегодовая эффективная эквивалентная доза облучения составляет 0,5 бэр/год при среднем значении по округу 0,4 бэр/год. Это в первую очередь объясняется концентрацией радиоактивных веществ в трофической цепи “ягель-олень-человек” и тяжело протекающим выводом радиоактивного стронция из костной ткани организма человека.

Радиоактивное загрязнение территории Чукотского автономного округа имеет несколько источников. Основным источником повышенного уровня радиоактивного загрязнения территории являются последствия ядерных испытаний на полигонах Новой Земли 50-60-х годов. Западные ветры арктических циклонов переносили радиоактивные осадки и явились причиной загрязнения Чукотки радиоизотопами, особенно ее северного побережья. Концентрация радиоактивных веществ в выпадающих осадках была невысокой, но даже незначительные количества радиоактивных веществ имеют свойство аккумулироваться в почвенном покрове, а, следовательно, возрастать в растениях, особенно в тундровых лишайниках, и представлять генетическую и медицинскую угрозу здоровью человека (в 1960-х годах было замечено резкое ухудшение состояния здоровья населения, особенно оленеводов).

Вторым из источников радиоактивного загрязнения территории Чукотки является Билибинская атомная электростанция.

Третьим, и наиболее актуальным источником радиоактивного загрязнения, являются РИТЭГи (радиоизотопные термоэнергогенераторы). Около 60 % всех источников ионизирующего излучения на Чукотке подлежат вывозу за ее территорию и захоронению в виде радиоактивных отходов, поскольку срок их эксплуатации давно вышел. В ведении Провиденской гидробазы Гидрографического предприятия Департамента Морского флота РФ пребывают наиболее опасные и мощные РИТЭГи в количестве 85 штук и суммарной остаточной активностью 5,64 мКи. Гидробаза вследствие различных причин не контролирует состояние большинства своих РИТЭГов, радиационные источники энергии разбросаны по всему арктическому побережью, включая участки моря до Северного морского пути. Вопреки законам России о радиоактивной безопасности, доступ посторонних лиц ко многим РИТЭГам не ограничен. Так, например, недалеко от поселка Малая Бараниха находится энергогенерирующая установка из трех РИТЭГов, и население поселка, таким образом, подвергается постоянной угрозе радиационного облучения. Вышедшие из строя установки представляют опасность аварийного радиоактивного облучения не только человека и животных, а и наземных и морских участков территории.

С 1940-50-х годов до сих пор остается нерекультивированной территория добычи и переработки урановых руд в п. Западном и п. Северном (Чаунский район). Концентрация радиоизотопов радона в хвостохранилищах рудника в сотни раз превышает фоновые значения.

5. История проекта. Основные сведения, принципиальные технические и компоновочные решения проекта с РУ КЛТ-40С

В настоящем разделе приведены сведения об истории проекта, описание основных конструкционных и технологических решений, составивших предмет экспертизы.

5.1 История проекта

В концепции энергетической политики в новых экономических условиях, одобренной Постановлением Правительства РФ от 09.06.92 г. за N 389, рассматриваются пути преодоления кризиса топливно-энергетического комплекса Дальнего Востока и Восточной Сибири.

Значительная часть работы по прогнозу развития энергетики, включая атомную, на период до 2010 г., была выполнена еще в 1993 г. группами экспертов Минтопэнерго России и Минатома России с участием отраслевых и академических институтов.

Учитывая выводы экспертов, был утвержен общий кадастр перспективного энергообеспечения регионов России, исходя из которого, по заданию Минэкономики РФ целым рядом специализированных организаций были разработаны альтернативные проекты электростанций, в том числе и атомных. При этом выяснилось, что в регионах, лишенных энергосетей и автономных энергоисточников необходимой мощности с приемлемыми технико-экономическими показателями и перспективных с точки зрения хозяйственного освоения, значительный интерес могут представлять так называемые АЭС малой мощности.

Применение атомных реакторов малой мощности (100-180 МВт тепловых), более 30 лет используемых в судовых и корабельных атомных энергетических установках, для энергообеспечения труднодоступных отдаленных районов России долгое время оставалось вне поля зрения специалистов и широкой общественности. Приоритеты в области энергетики в прошлом принадлежали развитию Единой Энергосистемы СССР на основе создания крупных генерирующих мощностей (850-1500 МВт тепловых в блоке) и строительстве гигантских энергокомплексов.

Вместе с тем, зона децентрализованного энергоснабжения занимает порядка двух третей территории России и характерна тем, что именно на этой территории проживают группы населения, малочисленные народы Севера, уровень жизни которых в значительной степени зависит от энергообеспечения поселков и соответствующих производств. С другой стороны, эта зона обладает значительными запасами полезных ископаемых, добыча которых сдерживается или сворачивается из-за отсутствия или большой стоимости инфраструктуры, прежде всего энергетики и транспорта. Очевидно, что для этой обширной территории, которая отличается низкой средней плотностью населения, решить проблему развития энергетики путем крупного сетевого строительства практически невозможно.

Согласно утверждениям Министерства по атомной энергии Российской Федерации (далее Минатом России), в России имеется более 50-ти регионов, где уже существует или возникнет в ближайшее время потребность в атомных станциях малой мощности, и где их применение могло бы рассматриваться, как целесообразное.

По заказу министерства в период 1991-1994 гг. был проведен конкурс на лучший проект АСММ, организованный АО “Малая энергетика” под эгидой Ядерного общества Российской Федерации.

В классе реакторных установок свыше 50 МВт (тепловых) первое место в конкурсе на лучший проект было присуждено проекту АСММ на основе плавучего энергоблока (ПЭБ) с двумя реакторными установками типа КЛТ-40С. Жюри специально рекомендовало как предпочтительные плавучие атомные теплоэлектростанции (ПАТЭС), поскольку они, по их мнению, наиболее полно отвечают специфическим требованиям северных и дальневосточных регионов.

В 1993-1994 гг. АО “Малая энергетика” по заказу Минатома России разработало технико-экономический доклад по определению конкретных пунктов размещения АСММ в районах Крайнего Севера и Дальнего Востока. В докладе определены как первоочередные следующие пункты размещения АСММ на базе плавучих энергоблоков с двумя РУ КЛТ-40С мощностью 2х35 МВт (эл.): г.Певек, М.Шмидта, п. Эгвекинот в Чукотском автономном округе, а также ряд населенных пунктов Приморского и Хабаровского краев.

С инициативой практической реализации проекта АСММ с ПЭБ выступило АО “Атомэнерго”. Данное акционерное общество учреждено в 1993 г. ОКБ “Машиностроения” (Н.Новгород), ЦКБ “Айсберг” (г. С.-Петербург), АО “Балтийский завод” (г.С-Петербург), Мурманским морским пароходством, РТП “Атомфлот” (г.Мурманск) и Нижегородским машиностроительным заводом с целью продвижения на внутренний и внешний рынок судовых атомных энергетических установок, применяемых для судов, плавучих энергетических объектов или транспортных модулей.

АО “Атомэнерго” поручалось обеспечить разработку проекта, строительство и поставку “под ключ” испытанного на мощности плавучего энергоблока, включая решение вопросов подготовки береговой части, обеспечения топливного цикла, ремонта и перезарядки АСММ, а также вывода из эксплуатации энергоблока по завершении срока службы (приказ Минатома России № 523 от 29.11.95 г.).

В 1994 г. по заказу концерна “Росэнергоатом” АО “Атомэнерго” разработало, а Минатом России утвердил техническое задание на проект головной АСММ с ПЭБ мощностью 70 МВт (эл) и 50 Гкал/час (тепл.) для г.Певек.

Межведомственной комиссией в сентябре 1994 г. этот проект был признан приоритетным в области внедрения малой атомной энергетики для практического применения.

Концерн “Росэнергоатом” при поддержке Минэкономики России и Минфина России принял решение обеспечить финансирование этого наиболее важного для программы в целом этапа за счет отчислений от тарифов на электроэнергию АЭС для целей конверсии специальных производств. Соответствующие договоры были подписаны с АО “Малая энергетика” и АО “Атомэ-нерго” (приказ Минатома России № 515 от 08.12.94 г.).

В настоящее время ведется разработка технического проекта ПЭБ, РУ, турбогенераторной установки и автоматизированной системы управления тепловыми процессами атомной теплоэлектростанции (АСУТП АТЭС).

Не дожидаясь завершения проектирования и получения лицензии на выбор площадки и строительство будущей станции от Госатомнадзора России, машиностроительным заводам Минатомом России уже выданы заказы на изготовление некоторых видов оборудования РУ (приказ Минатома России № 227 от 14.04.97 г.).

В соответствии с “Решением о запуске в производство оборудования энергетического отсека ПЭБ для АТЭС с длительным циклом изготовления”, подписанного заводами-изготовителями основного оборудования и согласованного с Госатомнадзором России, ведется заключение договоров на изготовление крупногабаритных металлоемких деталей и узлов с длительным циклом изготовления.

По результатам выполненных на сегодняшний день работ определены принципиальные технические решения и характеристики АТЭС.

Плавучий энергоблок АТЭС включает двухреакторную энергоустановку, два турбогенератора, комплекс электротехнического оборудования, резервные дизельные и котельные установки, а также жилые и резервные помещения с необходимыми средствами и системами, обеспечивающими проживание обслуживающего персонала. Плавучий энергоблок полностью автономный, несамоходный и доставляется на буксире к месту эксплуатации, где швартуется у причала или устанавливается вблизи берега на “мертвых” якорях.

ПЭБ представляет собой гладкопалубное прямоугольное плавучее несамоходное сооружение с развитой многоярусной надстройкой. Проектом предусматривается вариант ПЭБа с хранилищем отработавшего ядерного топлива и комплексом средств, обеспечивающим выполнение перезарядок реакторов без привлечения плавучей технической базы (ПТБ) в течение межремотного периода - 12 лет. Основные технические характеристики ПЭБа представлены в таблице 1.

Наименование параметра Значение
Длина по крейсерской ватерлинии, м
140.0
Ширина, м
30.0
Высота борта, м
10.0
Осадка, м
4.5
Водоизмещение, м3
18400
Тип реакторной установки (РУ)
водо-водяная, корпусная, блочная КЛТ-40С
Количество реакторных установок, шт
2
Вид рабочего тела
Пар
Тепловая мощность РУ, МВт
2х148
Паропроизводительность, т/ч
2х240
Давление пара, МПа
3.8
Температура перегретого пара, С0
290
Температура питательной воды, С0
105-170
Установленная мощность (электрическая, МВт):конденсационный режимтеплофикационный Режимпо отпуску тепла, Гкал/ч
 
2х35
2х30
2х35

После завершения монтажа ПЭБа, он проверяется и испытывается в заводских условиях по прямому назначению с выработкой электроэнергии и тепла в требуемых количествах с соответствующими параметрами и только после устранения всех выявленных неполадок энергоблок передается для буксировки к месту эксплуатации.

На месте постоянной стоянки акватория плавучего энергоблока должна быть снабжена гидротехническими сооружениями, защищающими его от волн и воздействия льдов. На берегу должны быть средства и устройства для приема, распределения и передачи электроэнергии и тепла потребителям.

Обслуживание энергоблока на месте предполагается вахтовым методом. Подготовка эксплуатационного персонала включает теоретическое обучение и стажировку на действующих реакторных установках атомных ледоколов. Эксплуатация АТЭС будет обеспечиваться Мурманским морским пароходством и базой обслуживания атомных ледоколов, находящихся в эксплуатации.

5.2. Реакторная установка КЛТ-40С

Согласно представленным материалам, ЯППУ КЛТ-40С представляет собой реакторную установку с водо-водяным реактором корпусного типа .

В первом контуре принята газовая компенсация давления. Реактор, парогенераторы первого контура объединены в парогенерирующий блок силовыми патрубками. Блок размещен в кессонах бака металловодной защиты.

Реактор состоит из корпуса, крышки, выемного блока и активной зоны. На крышке реактора установлены пять приводов органов компенсации избыточной реактивности – компенсирующие группы (КГ) и четыре исполнительных механизма аварийной защиты (АЗ). Приводы КГ и механизмы АЗ имеют разные принципы действия.

Активная зона состоит из комплекта тепловыделяющих сборок (ТВС), что обеспечивает возможность перегрузки отработанного топлива активной зоны отдельными сборками. В состав ТВС входят тепловыделяющие элементы стержневого типа.

Парогенератор представляет собой прямоточный вертикальный цилиндрический трубный аппарат, трубная система которого набрана из цилиндрических спиральных змеевиков, изготовленных из коррозионно-стойкого материала.

Циркуляционный электронасос - центробежный, одноступенчатый, бессальниковый, с герметичным двухскоростным электродвигателем.

Исполнительный механизм АЗ состоит из реечного механизма с пружиной, сервопривода и асинхронного электродвигателя.

Привод КГ - включает винтовой механизм, редуктор и шаговый электродвигатель.

Все источники ионизирующих излучений окружены биологической защитой. В качестве основных материалов защиты использованы: сталь, бетон, вода. Конструктивно биологическая защита выполнена в виде бака с водой, съемных блоков сухой защиты и периферийной защитной оболочки (ЗО).

ЯППУ предполагается оснастить комплексом аппаратуры радиационного контроля и контроля радиоактивного загрязнения в контурах и помещениях, включающим радиохимическую и радиометрическую лаборатории.

К системам безопасности РУ КЛТ-40С относятся:

Аварийный останов реактора осуществляется введением в активную зону стержней АЗ и КГ. При обесточивании приводов КГ опускание поглотителей в активную зону происходит под действием гравитационных сил. Для повышения надежности воздействия на реактивность в запроектных авариях предусмотрена страховочная система ввода жидкого поглотителя в реактор, состоящая из бака с раствором азотнокислого кадмия и трубопровода (со съемным участком) к системе подпитки первого контура.

Комплекс систем управления и автоматизации технических средств построен таким образом, что управление и контроль за наиболее важными параметрами установки, влияющими на ядерную безопасность, осуществляется по трехканальной схеме, а сигналы АЗ и экстренного снижения мощности реактора вырабатываются по мажоритарному принципу. Дистанционное управление установкой и контроль за ее работой осуществляются с поста управления.

Система аварийного охлаждения (проливки) активной зоны реактора включает три высоконапорных электронасоса и цистерну с запасом воды. После снижения давления в реакторе проливка продолжается резервным питательным насосом.

Для дорасхолаживания активной зоны предусмотрена возможность рециркуляции воды из барботажной цистерны насосами системы дренажа.

Система отвода остаточных тепловыделений выполнена в виде двух независимых каналов расхолаживания: водой второго контура через парогенераторы или водой третьего контура через теплообменник.

Одним из элементов систем локализации аварий является защитная оболочка (ЗО). Она представляет собой прочноплотную выгородку и рассчитана на внутреннее давление, реализующееся при максимальной проектной аварии (МПА) - разрыве полным сечением трубопровода первого контура. Система снижения аварийного давления в З.О. включает барботажную цистерну с пресной водой, каналы для подвода паро-воздушной смеси в цистерну пресной воды, предохранительные заглушки.

5.3. Паротурбинная установка

В состав паротурбинной установки ТК-35/38-3.4 входит: паровая турбина с системой травления пара, валоповоротное устройство, система парораспределения, стопорные клапана, система регулирования и защиты, тепловая изоляция, обшивка.

Ниже представлены технические характеристики паротурбинной установки. Все характеристики указаны для температуры охлаждающей воды 10 гр.С, диапазон температуры охлаждающей забортной воды от 5 до 25 гр.С .

Таблица 2.

Технические характеристики паротурбинной установки.

 

Наименование параметра Значение
Электрическая мощность на клеммах генератора при К.П.Д генератора 98 % (Nном.), МВт 35
Тепловая мощность, выдаваемая в промежуточный контур системы теплофикации (Qном.), Гкал/час 25
Параметры пара перед ПТУдавление, МПа (кгс/см2)температура, гр.С  3.43 (35)285
Расход пара на ПТУ, т/чв т.ч. на турбину, т/ч 221220
Расход забортной воды на ПТУ, м3в том числе на конденсатор, м3 5 4005 000
Температура забортной воды на выходе из ПТУ, гр.С 23,4
Удельный расход пара, кг/кВт*ч 6,31
К.П.Д. ПТУ % 32,7

Примечание: параметры паротурбинной установки приведены при ее работе в теплофикационном режиме N элек = 100 % и Q теп. = 100 %.

Назначенный срок службы основного оборудования ПТУ составляет - 40 лет. Период непрерывной работы ПТУ составляет 7000 час. Назначенный срок службы между заводскими ремонтами - 10-12 лет.

5.4. Экономика

Стоимость строительства головного образца АТЭС (в качестве головного образца ПЭБ взят вариант размещения в г. Певек) определена на основе анализа аналогов и составляет 279.4 млн. USD, из них 25.4 млн. USD будут затрачены на социальное строительство в районе АТЭС (согласно постановлению Правительства РФ от 15.10.92 г. № 763 “О мерах по социальной защите населения, проживающего на территориях, прилегающих к объектам атомной энергетики”). Капитальные затраты приведены в таблице 3, режимы работы АТЭС в таблице 4, основные экономические показатели станции в таблице 5.

Таблица 3.

Капитальные затраты.

Наименование показателя Головной блок, USD Серийный блок, USD
Технико-экономическое обоснование 4.000.000 4.000.000
Техническое проектирование, в т.ч.
научно-исследовательские и опытно-конструкторские работы (НИОКР)
15.000.000 0
Рабочее проектирование, в т.ч. НИОКР 43.000.000 5.000.000
Строительство ПЭБа, в т.ч. изготовление эксплуатационной и сдаточной документации 149.000.000 133.000.000
Создание береговых сооруженийи инфраструктуры технического обслуживания 43.000.000 43.000.000
Итого: 254.000.000 185.000.000
Общая стоимость строительства АТЭС (с учетом затрат на социальное строительство) 279.400.000 203.500.000
Снятие с эксплуатации 55.880.000 40.700.000

Примечание: Величины капитальных затрат приведены по состоянию цен на 1991 г.

Таблица 4.

Режимы работы АТЭС.

Годовое число использования установленной мощности, час

7200

Выработка

электроэнергии, кВт.ч

тепла, Гкал

 

432.000.000

360.000

Собственные нужды

электроэнергия, кВт.ч

тепло, Гкал

 

30.240.000

Отпуск

электроэнергии, кВт.ч

тепла, Гкал

0

401.760.00

360.000

Общее количество отпускаемой энергии приведенное к кВт.ч

819.000.000

 

Таблица 5.

Основные экономические показатели станции.

Наименование показателя

Величина

Мощность станции:

полная, МВт

полезная электрическая, МВт

полезная тепловая, Гкал/час

 

35х2

30х2

25х2

Срок эксплуатации станции, лет

40

Срок окупаемости финансовых вложений в создание станции (с начала эксплуатации), лет

8 - 10

Предполагаемая цена электроэнергии, USD/кВт.ч

0.1-0.12

Предполагаемая цена тепла, USD/Гкал

80-100

Численность персонала станции, чел

55

Примечание: Величины экономических показателей приведены из расчета установки 2-х блоков ПАЭС на одной площадке и по состоянию цен на 1991 г.

За базовую модель реализации проекта предлагается принять модель “BOO” (Build-Own-Operate) - Строю-Владею-Эксплуатирую.

Концерн “Росэнергоатом” полностью финансирует строительство ПЭБ и береговой части, является владельцем и эксплуатирующей организацией АТЭС и реализует производимые электроэнергию и тепло. С потребителем энергии подписывается долгосрочное соглашение на продажу (покупку) энергии по определенному тарифу.

5.5. Радиационная безопасность и влияние плавучей АСММ на окружающую среду

Согласно представленным материалам, радиационная безопасность АСММ с РУ КЛТ-40С должна обеспечиваться комплексом технических средств и организационных мероприятий на площадке станции, акватории и на прилегающих территориях.

В состав организационных мероприятий обеспечения радиационной безопасности входят:

· установление в помещениях ПЭБ пониженных уровней ионизирующих излучений;

· установление вокруг ПЭБ санитарно-защитной зоны и зоны наблюдения;

· разработка планов по защите персонала и населения в случае аварий и охраны окружающей среды.

· К техническим средствам обеспечения радиационной безопасности АСММ относятся:

· наличие биологической защиты;

· организация на ПЭБ хранилищ твердых и отвержденных отходов, а также хранилищ отработавшего топлива, установка на них необходимой биологической защиты и средств теплоотвода;

· организация замкнутых схем вентиляции, оборудованных фильтрами, с целью поглощения и охлаждения РБГ для исключения выбросов и сбросов радиоактивных веществ в окружающую среду;

· системы безопасности и их компоненты (система аварийной остановки реактора, система аварийного теплоотвода, барботер, система снижения аварийного давления в ЗО и др.).

Обеспечение радиационной безопасности системы отпуска тепла в проекте обосновывается:

· требованиями к защитным барьерам от проникновения радиоактивных веществ из первого контура;

· критериями безопасности отпуска тепла при нормальной эксплуатации и авариях;

· требованиями по концентрации радионуклидов в воде промежуточного контура и сетевого контура.

Радиационное воздействие станции на население и окружающую среду при нормальной эксплуатации и проектных авариях не должно вносить заметного вклада в естественный радиационный фон 2.4 мЗв/год (240 мбэр/год).

Суммарный годовой выброс в атмосферу инертных радиоактивных газов (ИРГ) составит не более 3.7*Е11 Бк (10 Ки), а доза облучения населения при этом не должна превышать 10 мкЗв/год (0,01 мбэр/ год).

Для населения установлены следующие дозовые пределы:

при нормальной эксплуатации АТЭС - в пределах естественного фона;

при проектных авариях на АТЭС ожидаемые дозы облучения ограниченной части населения (критической группы) на границе санитарно-защитной зоны и за ее пределами не должны превышать 5 мЗв (0,5 бэр) на все тело и 50 мЗв (5 бэр) на отдельные органы за первый год после аварии;

при запроектных авариях на АТЭС дозы облучения ограниченной части населения (критической группы) на границе зоны планирования защитных мероприятий и за ее пределами не должны превышать 5 мЗв (0.5 бэр) на отдельные органы за первый год после аварии.

Для эксплуатационного персонала установлены следующие дозовые критерии:

· при нормальной эксплуатации индивидуальная эффективная доза облучения не должна превышать 20 мЗв/год (2 бэр/год) в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 50 мЗв/год (5 бэр/год);

· коллективная доза профессионального облучения не должна превышать 0.5 чел.Зв/год.

Пределы повреждения твэлов, выражаемые через осколочную радиоактивность теплоносителя первого контура по сумме радиоактивных йодов, нормированную на 2-ой час выдержки вне контура в пересчете на номинальную мощность, не должны превышать:

· эксплуатационный предел - 3.7*Е7 Бк/кг (1*Е-3 Ки/кг);

· предел безопасной эксплуатации - 18.5*Е7 Бк/кг (5*Е-3 Ки/кг).

5.6. Радиоактивные отходы

Исходя из представленных материалов, все радиоактивные отходы в период эксплуатации хранятся на плавучем энергоблоке и транспортируются специальными судами на базовые хранилища при заводских ремонтах.

В акватории размещения ПЭБ отходы не хранятся, не перерабатываются, и не производится их захоронение.

Для сбора и временного хранения низкоактивных и среднеактивных отходов на ПЭБ имеются специальные цистерны и контейнеры, размещенные в защитных боксах.

Образующиеся жидкие отходы, как правило, относятся к низкоактивным (средняя активность жидких радиоактивных отходов 3.7*Е4 Бк/кг).

Доля твердых отходов в первичных радиоактивных отходах составляет 20 %. Значительная часть твердых отходов (более 70 %) относится также к группе низкоактивных.

По предварительным оценкам среднегодовой выход радиоактивных отходов на одну активную зону составляет:

· газообразные не более 3.7*Е11 Бк (10 Ки);

· жидкие не более 8 куб.м - 5.92*Е10 Бк (1,6 Ки);

· твердые (высокоактивные) не более 0,5 куб.м - 4.07*Е11 Бк (11 Ки).

Разгерметизация специальных цистерн, в которых хранятся радиоактивные отходы, практически исключена. Отходы передаются для дальнейшей переработки и утилизации на базу Мурманского морского пароходства.

Перегрузку активных зон предполагается осуществлять с периодичностью один раз в 3 года с размещением отработанного топлива в хранилище ПЭБ в течение межремонтного периода (10-12 лет).

5.7. Тепловое загрязнение. Потребность плавучей АСММ в водных и земельных ресурсах

Площадка станции состоит из двух основных частей:

· акватория с гидротехническими сооружениями, в которой базируется ПЭБ, площадь ~3-6 га;

· береговая площадка, на которой расположены вспомогательные здания и сооружения, площадь ~ 2 га.

Выбросы тепла в окружающую среду при работе одной РУ КЛТ-40С на 100 % мощности будут составлять: в атмосферу с воздухом из системы вентиляции - 270 кВт/час, в забортную воду с водой 4-го контура - 1650 кВт/час.

Ориентировочная потребность станции в водных и земельных ресурсах составит:

Источник - опреснительная установка:

система бытового водоснабжения
(15-30 м3/сут);

система подпитки
(120 м3/сут).

Источник - забортная вода:

система охлаждения паротурбинной установки
(5400 м3/час).

береговые здания и сооружения
(440 м3/сут)

6. Анализ нарушений в работе ЯЭУ судов – прототипов плавучей АТЭС ММ. Анализ работоспособности физических барьеров ЯЭУ судов. Оценки опыта эксплуатации

В материалах, подвергнутых экспертизе, неоднократно в качестве обосновывающих критериев используются ссылки на опыт эксплуатации аналогичных энергетических объектов и практически все обоснования, будь то обоснование ядерной, радиационной или экологической безопасности, заменяются ссылками на большой и положительный опыт эксплуатации таких установок. А т.к. прямых аналогов подобного энергетического объекта в мировой практике не существует, экспертная комиссия сочла необходимым отдельно провести оценку нарушений в работе судов–прототипов с подобными ЯЭУ, эксплуатируемых в Российскомфлоте, и, по возможности, скоррелировать их с предметом настоящей экспертизы.

И первое, что необходимо отметить, что по наличию опыта эксплуатации на флоте не всегда можно судить о соответствии проекта современным нормативным документам и об общем уровне безопасности проекта.

Секретность самой истории эксплуатации ядерных энергетических транспортных установок ледокольного и военно-морского флотов и всего того, что с ними связано, не способствует доверию к этим проектам.

Официальная статистика по нарушениям в работе транспортных ядерных энергоустановок является “закрытой”, а появляющиеся в открытой печати данные, подобные содержащимся в докладе организации “GREENPEACE” “Проблемы Тихоокеанского флота: радиоактивные отходы, утилизация атомных подводных лодок, аварийность АПЛ, безопасность ядерного топлива” (автор Д.Хэндлэр) и в монографии С.П.Буканя “По следам подводных катастроф”, к сожалению, не могут быть отнесены к разряду полученных из официальных источников.

Да и анализы тех аварий, официальные сведения о которых имеются, тоже не позволяют сделать однозначный вывод о том, что возможная эксплуатация судовых реакторных установок на промышленных АЭС будет иметь исключительно положительные стороны.

В обеспечение объективности экспертных оценок экспертная комиссия сочла возможным проанализировать лишь те немногие аварии и инциденты на судовых реакторах ледокольного флота СССР/ России, официальная информация о которых имеется в “Отчетах о деятельности Федерального надзора России по ядерной и радиационной безопасности” за 1992 - 2000 г.г., а также в таких научно-технических публикациях, как “Радиоэкологическая опасность судовых ядерных реакторов, затопленных в Арктике”, Сивинцев Ю., Кикнадзе О. (Бюлл. Центра общественной информации по атомной энергии, № 1, 1996 г.).

Ниже приводится описание некоторых инцидентов и аварий, принятых для экспертных оценок:

· в феврале 1965 г. во время плановых ремонтных работ на реакторе № 2 атомного ледокола “Ленин” произошла авария. В результате ошибки, допущенной операторами ЯППУ, активная зона на некоторое время была оставлена без воды, что вызвало частичное повреждение примерно 60 % тепловыделяющих сборок (ТВС). При поканальной перегрузке удалось выгрузить лишь 94 ТВС. Остальные 125 ТВС оказались не извлекаемыми из активной зоны. Эта часть ОЯТ была выгружена вместе с экранной сборкой и помещена в специальный контейнер, который был заполнен твердеющей смесью на основе футурола и затем хранился в береговых условиях около 2 лет.

· в августе 1967 г. реакторный отсек с ЯППУ ОК-150 и собственными герметичными переборками был затоплен непосредственно с борта ледокола “Ленин” через днище в мелководном заливе Цивольки в северной части архипелага Новая Земля на глубине 40-50 м. Перед затоплением отсека из реакторов было выгружено ОЯТ, а их первые контуры промыты, осушены и герметизированы. По данным Центрального конструкторского бюро “Айсберг”, реакторы перед затоплением были заполнены твердеющей смесью на основе футурола. Контейнер со 125 отработавшими ТВС, заполненный футуролом, был перенесен с берега, размещен внутри специального понтона и затоплен. К моменту аварии реакторы и судовая ядерная энергетическая установка проработали около 25000 час.

· 11 ноября 1988 г. на а/ледоколе “Россия” произошло событие, приведшее к ядерно-опасной ситуации. Ледокол стоял у причала РТП “Атомфлот”. В результате неправильных действий персонала реактор оставался без охлаждения в течение 4-х минут. Произошло срабатывание аварийной защиты.

· В 1992 г. на атомных судах, зафиксировано 12 случаев срабатывания аварийной защиты (АЗ) и 7 случаев экстренного снижения мощности, из них 68 % вызваны ошибочными действиями персонала ЯППУ.

Основной технологический недостаток, влияющий на ядерную и радиационную безопасность, - низкая надежность:

o элементной базы комплексной системы управления (КСУ) “Север” атомных ледоколов “Таймыр” и лихтеровоза “Севморпуть”, приводящая к выходу из строя секций систем автоматики, управления и защиты;

o парогенераторов (изделие 18-Т). По этой причине поставлен в ремонт для замены парогенераторов ледокол “Сибирь”, эксплуатировались с ограничением мощности реакторных установок (75 % от установленной) атомные ледоколы “Россия” и “Арктика”.

В 1993 годуимелись следующие эксплуатационные происшествия:

В 1994 году на судах с ЯППУ имели место следующие эксплуатационные происшествия:

· срабатывание АЗ по ложному сигналу на а/лихтеровозе “Севморпуть”;

· потеря негерметичности трубной системы ПГ (конструктивно-технологический дефект) на а/ледоколах “Россия” и “Сибирь”;

· отказ системы дистанционного управления регулятора давления пара конденсатора расхолаживания на а/лихтеровозе “Севморпуть”;

· срабатывание АЗ по сигналу “Стоп ПВ” при проверке автозапуска насосов рабочей воды автоматики по причине старения резинотехнических устройств стопорных и регулирующих клапанов ПТП и неправильной настройки этих устройств на а/лихтеровозе “Севморпуть”;

· срабатывание АЗ при проведении регламентных проверок каналов прохождения сигналов АЗ по причине неисправности одного из модулей системы “Марс” из-за несовершенства схемы на а/лихтеровозе “Серморпуть”.

В 1995 г. на атомных ледоколах произошли два срабатывания аварийной защиты и один аварийный останов. Кроме этого, на ледоколах зафиксировано 20 эксплуатационных происшествий, из них вследствие отказов технических средств - 15, по вине персонала - 4, по невыясненной причине – 1.

Отказ технических средств, в основном, происходил из-за нарушения уплотнений паровых и водяных клапанов и появления течей на трубопроводах.

Неправильные действия персонала связаны с некачественной подготовкой систем к действию (три случая) и ошибками во время монтажа систем при ремонте (один случай).

В 1996 г. на судах с ЯППУ произошли следующие происшествия:

· на а/ледоколе “Арктика” 22 февраля была обнаружена газовая неплотность системы I контура ППУ-1, которая в дальнейшем развилась в малую течь (70 л/час).

· на а/лихтеровозе “Севморпуть” 11 марта при стоянке под нагрузкой на мощности 22 % сработала защита (АЗ) ядерного реактора при вводе системы “Альмак” в работу и травлении пара из-за провала давления пара.

· на плавбазе (ПТБ) “Лотта” 17 февраля при загрузке чехла в контейнер ТК-18 произошло его заклинивание. При попытке его возврата в базовый контейнер произошел обрыв троса лебедки контейнера. Базовый контейнер заменен, чехол загружен в хранилище ПТБ.

· В 1997 г. имели место следующие происшествия:

· обнаружено три течи ПГ: 2 октября на а/ледоколе “Ямал” - газовая неплотность ПГ-4, 15 марта на а/ледоколе “Советский Союз” - малая течь ПГ-2, 2 ноября на а/ледоколе “Арктика” - малая течь ПГ-1;

· из шести срабатываний аварийной защиты реактора пять происходили на а/ледоколе “Арктика”;

· 12 марта во время работ по выгрузке ОТВС из хранилища ПТБ “Имандра” произошел радиационный инцидент - локальное радиоактивное загрязнение наблюдаемой зоны плавбазы “Имандра”.

В 1998 г. произошли следующие происшествия:

· 3 марта на а/ледоколе “Россия” сработала аварийная защита реактора № 2 по сигналу “уменьшение расхода питательной воды” вследствие 100 %-го открытия дроссельного клапана, вызванного скрытым дефектом при монтаже стойки ППУ;

· 26 марта на а/лихтеровозе “Севморпуть” сработала аварийная защита реактора по сигналу “уменьшение периода удвоения мощности реактора”.

Кроме инцидентов на атомных судах гражданского назначения, за сорокалетний период эксплуатации отечественных корабельных атомных энергетических установок (АЭУ ВМФ), по официальным данным, произошло семь тяжелых аварий, сопровождавшихся серьезными радиологическими и радиоэкологическими последствиями (Шараевский и др., 1999). Во время этих аварий на корабельных АЭУ и ликвидации их последствий, повышенному облучению подверглось более 1000 человек, и суммарные радиологические последствия аварий на корабельных реакторах сравнимы с ближайшими последствиями облучения от Чернобыльской катастрофы. По неофициальным данным (воспоминаниям участников, появлявшимся в печати), общее число радиационных аварий было значительно большим (В.М.Кузнецов и др. “Плавучие АЭС: угроза Арктике, Мировому океану и режиму нераспространения”, г. Москва, 2000 г).

Исследования, проведенные экспертами по данному вопросу, показали, что информация по безопасности ЯЭУ судов, представляемая эксплуатирующей организацией (АО “ММП”) в Федеральные органы регулирования и управления, весьма произвольна и фактически не пригодна для формирования базы данных по безопасности, принятой в международной и отечественной практике на АЭС.

В настоящее время неполная информация и голая констатация фактов о нарушениях в работе ЯППУ (заметим, лишь ЯППУ, а не ЯЭУ в целом), приводимые в ежегодных технических отчетах эксплуатирующей организации “Итоги работы ЯППУ атомных ледоколов”, не позволяют выявлять коренные причины нарушений в работе судовых ЯЭУ и принимать корректирующие меры по обеспечению безопасности ЯЭУ судов и иных плавсредств.

Ввиду высказанного Федеральным органам управления и регулирования не представляется возможным давать объективные оценки уровня безопасности судовых ЯЭУ и в полной мере выполнять свои функции.

Объективными причинами такого положения дел по транспортному направлению является отсутствие основного пакета НД, приведенного в разделе 7.3.1 настоящей экспертизы и, прежде всего, отсутствие “Положения о годовом отчете по безопасности ЯЭУ судов”, “Требований к составу, содержанию и порядку представления в Госатомнадзор России информации по безопасности ЯЭУ судов, находящихся в эксплуатации”, а также действие устаревшего РД 31.20.40.42-93.

Тем не менее, из имеющихся у экспертной группы отчетов за 1992 – 1999 г.г. Госатомнадзора России установлены факты, в том числе часто повторяющиеся, нарушений в работе ЯППУ. Наиболее значимыми из них для безопасности являются:

· течи 1-го контура в парогенераторах, теплообменниках, трубопроводах и крышке реактора;

· зависание (заклинка) стержней аварийной защиты и их самопроизвольное опускание в активную зону реактора;

· зависание компенсирующих решеток и их самопроизвольное опускание в активную зону до посадки их на механические упоры;

· преждевременное разуплотнение оболочек ТВЭЛ;

· одновременное срабатывание аварийной защиты на ЯППУ обоих бортов;

· частые отказы КСУ ТС: дистанционного управления КГ, ложное срабатывание АЗ, система “Марс” только в 1996 г. отказала 6 раз, выход из строя ионизационных камер в канале измерения мощности реактора, отказ в схеме управления насосом ремонтного расхолаживания;

· выходы из строя аварийных и резервных дизель-генераторов.

По своей значимости для безопасности эти нарушения в работе ЯППУ подлежат расследованию специальными комиссиями. Однако, по имеющейся информации, акты этих комиссий в Госатомнадзор России не поступают.

Анализ нарушений ЯЭУ судов за 1999 год показал:

· общее количество сообщений о нарушениях в 1999 году - в 2,5 раза меньше, чем в 1998 году, несмотря на увеличивающийся общий износ оборудования;

· объем сообщений о нарушениях в работе судов “Россия”, “Севморпуть”, “Советский Союз”, “Вайгач” в 1999 году достаточно логично коррелирует со временем их работы (пребывания в навигации). А у а/ледоколов “Арктика”, “Таймыр”, “Ямал” – сообщения о нарушениях вообще отсутствуют (при этом для а/ледокола “Ямал” нет ни одного сообщения о нарушениях уже в течение двух лет), что с большой степенью вероятности, свидетельствует о непредоставлении информации по ним, хотя эти суда достаточно активно работали в навигации. В отсутствие нарушений на этих судах трудно поверить, имея информацию по другим судам с такими же ЯЭУ.

· информация о нарушениях, как правило, странным образом “группируется” в блоки за 1-2 месяца в году, что настораживает. Это, по-видимому, можно истолковать как признак наличия неких “кампаний” по обеспечению безопасности;

· местные инспекции Федеральных органов управления и регулирования, авторский надзор по безопасности ЯЭУ судов (отсутствует в местах эксплуатации атомных судов с 1992 г. из-за финансовых трудностей), руководство эксплуатирующей организации принимают такое положение дел с информацией о нарушениях в работе судовых ЯЭУ как должное;

· головной институт отрасли (ЦНИИМФ) анализом безопасности судовых ЯЭУ не занимается, заключение на годовые отчеты по безопасности не выдает, так как не имеет базы данных по безопасности.

Из приведенных выше нарушений в работе ЯЭУ судов наиболее слабым звеном в обеспечении безопасности и в обеспечении проектного коэффициента использования установленной мощности (КИУМ) является трубная система парогенераторов ПГ 18-Т, средний ресурс которых, известный из опыта эксплуатации, составляет 60 тысяч часов при гарантированном в проекте ресурсе 90-105 тысяч часов со сроком службы 20 лет.

Ниже представлена информация эксплуатирующей организации о течах трубной системы парогенераторов ПГ 18-Т на атомных судах.

Год

Судно

номер

ПГ

Наработка в часах до течи

1992

Замена парогенераторов на а/л “Сибирь”, “Россия”, “Арктика”

 

 

1993

“Россия”

“Сибирь”

ПГ-7

ПГ-8

ПГ-4

 

1994

“Сибирь” течь трех ПГ

“Россия”

 

ПГ-2

ПГ-7

 

1995

Нет информации

 

 

1996

“Арктика”

ПГ-7

 

1997

“Арктика”

“Советский Союз”

“Севморпуть”

“Ямал”

ПГ-1

ПГ-2

ПГ-6

ПГ-4

ПГ-4

 

46631

48427

 

34844

1998

“Арктика”

“Россия”

“Советский Союз”

 

“Таймыр”

ПГ-7

ПГ-5

ПГ-3

ПГ-1

ПГ-7

ПГ-8

ПГ-1п

ПГ-1л

 

 

65545

55485

55477

 

60794

61082

Рассматривая эти нарушения, можно представить два варианта последствий для АТЭС:

текущий парогенератор удалось отключить по воде и пару отсечными клапанами. В этом случае сохраняется работоспособность ЯЭУ на сниженной мощности – 75% Nн, а при двух текущих парогенераторах, что вероятно, мощность РУ будет снижена до 50% Nн. Ухудшение радиационной обстановки будет локализовано, радиационная авария предотвращена;

текущий парогенератор не удалось отключить отсечными клапанами. В этом случае радиоактивность будет распространяться за границу оболочки в турбинный отсек и возможно в другие смежные отсеки, а уровень радиационной аварии будет зависеть не столько от количества перелившийся воды первого контура во второй контур, сколько от радиоактивности первого контура, то есть от состояния активной зоны реактора, что в отчете по обоснованию безопасности не учитывалось (в конце компании реактора Ауд = 5*Е –3 Ки/кг).

Для устранения последствий аварии РУ выводится из действия, после дезактивации загрязненных помещений производится ремонт отсечных клапанов и глушение текущих труб парогенераторов, на что потребуется достаточно много времени. Для справки: в 1998 году в условиях завода “Атомфлот” ремонт парогенератора ПГ-4 на а/лихтеровозе “Севморпуть” занял 4,5 месяца, а парогенераторов N 7 и 8 на а/ледоколе “Советский Союз” - 6 месяцев. Время ремонта парогенераторов в условиях базы г. Певек может оказаться еще более значительным.

Из опыта эксплуатации судовых и лодочных ЯЭУ известны довольно частые нарушения в работе паротурбинной установки и электроэнергетической системы, которые не влияют на безопасность ЯЭУ, но требуют на период ремонтно-восстановительных работ вывода ее из действия. Например, течи паропроводов на неотключаемых участках. В данном случае такие нарушения будут из-за простоя АТЭС снижать коэффициент использования мощности и, что очень важно, увеличивать термоциклическую нагрузку на режимах вывода и ввода РУ на мощность, что в свою очередь, может привести к снижению проектного ресурса и срока службы оболочек ТВЭЛ и других элементов РУ. Чтобы избежать этих неприятностей, целесообразно использовать хорошо известный проектанту РУ режим горячего резерва реактора, ранее им внедренный на однотипной ЯЭУ ПЛА пр. 941, и широко используемый в таких случаях практически всеми ПЛА.

К сожалению, в представленных материалах эксперты не увидели озабоченности проектанта АТЭС ММ вышеуказанными проблемами, которые непременно возникнут перед эксплуатирующей организацией из-за слабой инфраструктуры в месте установки АТЭС ММ и большой ее удаленности от АО “ММП” и ремонтной базы, сложности доставки к ней оборудования, запасных частей и специалистов в случае проведения ремонтно-восстановительных работ по месту стоянки.

Учитывая приведенные выше данные, следует предположить, что проектный КИУМ 0,63 и, тем более, 0,8 (в базовом режиме) не будет выполнен.

Можно утверждать, что безопасная в техническом отношении ЯЭУ -необходимое, но не достаточное условие обеспечения безопасности судна в целом. Такие факторы, как условия размещения АТЭС ММ с обеспечивающей инфраструктурой, возможность высококвалифицированной поддержки оперативному персоналу станции со стороны специалистов авторского надзора при возникновении аварии, внешние воздействия и навигационные происшествия, и, наконец, человеческий фактор, способны оказать решающее влияние на безопасность АТЭС даже при наличии технически безопасного ЯЭУ. Нестандартное развитие аварий, как показывает практика, приводит к серьезным радиационным последствиям для экипажа, населения и окружающей среды, в чем мы многократно убеждались на опыте эксплуатации ЯЭУ судов и атомных ПЛ. Тем не менее при описании проектных и запроектных аварий проектант РУ включил лишь технический аспект обеспечения безопасности без включения в качестве хотя бы единичных отказов в ходе управления авариями ошибок оперативного персонала. Не рассмотрена также безопасность ЯЭУ при внешних воздействиях с различными исходными состояниями АТЭС ММ: столкновение в порту у стенки или на переходе морем, посадка на мель, пожары и взрывы, затопление и опрокидывание АТЭС ММ.

Таким образом, упрощенное рассмотрение в проекте АТЭС ММ якобы “проектных” и “запроектных” аварий по сути сведено к анализу происшествий, в которых не были нарушены пределы и условия безопасной эксплуатации, и этим предотвращено перерастание происшествия в аварию.

В данном случае рекламный характер описаний проектных и запроектных аварий, а также ссылки на положительный опыт эксплуатации судовых ЯЭУ явно не уместны.

Опыт эксплуатации прототипов ЯЭУ показал преждевременную разгерметизацию оболочек ТВЭЛ (до выработки энергозапаса топлива) на отдельных топливных сборках. При норме 2,5 млн. МВТ*ч выработка составляла всего 1 млн. МВТ*ч.

Как известно, целостность оболочек ТВЭЛ в период отведенного гарантийного ресурса зависит от множества факторов, главные из которых:

· термоциклирование при изменении мощности РУ, вынужденных выводов из действия, срабатывания аварийной защиты реактора;

· радиационный наклеп, повышающий охрупчивание материала оболочки ТВЭЛ, зависящий от выработки энергозапаса активной зоны;

· накопление продуктов деления, повышающих давление под оболочкой ТВЭЛ;

· качество водного режима 1 контура;

· качество материалов и технологии изготовления ТВС.

Основным недостатком контроля качества ТВС на судовых ЯЭУ является отсутствие прочностного контроля металла и герметичности оболочек ТВЭЛ при перегрузке активной зоны и постоянного контроля герметичности ТВЭЛ в период эксплуатации, по аналогии контроля герметичности оболочек (КГО) ТВС на АЭС. Для проекта АТЭС ММ такая система контроля не предусматривается.

Из опыта эксплуатации известны довольно частые течи 1 контура до выработки проектного ресурса в трубных системах парогенераторов, в теплообменниках, трубопроводах, в крышке реактора и стойках исполнительных механизмов СУЗ на ней.

Основным недостатком такого положения дел является отсутствие методов неразрушающего контроля 1 контура в период эксплуатации при проведении ревизии 1 контура и поисках микротечей в трубопроводах и оборудовании 1 контура. Система дистанционного контроля целостности металла основного оборудования в проекте АТЭС (по аналогу на АЭС с ВВЭР-1000 СК-187) также не предусмотрена.

Основными недостатками защитной оболочки являются:

· отсутствие контроля за содержанием водорода – мощного катализатора взрыва и пожара, генерируемого радиолизом в расплавленной активной зоне реактора. При этом способ удаления “гремучей смеси” из защитной оболочки (З. О.) в период аварии с разрывом контура реактора и расплавлением активной зоны не предусмотрен.

· в материалах нет обоснований прочности и газоплотности З.О. при МПА с разрывом нескольких трубопроводов и паропроводов I контура. Из опыта эксплуатации ЯЭУ судов известно, что требования по прочности и газоплотности необоснованно занижались.

Основным недостатком в оценке работоспособности физических барьеров безопасности ЯЭУ является:

· отсутствие информации, позволяющей проводить объективный анализ уровня надежности и безопасности физических барьеров;

· отсутствие практики углубленного анализа по отдельным нарушениям в работе ЯЭУ из-за технической сложности при расследовании коренных причин аварии;

· отсутствие сведений о принятых корректирующих мерах и их выполнении;

· отсутствие практики установки “образцов–свидетелей” для определения фактического состояния критичности с точки зрения прочности узлов оборудования РУ и трубопроводов 1 контура, диагностирования технического состояния и прогнозирования фактического ресурса элементов РУ.

7. Результаты экспертизы

7.1. Юридические аспекты проекта АТЭС ММ.

Уже на этапе проектирования и выбора площадки под АТЭС ММ в акватории Чаунской губы нарушен закон РСФСР “Об охране окружающей природной среды” (1991 г). Согласно ст. 48, п. 3 этого закона “…запрещается размещать, проектировать и строить атомные станции вблизи крупных водоемов федерального значения…” То, что прибрежные воды России являются водоемами федерального значения, вряд ли у кого-нибудь может вызвать сомнение.

Таким образом, плавучие АЭС по существующему Российскому законо-дательству вообще не могут быть размещены в морях, окружающих Российс-кую Федерацию.

При принятии решений о строительстве и размещении плавучих АЭС Минатомом РФ грубо нарушен также и федеральный закон “Об использовании атомной энергии” (1995 г.), статья 28 которого устанавливает:

“Решения о размещении и сооружении ядерных установок, радиационных источников и пунктов хранения принимается на основе заключений государственной экологической экспертизы и с учетом вывода экспертиз, проводившихся общественными организациями”.

“Обязательной государственной экологической экспертизе, проводимой на федеральном уровне, подлежат:

…6) проекты… федеральных инвестиционных программ…

…технико-экономические обоснования и проекты строительства…независимо от их сметной стоимости, ведомственной принадлежности и форм собственности, осуществление которых может оказать воздействие на окружающую природную среду в пределах территории двух или более субъектов Российской Федерации…

…иные виды документации, обосновывающие хозяйственную и иную деятельность, которая способна оказывать прямое или косвенное воздействие на окружающую природную среду в пределах территорий двух и более субъектов Российской Федерации...”.

Ст. 11 Федерального закона “Об экологической экспертизе” (1995 г.)

Таким образом, несомненно, что все технико-экономические обоснования и материалы проекта АТЭС ММ как новой техники, а также конкретных проектов АТЭС, по строительству которых заключены соглашения между Минатомом России и соответствующими администрациями, должны были быть объектами нескольких государственных экологических экспертиз федерального уровня. Ни одна из таких экспертиз не была проведена.

Статья 30 Федерального закона “Об экологической экспертизе” (1995 г.) устанавливает, что“Нарушениями законодательства Российской Федерации об экологической экспертизе заказчиком документации, подлежащей экологической экспертизе, и заинтересованными лицами являются… б) реализация объекта экологической экспертизы без положительного заключения государственной экологической экспертизы…”

“…Нарушениями законодательства Российской Федерации об экологической экспертизе банковскими организациями, их должностными лицами, иными юридическими лицами, а также гражданами являются финансирование и кредитование реализации объектов экологической экспертизы без положительного заключения государственной экологической экспертизы”.

Как известно, ни технико-экономическое обоснование АТЭС, ни проект АТЭС для г. Певек не представлялись Минатомом России для проведения государственной экологической экспертизы. Таким образом, финансирование работ над проектами концерном “Росэнергоатом” ведется незаконно.

Общественные организации, проводящие настоящую общественную экологическую экспертизу, обращались в “Росэнергоатом” с запросами о предоставлении проектной документации, необходимой для проведения экологической экспертизы. “Росэнергоатом” требуемую документацию не предоставил и даже не дал письменных ответов на запросы. Тем самым была нарушена статья 27 Федерального закона “Об экологической экспертизе”, а также статья 30 Федерального закона “Об использовании атомной энергии”, согласно которым заказчик проектной документации обязан предоставлять ее для проведения общественной экологической экспертизы.

В “Положении об оценке воздействия намечаемой хозяйственной или иной деятельности на окружающую среду” (2000 г.) в п. 2.9. говорится: “В том случае, если намечаемая хозяйственная или иная деятельность может иметь трансграничное воздействие, проведение исследований и подготовка материалов по оценке воздействия на окружающую среду осуществляется с учетом положений Конвенции ЕЭК ООН об оценке воздействия на окружающую среду в трансграничном контексте”.Планируемое строительство, безусловно, может иметь трансграничное воздействие, особенно в случае аварии. Тем не менее, при подготовке материалов ОВОС положения Конвенции ЕЭК ООН не учитывались.

Еще одно положение закона “Об использовании атомной энергии” будет нарушено, если АТЭС будет размещена в г. Певек. Согласно закону “Об использовании атомной энергии”, все население вблизи атомных объектов должно быть застраховано владельцем объекта. В представленных материалах проекта эта проблема концерном “Росэнергоатом” не рассматривалась.

Кроме этого, решение, принятое заинтересованными ведомствами, о сооружении и энергетических испытаниях АТЭС ММ на АО “Балтийский завод” в г. Санкт-Петербурге, находящемся на побережье Финского залива, вдоль реки Невы нарушает действующее законодательство, в частности Закон РСФСР “Об охране окружающей природной среды”. Указанные водоемы имеют Федеральное значение, а ст. 48 п. 3 этого Закона запрещает проектирование, строительство, работу на мощности ядерных энергетических объектоввблизи таких водоемов.

В связи с этим необходимо отметить следующее:

Город Санкт-Петербург с многомиллионным населением и компактно сосредоточенные вокруг многочисленные населенные пункты находятся в зоне потенциальной опасности повторения судьбы г. Припять - города энергетиков Чернобыльской АЭС, в связи с планируемым проведением ядерно-опасных работ при завершении строительства плавучей атомной станции и ее испытаниях (загрузка ядерного топлива и физический пуск реакторных установок КЛТ-40С).

Вышеуказанные работы будут проводиться без какого-либо согласия на это жителей исторического, культурного и научного центра мирового значения. Это означает, что концерн “Росэнергоатом” нарушает Закон РСФСР “Об охране окружающей природной среды”, Конституцию РФ по статьям 9(п.1), 20(п.1), 21(пп 1,2), 41(п. 3), 42, 58 главы 2 “Права и свободы человека и гражданина”. Одновременно нарушается статья 15, п. 2 Конституции РФ, которая определяет, что “органы государственной власти … обязаны соблюдать Конституцию Российской Федерации и законы”.

Во многих случаях материалы проекта либо не полностью соответствуют, либо не соответствуют, либо даже противоречат требованиям целого ряда нормативных актов и документов, действующих в области атомной энергетики, охраны природы и др., о чем будет сказано ниже в соответствующих разделах Заключения.

7.2. Экономические аспекты проекта

7.2.1. Все расчеты, включенные в проектные материалы за отпускаемую электроэнергию и тепло, носят очень приблизительный и явно заниженный характер. Проверить их невозможно, так как не приведена методика их расчета. Однако можно назвать несколько областей либо недостаточно учтенных, либо вообще не учтенных в приведенных расчетах.

Среди них следующие:

· полная стоимость обращения с радиоактивными отходами (хранение, переработка, транспортировка и окончательное захоронение);

· стоимость перегрузки топлива в конце каждой кампании;

· стоимость доставки свежего топлива и транспортировки отработавшего ядерного топлива;

· затраты на транспортировку АТЭС ММ для проведения капитального ремонта через 12 лет и саму стоимость ремонта (по-видимому, несколько десятков млн. USD, т.к. необходима полная замена трубчатки парогенераторов и ряда других элементов I контура);

· стоимость постановки в док для ремонта забортной арматуры, очистки от коррозии и обрастаний подводной части, а также покраски корпуса АТЭС ММ;

· ежегодное удорожание уранового топлива за период эксплуатации (составляет за последнее десятилетие около 3 %);

· затраты на возвращение кредита (после постройки АЭС и сдачи ее в эксплуатацию проценты на кредит переходят на эксплуатационные расходы).;

· инфляционное удорожание за период эксплуатации;

· отчисления на снятие АТЭС ММ с эксплуатации (в других странах – около 3 % от стоимости каждого кВт.час выработанного электричества за весь период эксплуатации);

· стоимость страхования рисков и компенсации возможного ущерба, связанных с работой АЭС.

7.2.2. В целом, есть все основания считать, что общая стоимость строительства-эксплуатации-утилизации плавучей АЭС занижена более чем вдвое. Соответственно, предлагаемые рекламные тарифы на электроэнергию и тепло, производимые такой станицей, в реальном выражении должны быть вдвое, втрое более высокими.

7.2.3. Заявленный разработчиками ресурс службы ПАЭС в 40 лет завышен как минимум вдвое (подробнее об этом см. п.7.3.2). Фактический ресурс ПГ-18Т на основании опыта эксплуатации на атомных ледоколах составляет всего 35000-65000 часов. Скорректированная с учетом этих обстоятельств стоимость ПАЭС будет значительно выше.

7.2.4. В настоящее время численность проживающего населения, например на Чукотке сократилась по сравнению с 1990 годом примерно в 2 раза и составляет около 70 000 человек. Стоимость строительства Головного блока по предлагаемому проекту составляет сумму (скорее всего, как было показано выше, заниженную) более 300 миллионов долларов США или 4000 долларов на одного проживающего. Даже предполагая, что численность населения стабилизируется, возникает вопрос, окупится ли станция до окончания срока эксплуатации.

7.2.5.В материалах проекта не приведены технико-экономические расчеты по возможной альтернативе (ветроэнергетика, газотурбинные установки, использование энергосберегающих технологий и др.) размещению в г. Певек АТЭС ММ с РУ КЛТ-40С, а также отсутствуют данные о возможной реконструкции и модернизации уже существующих теплоэнергетических мощностей, в том числе и на Билибинской АЭС, расположенной в данном регионе.

7.2.6. Электроснабжение Певека осуществляется от Чаунской ТЭЦ, электроснабжение промышленности Чаунского района – от Чаунской ТЭЦ и частично от Билибинской АТЭЦ, работающих на общую сеть Чаун-Билибинского энергоузла. Электропотребление Чаун-Билибинского энергоузла достигло своего максимума - 520 млн. кВт.час в 1988 году, а с 1990 года устойчиво снижается (в 1995 г. – 260 млн. кВт.час). Отсюда следует, что речь может идти о замещении выбывающих в будущем, вырабатывающих свой ресурс мощностей. Это означает также, что существующие мощности загружены меньше чем наполовину и на ближайшие годы вопрос о недостатке энергии вроде бы не должен возникать. Существуют и реализуются планы продления срока службы Чаунской ТЭЦ и Билибинской АТЭЦ за пределами 2010 года. Лишь после 2010 года может возникнуть необходимость в каких-то новых электромощностях.

7.2.7. Новые энергетические мощности совсем не обязательно должны быть атомными источниками. Во-первых, на Чукотском полуострове огромны резервы ветроэнергетики. Общая потенциальная мощность ветроэнергетики здесь составляет не менее 5-6 000 МВт. Существенным преимуществом промышленной ветровой энергетики в этом районе является их автономность. Они могут надежно обеспечить энергией разбросанные на больших пространствах и изолированные от магистральных сетей поселки и предприятия. Для ветроэнергетики не потребуется строительства дорогостоящих линий электропередач, в которых теряется заметная часть произведенного электричества. Кроме того, стоимость ветроэнергии, начиная с середины 90-х годов, стала ниже, чем на современных угольных станциях (меньше 5 центов за кВт.час). Учтем и мировые тенденции в развитии ветроэнергетики: прирост этих мощностей в последние десятилетие происходит лавинообразно, и она вытесняет традиционные формы производства электроэнергии в ряде районов и Северной Америки, и Западной Европы, и других регионах мира.

7.2.8. Значительные резервы имеет тепловая энергетика, которая в перспективе может работать не только на угле, но и на мазуте и газе. Огромные резервы нефти и газа существуют в этом арктическом регионе. Администрация Чукотского автономного округа разрабатывает план их освоения и в перспективе экспорта за пределы региона. Нам кажется нелепым и экономически неоправданным, имея такие резервы нефти и газа, вообще ставить вопрос о необходимости развития в регионе атомной энергетики. Несомненно, 300 млн. долларов хватит, чтобы найти, добыть и обустроить газовое хозяйство не только в г. Певек, но и на большей части Чукотки.

7.2.9. Необходимо также отметить, что, помимо административных центров, население проживает в труднодоступных местах, очень небольшими группами и на значительных расстояниях, поэтому проведение централизованных теплоцентралей вряд ли будет экономически обоснованно.

По нашему мнению, в таких регионах более целесообразно использовать парогазовые установки как мобильные (Калуга), так и более мощные стационарные (Самара), которые имеют суммарный КПД (электроэнергия плюс тепло) более 80%, который тем выше, чем ниже температура окружающей среды, имеют минимальные эксплуатационные расходы и могут работать практически на любом виде топлива.

Стоимость таких установок на порядок ниже предлагаемых в проекте атомных, срок службы больше и, самое главное, по сравнению с атомными и даже другими, они практически экологически безопасны. Устанавливаться они могут на земле, под землей и на воде.

Для справки: газовые генераторы используются в газовой отрасли для обеспечения работы перекачивающих газопроводных станций и работают в очень тяжелых климатических условиях, РАО “ЕЭС” строит несколько станций подобного типа на самарском заводе.

7.2.10. В целом совершенно ясно, что нет какой-то настоятельной экономической необходимости строительства именно атомных станций для развития и поддержания энергоснабжения Российской Арктики.

7.3. Соответствие проектной документации требованиям обеспечения безопасности

7.3.1. Нормативное обеспечение безопасного использования ЯЭУ транспортного

(транспортабельного) направления

Как один из аспектов общего нормативного обеспечения проекта АТЭС ММ экспертной комиссией был выполнен анализ нормативного обеспечения безопасного использования ЯЭУ транспортного (транспортабельного) направления, который показал отсутствие основного пакета нормативных документов.

Среди них следующие:

· “Общие положения обеспечения безопасности атомных судов” (ОПБС);

· “Правила ядерной безопасности судовых ядерных установок” (ПБЯС). Действующие ПБЯ-08-81 устарели, не соответствуют современным отечественным и международным критериям безопасности, т.к. не учитывают 20-летний опыт эксплуатации ядерных энергетических установок транспортного назначения;

· “Требования к отчету обеспечения безопасности атомных судов” (ТООБС);

· “Требования к общей и частным программам обеспечения качества атомного судна” (ПОКС), за исключением частной программы на этап эксплуатации (РД 31.20.24-94);

· “Положение о порядке классификации, расследования и информации о нарушениях в работе объектов атомного флота” (РД 31.20.42-93). Действующее положение устарело и не соответствует современным международным и отечественным требованиям;

· “Учет внешних воздействий природного и техногенного происхождения на ядерно– и радиационно-опасные объекты” (ПНАЭ Г-05-035-94).

Настоящий нормативный документ разработан для АЭС и необоснованно распространен на атомные суда и иные плавучие средства (суда атомного технологического обслуживания, плавучие энергоблоки атомных станций), так как не учитывает реальные внешние воздействия на них в морских условиях, приведенных в Правилах классификации и постройки атомных судов (Морской Регистр) и Кодексе безопасности ядерных торговых судов (Кодекс ИМО).

Для распространения данного документа на атомные суда и иные плавучие средства требуется его доработка в части специфических внешних воздействий на них в морских условиях, а также согласования его с Морским Регистром судоходства и Минтрансом России.

В связи с отсутствием основной нормативной базы для транспортного (транспортабельного) направления проектант АТЭС ММ использовал нормативную базу стационарной атомной энергетики, не учитывающую морскую специфику. Такое положение дел с НД было отмечено в письме исх. .№ 5-06/458 от 26.06.94 г. Председателя Госатомнадзора России Вишневского Ю.Г. на имя Первого заместителя Председателя Правительства Сосковца О.В., в котором предлагалось “… разработать в 1995 г. критерии и нормы по ядерной, радиационной безопасности и экологической безопасности для плавучих АЭС, включая требования к условиям их размещения…”. Однако данное предложение игнорировалось на протяжении последних 5-и лет заказчиком плавучей АЭС – концерном “Росэнергоатом”, и такое положение сохраняется до сих пор.

7.3.2. Заявленный ресурс основного оборудования

Экспертной комиссией несколько более подробно был рассмотрен вопрос о реальности заявленного разработчиками ресурса службы ПАЭС в 40 лет (при 7000 часов использования оборудования реакторной установки ресурс должен составлять 280.000 часов). 26.06.97 г. на Межведомственной секции № 9 Научно-технического совета № 1 Минатома России обсуждался вопрос “О продлении ресурса работы оборудования и систем ЯППУ атомных ледоколов и контейнеровоза”. Изначально оборудование ЯППУ имело назначенный ресурс 50-60 тыс. часов и срок службы 10-12 лет, а фактически на данный момент оборудование проработало в 2 раза больше. В связи с тем, что на ледокольных ядерных реакторах в нормативных документах по эксплуатации не были заложены требования к установке внутри них, так называемых “образцов-свидетелей”, то предлагалось провести работу по вырезке темплетов (кусков металла) из корпуса остановленного реактора атомного ледокола “Ленин” с передачей этих темплетов для последующего исследования в РНЦ “Курчатовский институт” и ЦНИИ КМ “Прометей”. Эти исследования должны были подтвердить возможность продления срока эксплуатации ныне существующих атомных ледоколов до 150.000 часов, т.е. цифры в 2 раза меньшей, чем заявлено в проекте ПАЭС с КЛТ-40С. Следовательно, на момент проведения настоящий экспертизы можно говорить только о 20 годах эксплуатации ПАЭС, а не 40 годах. При этом необходимо скорректировать все технико-экономические показатели АТЭС ММ относительно фактического ресурса ПГ- 18-Т, который составляет на основании опыта эксплуатации на атомных ледоколах величину 35000 – 65000 часов. Данное обстоятельство значительно увеличит стоимость АТЭС ММ.

7.3.3. Безопасность АТЭС ММ с РУ КЛТ-40 С

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

7.3.3.8. Не обоснован выбор водно-химического режима станции.

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

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

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

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

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

7.3.3.13. Отсутствует контроль за процентным содержанием в ЗО водорода - мощного катализатора пожара и взрыва, генерируемого радиолизом в расплавленной активной зоне реактора (см. требования Правил Морского регистра п.5.части 8).

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

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

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

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

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

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

· этап быстрого ухода под поверхность воды с большим дифферентом, этап быстрого набора скорости затопления,

· этап установившегося движения с почти постоянной скоростью. Однако при этом движение судна имеет маятниковый характер и напоминает движение падающего кленового листа. Вертикальная и горизонтальная составляющие скорости движения могут меняться от нуля до максимума (примерно 15 м/сек).

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

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

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

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

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

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

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

7.3.3.25.Сводные замечания к проектным материалам, основанные на требованиях “Правил Морского регистра”.

Пункт 3.2. Правил предписывает, что “должны быть оценены последст-вия чрезвычайно редких событий, сопровождающихся полной утратой работоспособности всех судовых источников энергии (опрокидывание, затопление, посадка на мель с креном более 30 градусов, т.д.”. Это требование Правил не выполнено.

Не выполнено требование п.7.5, подпункт 6 об анализе отвода тепла от активной зоны при опрокидывании судна. Проектанты посчитали это состояние невозможным. Логично представить, что это справедливо для случая затопления целого судна. Однако как показывают данные по надводным судам, возможно затопление с разломом корпуса корабля пополам. Для атомного судна здесь возможны различные, в том числе и очень неприятные по своим последствиям варианты. Поэтому указанная ситуация должна быть оценена.

В разделе 7, пункте 7.5, подпункте 8.4. указано, что “…должно быть рассмотрено влияние длительных пожаров на радиационную безопасность…” Следовательно должны быть рассмотрены сценарии длительных пожаров в отсеках рядом с реакторным, после чего происходит возгорание в нем самом. При этом исходное состояние будет далеко не таким льготным, как это выражено в материалах проекта.

7.3.4. Ядерная безопасность.

7.3.4.1. Общее описание станции АТЭС 1.ПАС.008-01 Лист 71, п.1.3.2.7. “Система ввода жидкого поглотителя”. Указано, что система предназначена для подачи в реактор раствора азотнокислого кадмия и выполняет защитные функции безопасности. Однако из последующих пояснений следует, что эта система не может обеспечить подачу жидкого поглотителя в реактор и принадлежать к категории систем, выполняющих защитные функции, поскольку:

7.3.4.1.1. В системе нет устройств, перекачивающих/вытесняющих раствор из бака в реактор. Система не имеет “своей” линии связи непосредственно с полостью реактора. Для подачи жидкого поглотителя в реактор системе необходимы действующие “посредники”. Персонал АТЭС (1-й “посредник”) должен спешно (знают, что все РО СУЗ реактора зависли в верхнем положении), соединить бак с всасывающим коллектором системы подпитки (вмонтировать съемный участок трубы). Для обеспечения перепуска раствора из бака в систему подпитки персонал манипулирует клапанами в линии трубопровода системы, клапанами в системе подпитки и запускает насос в последней. Система подпитки (2-й “посредник”) доставляет раствор в трубопровод и теплоноситель 1-го контура. Функционирующий 3-й “посредник” - 1-й контур (работающие ЦНПК и заполненные теплоносителем трубопроводы и реактор) доставит в реактор поглотитель, разбавленный до концентрации 7,5 г/л теплоносителем I контура. Стало быть, все эти “посредники” должны непременно сохранить свою нормальную работоспособность при запроектной аварии, с тем, чтобы проектная система могла “обеспечить” ввод жидкого поглотителя в реактор. Вероятность же такого состояния систем - “посредников” - в процессе запроектной аварии ничтожна, что предопределяет бесполезность проектной системы ввода жидкого поглотителя в реактор для случая возникновения этой аварии в ПАЭС.

7.3.4.1.2. Не указано, что предусмотрен контроль концентрации азотнокислого кадмия в растворе, находящемся в баке системы. Такой контроль должен проводиться в соответствии с п. 2.4.15 ПБЯ РУ АС-89. Контроль должен быть регулярным - персонал при управлении запроектной аварией должен быть уверен, что поглотитель в растворе содержится в проектной концентрации (500 г/л).

7.3.4.1.3.Отсутствует пояснение, что предусмотрен входной контроль азотнокислого кадмия, который должен проводиться в соответствии с п. 2.4.16 ПБЯ РУ АС-89. Такой же контроль необходимо проводить перед засыпкой азотнокислого кадмия в бак системы ввода жидкого поглотителя в реактор.

7.3.4.1.4. Отсутствует пояснение, что предусмотрены технические меры, исключающие несанкционированное поступление чистого конденсата в бак раствора жидкого поглотителя. Это требование указано в п. 2.5.15. ПБЯ РУ АС-89.

7.3.4.1.5.Система состоит из одного бака и одного трубопровода от него. Вместе с тем, в единственном комплекте системы реально может произойти наложение какого-либо отказа, а резервного комплекта в системе нет. Т.е., имеется несоответствие п. 1.2.12 ОПБ-88/97. Она не приспособлена для проверок на соответствие проекту.

Из выше указанного следует, что система в проекте по составу, техническим свойствам и особенностям не соответствует п. 56 ОПБ-88/97 и п.41 ПБЯ РУ АС-89. В них указано: “Система – совокупность элементов, предназначенная для выполнения заданных функций”. Проектная же система “самостоятельно” заданные функции не может выполнять и, следовательно, должна быть исключена из категории систем, выполняющих защитные функции безопасности. В противном случае находящиеся, например, на складе мешки с порошком азотнокислого кадмия также можно квалифицировать как выполняющие защитные функции безопасности: в течение не более 2-х часов их можно принести к баку системы подпитки, открыть люк бака, высыпать в него поглотитель из мешков и необходимо только запустить насос этой системы.

Вывод: в проекте АТЭС ММ нет системы ввода жидкого поглотителя в реактор, необходимой для управления запроектными авариями и, соответственно, проект не соответствует требованию п. 2.1.6. ПБЯ РУ АС-89. Фактические “способности” системы позволяют предполагать, что ввод в проект этой системы выполнен разработчиком проекта АТЭС ММ, исходя из посылок невероятности возникновения такой ситуации, опоры на “развитую внутреннюю самозащищенность” ядерного реактора и необходимости фальшивой демонстрации соответствия проекта требованиям ОПБ-88/97 и ПБЯ РУ АС-89;

7.3.4.1.6. Нет данных о растворимости в воде азотнокислого кадмия в зависимости от температуры воды, о местах размещения бака системы, его трубопровода к системе подпитки и о температурном режиме среды вокруг компонентов системы. Эти данные необходимы для того, чтобы можно было оценить влияние температуры окружающей среды на концентрацию содержания поглотителя в растворе.

7.3.4.2.Общее описание станции АТЭС 1.ПАС.008-01 Лист 72. В описании порядка использования при запроектных авариях системы для ввода жидкого поглотителя не содержится следующих пояснений:

· Заполнен ли 1-й контур теплоносителем и какое давление его в контуре?

· Обеспечивается ли циркуляция теплоносителя посредством ЦНПК или происходит естественная его циркуляция, или же в реакторе теплоносителя нет?

· Работоспособна ли система подпитки?

На каком уровне окажется мощность энерговыделения в реакторе и что будет происходить с теплоносителем в полости активной зоны реактора при зависших в верхнем положении РО КГ? Что будет происходить в интервале времени порядка 2-х часов, требующихся по проекту для сборки системы и ввода в 1 контур 0,3 м3 раствора жидкого поглотителя? Проект системы ввода жидкого поглотителя в реактор должен быть существенно переработан.

7.3.4.3. АТЭС 1.ПАС.008-02-02.1 Лист 11? 19, п. 2.3.1.1. Первый контур:

В системе (схеме) I контура отсутствуют задвижки, посредством которых обеспечивалась бы возможность отключения от I контура полости ПГ с возникшей неплотностью в трубном пучке или в его корпусе. Стало быть, при указанном событии нарушается концепция глубоко эшелонированной защиты (см. п. 1.2.3 ОПБ–88/97), так как в системе обеспечения безопасности ПАЭС нарушается один из физических барьеров на пути распространения радиоактивных веществ в окружающую среду, поскольку 2-й контур не является защитным барьером. Из указанного выше следует, что 1 контур не соответствует п. 4.1.2 ОПБ-88/97.

7.3.4.3.1. Лист. 14, п. 2.3.1.1.1.4. В перечне обслуживающих 1-й контур систем не указана система ввода жидкого поглотителя, в нормальных условиях эксплуатации изолированная от всасывающего коллектора насосов подпитки 1-го контура съемным участком трубопровода (см. п. 1.3.2.7 на Л.71 тома 1 “Общее описание станции АТЭС …”). Соответственно не указано, что решающей функцией системы 1-го контура в случае возникновения запроектной аварии становится обеспечение доставки в полость реактора теплоносителя, дополненного раствором азотнокислого кадмия из указанной системы.

7.3.4.3.2. Листы 15, 16, п. 2.3.1.12.2.1. “Описание технологической схемы”. Перечень систем 1-го контура дополнить указанием системы ввода жидкого поглотителя в реактор.

7.3.4.3.3. Лист 18, рисунок 2.3.1.1.2.2, Указана лишь малая часть системы подпитки 1-го контура и не отражена вовсе проектная связь системы с системой ввода жидкого поглотителя (через съемный участок трубы). Фрагменты системы подпитки следует дополнить изображениями подпиточных насосов и схемы системы ввода жидкого поглотителя.

Примечание: пп 7.3.4.3.1. ? 7.3.4.3.3. замечаний свидетельствуют о поспешности или неаккуратности доработок документации проекта с целью внедрения в проект системы ввода жидкого поглотителя в реактор для демонстрации соответствия ОПБ-88/97.

7.3.4.4. АТЭС 1.ПАС.008-02-02.1 Лист.32, п. 2.1.1.5.2.1.2 “Структура системы и принципы функционирования”:

В тексте за 3-м дефисом сверху указано, что самосрабатывающее устройство РЭД обесточивает электродвигатели приводов СУЗ, однако не пояснено, что в этом случае КГ РО самоходом (под действием гравитационных сил) начинают движение в активную зону, а РО АЗ, удерживаемые электромагнитами, “ожидают” формирования сигнала превышения установки срабатывания АЗ по давлению в 1 контуре.

7.3.4.5. АТЭС 1.ПАС.008-02-02.1 Лист 34, п/п 2.1.1.5.2.2.3. “Реализация основ-ных принципов безопасности”, нижний абзац:

Указано, что “для исключения непреднамеренного ввода жидкого поглотителя в реактор предусмотрен съемный участок трубопровода подачи поглотителя от цистерны запаса на всасывание насосов подпитки 1 контура”. По-видимому, такое решение, сделавшее систему бесполезной в случае возникновения аварии и зависания при этом КГ РО в верхнем положении, не обосновано. Исключение непреднамеренного ввода жидкого поглотителя в реактор может быть обеспечено и при полной готовности системы к выполнению своих функций, если в этом трубопроводе вместо съемного участка будет установлено устройство с разделяющей мембраной, разрываемой дистанционно по команде с ЦПУ.

7.3.4.6. АТЭС 1.ПАС.008-02-02.1 Листы 63, 64, п/п 2.1.2.1, “Структура средств и схема воздействия на реактивность” пункта 2.1.2 “Обеспечение ядерной безопасности”:

В 1-м сверху абзаце эффект реактивности, обусловленный изменением плотности теплоносителя при изменениях давления теплоносителя, не упомянут (он отсутствует или ничтожно мал?). Его следует указать в тексте. Известно, что водо-водяным ядерным реакторам присущ пьезометрический коэффициент реактивности с положительным знаком при увеличении давления теплоносителя в реакторе. Следует указать также и мощностной коэффициент реактивности.

7.3.4.7. АТЭС 1.ПАС.008-02-02.1 Лист 64, п. 2.1.2.2, “свойства самозащищенности активной зоны”, первый абзац:

В тексте не упомянуты эффекты изменения реактивности при изменении давления теплоносителя и “полярность” (знак) его влияния на “свойства самозащищенности активной зоны реактора” и мощность реактора - см. п. 7.5.2.5. замечаний.

Не уточнено, что упомянутые коэффициенты реактивности по температуре теплоносителя, ядерного топлива и паровой коэффициент реактивности имеют отрицательные значения лишь в процессах увеличения температуры, паросодержания в теплоносителе и мощности реактора. В режимах РУ, сопровождающихся снижением температуры, мощности реактора эти коэффициенты реактивности приобретают положительные значения, что потенциально более опасно. Опрокидывание с отрицательного на положительное значение знака коэффициентов реактивности происходит как при нормальном управляемом снижении мощности ядерного реактора с нормальным подавлением высвобождаемой избыточной реактивности вводом КГ РО в активную зону, так и при авариях, обуславливающих интенсивное расхолаживание теплоносителя и активной зоны. Именно при таких наиболее вероятных авариях, как разрыв трубопроводов 1 контура, особенно паропроводов 2-го контура, более опасным в РУ становится именно ядерный реактор, в котором интенсивно высвобождается избыточная реактивность и только надежная работоспособность РО СУЗ при этих авариях спасает от теплового или ядерного взрыва, от повтора Чернобыля. При указанных особенностях поведения коэффициентов реактивности в РУ реализуется принцип: “возникает авария в системах – более опасным становится ядерный реактор”. Этот принцип может реализоваться не на бумаге (в ОПБ, ПБЯ, в проекте ПАЭС), а в реальной РУ АТЭС ММ, т.е., в КЛТ-40С, напрочь изничтожая в реакторе ядерно-технологическую “порядочность” активной зоны ВМ-14-10-3 с “развитыми свойствами самозащищенности”. Чем больше образуется проходное сечение при разуплотнении, например, паропровода ПГ наибольшего сечения, тем значительно меньше шансов избежать ядерной аварии. Наличие вот таких “свойств самозащищенности активной зоны”, в п. 1.2.14 ОПБ-88/97, позволяет разработчикам АС прикрываться “свойствами самозащищенности активной зоны”, при проектировании АС сокращать меры по защите населения на случай возникновения запроектной аварии. Т.е., ОПБ-88/97 указанным положением фактически инициирует проектирование, сооружение и эксплуатацию нового поколения АС (в данном случае ПАЭС), более опасных для населения и экологии. Из проекта АТЭС ММ следует, что именно этот крайне ущербный п. 1.2.14 ОПБ-88/97 и постулируемые в нем “свойства самозащищенности…” активной зоны ВМ-14-10-3 позволили разработчикам проекта существенно сократить площадь территории санитарно-защитной зоны (см. замечания ниже) и, соответственно, сократить финансовые и материально – технические затраты на мероприятия по защите населения в случае возникновения запроектной аварии.

Руководствуясь именно этим положением, что подтверждается текстом за 3-м дефисом АТЭС 1.ПАС.008-02-02.1 на Листе 10 в п. 2.1.1.1.2. “Цель радиационной защиты”, разработчики придерживались мнения, что при авариях, связанных с повреждением активной зоны реактора “размеры зоны планирования защитных мероприятий должны быть в максимальной степени ограничены размерами санитарно-защитной зоны”. И в проекте АТЭС ММ максимально ограниченная защитная зона в аккурат “легла” в пределы границы корпуса АТЭС ММ или ПЭБ, как указано на л. 12 в п. 2.4.1.1 “Общие положения” в Томе 2 Книги 3. Необоснованность границ этой зоны и необходимость расширения ее за пределы корпуса ПЭБ будут рассмотрены ниже.

7.3.4.8.АТЭС 1.ПАС.008-02-02.1 Лист 75, п. 2.3.1.5.1.5 и Таблица 2.3.1.5.1.5 “Возможные неисправности ПГБ” (парогенераторный блок):

ПГБ включает в себя ядерный реактор с комплектом РО СУЗ, 4 ПГ, 4 ЦНПК, участки трубопроводов, коммуникаций, связанных с ПГБ, управлением и контролем его режимов. Не рассмотрены такие неисправности ПГБ, как межконтурная неплотность в ПГ, потеря герметичности по воде и газу оборудования 1 контура, по газу - оболочек твэлов ТВС, поглощающих элементов (пэлов) РО СУЗ. Эти недостатки в проекте должны быть устранены.

Обоснование: опыт эксплуатации аналогов ПГБ на атомных ледоколах (а/л) свидетельствует о недостаточной его надежности. Подробнее – см. выше.

7.3.4.9. АТЭС 1.ПАС.008-02-02.1 ЛЛ 78? 79, п.2.3.1.6.1.1. “Проектные основы”. Имеются следующие упущения:

Изложение предназначения реактора не соответствует определению, приведенному в пункте 37 раздела “Основные определения” ПБЯ РУ АС-89. Вместе с тем является ущербным и имеющееся определение в этом ПБЯ, поскольку оно не “приписывает” реактору функции размещения и удержания в нем ТВС с ядерным топливом, органов регулирования реактивности и энерговыделения, а также обеспечения условий для осуществления теплоотвода от ТВС и других компонентов ядерного реактора.

Для придания корректности тексту целесообразно в первом абзаце перед словом “отведения” вставить фразу “для обеспечения условий” и внести соответствующие изменения в последующий текст с указанием функций реактора.

7.3.4.10. АТЭС 1.ПАС.008-02-02.1 Л 82 (текст пункта 2.3.1.6.1.1 “Проектные основы”), 2-й абзац сверху. Указано, что отрицательный паровой коэффициент реактивности обеспечивает останов реактора (самоглушение цепной реакции деления в ядерном топливе) в случае появления пара в его активной зоне. Т.е., обеспечивается самоглушение реактора при авариях, вызванных разгерметизацией 1-го контура или из-за наброса мощности энерговыделений в ядерном реакторе. Вместе с тем в последующем тексте для запроектных аварий, сопровождающихся отказом электромеханической системы СУЗ с зависанием КГ РО в верхнем положении (см. п.1.3.27 на Л. 71 тома 1 АТЭС 1.ПАС.008-01) соответствующие пояснения для этой более опасной ситуации не приведены.

7.3.4.11. АТЭС 1.ПАС.008-02-03 Л. 9, п. 2.3.9.1.1. “Электромеханическая система аварийной остановки реактора”, п/п 2.3.9.1.1.1. “Проектные основы”, “Назначение и функции”, 2-й сверху абзац:

Среди систем (СУЗ, системы аварийного расхолаживания, подпитки и аварийного охлаждения активной зоны), составляющих комплекс для обеспечения безопасности РУ, указана и система ввода в реактор жидкого поглотителя. Однако эта система не соответствует определению системы в ОПБ-88/97 (п. 56,), ПБЯ РУ АС-89 (п. 41) и к ее структуре, устройству и функциям имеется ряд замечаний – см. выше. Указано, что электромеханическая СУЗ предназначена “для аварийной остановки реактора и поддержания его в подкритическом состоянии…” также и при запроектных авариях. Текст необходимо дополнить фразой “за исключением аварии с зависшими РО КГ в верхнем положении”.

7.3.3.12. АТЭС 1.ПАС.008-02-03 4.2. Л. 10, “Принципы проектирования”, 2-й абзац сверху:

Для утверждения, касающегося безопасности активной зоны ВМ-14-10-3, в качестве опорных указаны “свойства внутренней самозащищенности активной зоны”, которые содержаться в ряде определений и положений ОПБ-88/97 (пп 12; 1.2.14; 4.1.7), определений и требований ПБЯ РУ АС-89 (пп 5; 1.5). Вместе с тем, проектирование АТЭС ММ, равно как АС, с учетом указанных требований ОПБ и ПБЯ, опирающихся на “свойства внутренней самозащищенности активной зоны”, сводится к созданию более опасных АЭС, чем могло бы быть, если бы в этих НД не содержалось некоторых послаблений в виде указанных “свойств…” Соответственно в процессе технического проектирования АТЭС ММ требуется определить меры и масштабы территорий для защиты населения в случае возникновения тяжелых аварий без учета указанных выше свойств активной зоны ядерного реактора.

7.3.4.13. АТЭС 1.ПАС.008-02-03 Л. 11, В третьей строке снизу указано сокращение РИН (резервный источник нейтронов), расшифровку по которому следует указать в “Перечне принятых сокращений” во всех книгах рассматриваемого проекта.

7.3.4.14.АТЭС 1.ПАС.008-02-03 . Л. 12, “Требования к связанным системам” (словосочетание “связанным системам” - неопределенное), перечень систем, обслуживающих электромеханическую систему аварийной остановки реактора:

В строке за вторым сверху дефисом фразу “обеспечения силовым питанием приводов АЗ, КГ и РЭД” следует изложить в редакции: “приводов групп РО АЗ, КГ РО через контакты контактора РЭД” (по проекту приводов у АЗ и РЭД нет);

7.3.3.15. АТЭС 1.ПАС.008-02-03 ЛЛ 17 ? 23, “Размыкатели электропитания по давлению”:

· В тексте по перечню основных функций РЭД указано, что РЭД выдает электрический сигнал о состоянии контактора, что не корректно, так как в РЭД нет источника тока - в нем лишь замыкаются/размыкаются контакты в электрической цепи линии соответствующего сигнала;

· На листе 18 указано, что конструкция РЭД разработана на основе разработанных и испытанных в ОКБМ РЭД для АСТ-500251, для РУ ГАСТ и ВАСТ.

· Таким образом, РЭД, как страховочное устройство безопасности в запроектных ситуациях отказа электрических управляющих систем безопасности, не прошел испытания в условиях эксплуатации ядерного реактора РУ КЛТ-40С (при температурах среды над крышкой реактора и давлении в 1 контуре указанной РУ), поскольку эксплуатация ГАСТ и ВАСТ не состоялась. Из этого следует, что относительно РЭД имеется несоответствие проекта с п. 1.2.5 ОПБ-88/97;

· Не указана такая “функция” персонала при обслуживании РЭД, как необходимость после срабатывания по превышению давления в 1 контуре и после снижения до атмосферного переводить контакторы в РЭД групп РО АЗ и в РЭД всех КГ РО из состояния “контакты разомкнуты” в состояние “контакты замкнуты” вручную посредством специального устройства (рычага). Рычаг должен вставляться человеком в отверстие фиксатора поочередно каждого РЭДа из двух, размещенных на крышке ядерного реактора, поворачиваться по вертикали в нужном направлении. При этом по каждому РЭД человек должен получить информацию от оператора пульта управления РУ, что на приводы групп РО АЗ, затем – всех КГ РО (или наоборот) силовое питание подано.

· В тексте нет пояснения, что при срабатывании РЭД групп РО АЗ по превышению давления в 1 контуре РО АЗ, удерживаемые электромагнитами, остаются в верхнем положении до того момента, когда сформируется и “пройдет” в СУЗ аварийный (электрический) сигнал “Превышение давления в 1 контуре”;

· Из текста следует, что из двух РЭД, внедряемых в проект электромеханической СУЗ, один РЭД своими контактами будет обесточивать силовое электропитание приводов групп РО АЗ, а второй - будет обесточивать силовое электропитание приводов пяти КГ РО. Это означает, что один РЭД своими контактами объединяет приводы четырех групп РО АЗ, устраняя независимость их между собой. По одной причине (например, короткое замыкание в контактной группе РЭД или электросварка контактных поверхностей, исключающая их разрыв– рассоединение, под воздействием постоянных магнитов при срабатывании РЭД от превышения давления теплоносителя в 1 контуре) может быть потеряна какая-либо функция приводов групп РО АЗ. Аналогично это же обуславливается и для приводов всех пяти КГ РО.

Из указанного выше следует, что относительно РЭД групп РО АЗ нарушение п. 4.1.6 ОПБ-88/97 и п. 2.3.2.3 ПБЯ РУ АС-89 не оправдано, поскольку электромагниты групп РО АЗ при срабатывании не обесточиваются и группы РО АЗ “ждут” поступления в СУЗ другой команды – электрического сигнала “Превышение давления в 1 контуре”, при котором магниты обесточиваются.

Для РЭД КГ РО следует отметить существенное значение возникающей при аварийном срабатывании РЭД длительной по времени потере работоспособности приводов одновременно всех КГ РО. Контактор этого РЭД “связывает единым узлом” всю независимость друг от друга пяти КГ РО, и в нем могут быть такие же неполадки, как и в РЭД групп РО АЗ. Поскольку безопасность РУ в рассматриваемой аварии обеспечивается опусканием РО КГ в активную зону самоходом, оператор пульта управления не сможет дистанционно (электроприводом) ввести в активную зону какую-либо из пяти или несколько КГ РО, потерявших необходимую легкость самохода (частичное затирание). Ранее при обследованиях состояния ядерной и радиационной безопасности РУ атомных ледоколов Комиссиями Госатомэнергонадзора СССР констатировались в актах выявленные персоналом атомных ледоколов потери легкости самохода или заклинивания отдельных КГ в РУ а/л, имевших более длительный период эксплуатации. При полном заклинивании КГ для ядерного реактора соответственно ограничивалась мощность по соображениям перекосов поля энерговыделений по радиусу активной зоны. Необходимо также учитывать, что момент возникновения затирания РО КГ до усилий, при которых гравитационных сил недостаточно для опускания их в активную зону, не сигнализируется оператору пульта управления. Кроме того, потеря силового электропитания приводов всех КГ РО по одной причине может обусловить возникновение неблагоприятной для РУ ситуации или аварии и при нормальной эксплуатации в переходных режимах, связанных с изменением мощности ядерного реактора. Тем более недопустимы нарушения в контакторе РЭД КГ РО при возникновении проектных аварий, приводящих к интенсивному расхолаживанию теплоносителя 1 контура и активной зоны ядерного реактора, когда “свойства внутренней самозащищенности” активной зоны будут нещадно приближать процесс к ядерной или ядерно-взрывной аварии в РУ.

Из рассмотренных сценариев, обусловленных внедрением РЭД напрямую в цепи силового электропитания приводов КГ РО и приводов групп РО АЗ, следует, что технический проект КЛТ 40С должен быть доработан анализом этих возможных событий с целью обеспечения безопасности РУ от РЭД и приведения проекта ПАС в соответствие с п. 2.4.19 ПБЯ РУ АС-89.

Следует учитывать то, что сам по себе обусловленный каким-либо отклонением в работе РУ “заброс” давления в 1 контуре до 200 кгс/см2 и, возможно, выше (может сказаться медлительность опускания в активную зону РО КГ самоходом), спровоцирует, например, разрыв трубопровода 1 контура или разуплотнение какого-либо соединения, в худшем случае – на крышке реактора, в РУ возникнет крайне благоприятная ситуация. В последнем случае будет иметь место сочетание проектной аварии – выход радиоактивного теплоносителя в районе крышки ядерного реактора – с проектным отключеним РЭДами силового питания приводов КГ РО. У части КГ РО на этот момент может быть ранее обнаруженная и/или скрытно появившаяся потеря самохода КГ РО и эти РО не могут быть введены в активную зону ни дистанционно (с пульта управления), ни ручным способом из-за радиационной обстановки в аппаратном помещении, тем более на крышке ядерного реактора. Эта же обстановка не позволит перевести вручную контактор РЭД в состояние “контакты замкнуты”. Бесспорно, что на этот случай в проекте должен быть предусмотрен в системе надежного электроснабжения СУЗ электроконтактный узел для обеспечения подачи силового электропитания на приводы РО СУЗ в обход контактора РЭД. В итоге все завершится тем, что в дополнение к контактору РЭД будет смонтирован второй узел, который упрочнит потерю независимости между КГ и снизит надежность работы КГ РО.

7.3.4.16. АТЭС 1.ПАС.008-02-03 Указано, что ресурс РЭД в части срабатывания контактора из состояния “контакты разомкнуты” в состояние “контакты замкнуты” ограничен 20-ю циклами за срок службы 11 ? 13 лет. Вместе с тем, проверка работоспособности РЭД (готовности к обесточиванию силового электропитания приводов РО СУЗ), может проводиться лишь напрямую повышением давления среды в 1 контуре до 200 кгс/см2. Однако РЭД не оснащен устройством недоступной для корректировки персоналом регистрации числа циклов воздействия на РЭД указанным давлением, а опресовки этим давлением 1 контура наряду с плановыми по графику, должны проводиться как при подготовках к пуску РУ после очередных ППР (см 3-й сверху абзац на л. 25 книги), так и после каждого ремонта ПГБ с целью восстановления герметичности трубных пучков ПГ, других компонентов 1 контура для устранения возникших в них неплотностей.

Не исключено, что 20-кратный цикл для РЭД может оказаться превышенным в первые годы эксплуатации АТЭС ММ от срока их службы 11 ? 13 лет. Ограничение организационного характера (например, наличие требования в технологическом регламенте эксплуатации АТЭС ММ об учете циклов опресовки 1 контура) не должно браться в расчет из-за возможности умышленного или ошибочного нефиксирования этих событий в оперативных журналах. Кроме того, к этому времени уже будут храниться вдали от ЦПУ несколько десятков заполненных журналов, в том числе и с данными о фактах опресовки 1 контура, и никто из персонала не будет проводить целевую выборку из них. Таким образом, проектная готовность РЭД к целевому функционированию может оказаться потерянной вследствие выработки ресурса по числу циклов ранее, чем завершится их срок службы.

Указанная картина приводит к выводу, что проект АТЭС ММ в связи с внедрением РЭД в силовые цепи электропитания приводов групп РО СУЗ должен быть доработан с целью сохранения уровня безопасности РУ КЛТ-40С, который обеспечивался без РЭД, и приведения проекта в соответствие с требованиями ОПБ, ПБЯ, указанными выше.

7.3.4.17. АТЭС 1.ПАС.008-02-03 Л. 23, предпоследний абзац:

Имеющийся вывод о том, что “Применение РЭД как элемента, дублирующего электрическую УСБ, обеспечивает существенное повышение надежности глушения реактора в запроектных авариях с ростом давления среды 1 контура”, не обоснован. Это обусловлено тем, что в проекте не рассмотрены неблагоприятные сценарии событий, связанные с наличием “сверх полномочных” РЭДов в обесточивании приводов групп РО СУЗ и подлежащие анализу при неизбежной доработке технического проекта АТЭС ММ. Некоторые из них обозначены в пп 7.3.4.13, 7.3.4.14. замечаний (см. выше).

7.3.4.18. АТЭС 1.ПАС.008-02-03 Л.25, п. 2.3.9.1.1.4. “Условия безопасной работы”:

Указано, что “Условием безопасной эксплуатации РУ является надежная работа каждого ИМ СУЗ, входящая в ЭСАОР….”, что обеспечивается наряду с другими свойствами также и “надежной подачей силового питания на приводы СУЗ” (по-видимому, имеются в виду приводы групп РО СУЗ). Этот вывод не обоснован – см. пп 7.3.4.13, 7.3.4.14. 7.3.4.15 замечаний.

7.3.4.17. АТЭС 1.ПАС.008-02-03 ЛЛ 25, 26. “Регламентные проверки …через 8000ч. без демонтажа приводов и включают в себя”:

В перечне проверяемых компонентов (в части работоспособности, сопротивления изоляции и т.д.) не указаны РЭДы. Требуется доработка перечня с учетом пп 7.3.4.13, 7.3.4.14 замечаний, приведенных выше.

7.3.4.19. АТЭС 1.ПАС.008-02-03 Л.30, “Оценка ИМ и приводов”:

В части выполнения требований по надежности приводов групп РО АЗ и КГ РО в положительном заключении не оценены недостатки, которые привнесены РЭДами, внедренными в СУЗ. См. пп 7.3.4.13, 7.3.4.14 замечаний, приведенных выше.

7.3.4.20. АТЭС 1.ПАС.008-02-03 . Л. 30. “Анализ безопасности проекта”:

Имеющееся в 1-м абзаце заключение о том, что “электромеханическая система остановки реактора выполнена с учетом резервирования, функционального и физического разделения…”, не обосновано, так как эта успокаивающая картина разрушена внедрением в цепи силового электропитания приводов групп РО СУЗ контакторов РЭД. Подробнее – см. пп 7.3.4.13, 7.3.4.14 замечаний, приведенных выше.

Имеющийся в 3-м абзаце сверху вывод, что “защита от одновременных отказов по общей причине…реализованы за счет… разделения…, наличия самосрабатывающей системы безопасности…, наличием возможности дистанционного и ручного управления РО КГ, позволяющей аварийно останавливать реактор” не обоснован - см. пп 7.3.4.13, 7.3.4.14 замечаний, приведенных выше.

7.3.4.21. АТЭС 1.ПАС.008-02-03 Л. 30, п. 2.3.9.1.1.7 “Выводы”:

Имеющийся вывод о том, что “проект электромеханической системы аварийной остановки реактора удовлетворяет требованиям…” ОПБ-88/97, ПБЯ РУ АС-89 и др., не соответствует действительности, является ложным. Подробнее - см. пп 7.3.4.13, 7.3.4.14 замечаний, приведенных выше. Все последующие выводы аналогичного содержания должны быть переработаны.

7.3.5. Радиационная безопасность

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

7.3.5.3. Книга 3. АТЭС 1.ПАС.008-02-03Л.12, п.2.4.1.1. “Общие положения”, 4-й сверху абзац:

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

Обоснование:

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

Далее, как следует из текста, у 1 контура могут стать “прозрачными” границы в полостях теплообменников (ТО) 1? 3 контуров при возникновении в ТО межконтурной неплотности;

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

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

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

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

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

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

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

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

7.3.5.5. Книга 3. АТЭС 1.ПАС.008-02-03 ЛЛ 23? 27, п. 2.5.1.1.2. “Пуск установки”, последний абзац:

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

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

7.3.5.6. Книга 3. АТЭС 1.ПАС.008-02-03 Л.33, п. 2.5.2.2. “Особые условия работы реакторной установки”:

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

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

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

7.3.5.6.4. В п/п 16 использован термин ПАУ, расшифровку которого следует указать в “Перечне принятых сокращений” и в других книгах проекта.

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

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

7.3.5.8. Книга 3. АТЭС 1.ПАС.008-02-03 Л. 54, 7-й абзац сверху: указано, что “отсеченный из-за течи ПГ остается в таком состоянии до очередного вывода из действия РУ”. В соответствии с пп 7.3.5.3., 7.3.5.4. замечаний этот режим должен быть исключен из всех книг проекта.

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

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

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

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

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

Указано, что “При хранении системы 1 контура температура окружающего воздуха в аппаратном помещении + (5 ? 10) ° С, а …температура воздуха в реакторном помещении не менее + 5 ° С”. Поскольку в книгах проекта не указаны места размещения бака с раствором азотнокислого кадмия, трубопровода от него и температуры окружающей их среды, проект требуется доработать с учетом п. 7.3.5.5. замечаний.

7.3.5.11. Книга 3. АТЭС 1.ПАС.008-02-03 Л. 70, п/п 2.6.2.1. “Меры по предотвращению радиационного воздействия…”:

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

7.3.6. Физическая защита.

7.3.6.1. При описании защищенной зоны 1 (Том 2, п.2.11.2.3) не предполагается однозначное ограждение зоны акватории (как подводной, так и надводной части): “…акватории (возможно ограниченная защитными молами/ограждающими дамбами)...”. Достаточность же технических средств охраны в отсутствии физических барьеров не обоснована.

7.3.6.2. Непосредственную охрану объекта предусмотрено осуществлять силами ведомственной охраны, которая базируется на территории береговой технологической площадки и формируется из числа местных жителей г.Певек (Том 2, п.2.11.3.1.2). Нет сведений о специальной, связанной со спецификой объекта, подготовке штата охраны и, в частности, о возможном наличии в штате группы водолазов-профессионалов, обеспечивающих охрану (хотя бы путем периодических проверок) подводной части ПЭБ.

7.3.6.3. Констатируется, что автоматизированная система службы безопасности может (по совместительству) выполнять отдельные функции (без конкретизации последних) для представительства Кризисного центра концерна “Росэнергоатом”. Однако анализ приведенного состава системы не позволяет сделать вывод о возможности совмещения каких-либо ее функций с функциями защиты АТЭС ММ. Для такого совмещения Кризисный центр должен располагаться на территории самой станции. При общей тенденции к снижению численности персонала (в т.ч. с целью повышения безопасности объекта) размещение на площадке АТЭС ММ дополнительных производственных мощностей не обосновано. Кроме этого, нет сведений о характере выполняемых центром работ.

7.3.6.4. При описании СФЗ раскрыты только принципы организации защиты от различного вида нарушителей (читай – террористов). Однако физическая защита объектов использования атомной энергии предполагает и защиту от несанкционированного перемещения РВ и ЯМ. Эта сторона СФЗ фактически не описана (кроме средств телевизионного наблюдения во внутренних помещениях АТЭС ММ).

7.3.6.5. В представленных материалах отсутствуют сведения об организации физической защиты при перегонах ПЭБ, например, в ремонтную кампанию, в соответствии с требованиями обеспечения физической защиты при транспортировании РВ, ЯМ и РАО (при этом к последним могут быть отнесены “зараженные” элементы оборудования, оснастки и т.д.).

7.5.6.6. В качестве нормативного обеспечения проекта СФЗ в том числе используется “Положение об обеспечении физической защиты судов с ядерными энергетическими установками и атомно-технологического обслуживания. РД 31.21.16-95”, которое согласно шифру документа предположительно относится к руководящим документам Минобороны России. Вызывает сомнение правомерность его распространения на объект гражданского назначения.

7.3.6.7. Предусматривается буксировка от г. Санкт-Петербурга до г. Певека по морям с открытым (надводным) и скрытым (подводным) судоходством готовой к работе АТЭС ММ, смонтированной на “безмоторном” судне. Эта операция является опасной и недопустимой, т.к.:

7.3.6.7.1. Возможны диверсионные акты с целью хищения ТВС с ядерным топливом, обогащенным изотопом урана-235 по весовому содержанию до 36% и 47%, или организации ситуаций с неблагоприятными последствиями для людей, сопровождающих АТЭС ММ по маршруту буксировки. Этому способствует ущербность положения п. 1.2.9 ОПБ-88/97. В соответствии с этим положением физическая защита ядерно-делящихся материалов возлагается на эксплуатирующую организацию, которая не имеет своих собственных вооруженных подразделений. В связи с этим должно быть инициировано принятие Правительством РФ Постановления о мерах по защите АТЭС ММ от диверсий при строительстве, испытаниях, буксировке и эксплуатации ее у г. Певек.

7.3.6.7.2. На АТЭС ядерно-делящийся материал в свежих ТВС (с высоким содержанием изотопа урана-235) будет сосредоточен в реакторах и хранилище в количестве, достаточном для изготовления многих десятков несложных ядерных взрывных устройств. Для исключения его хищения потребуется более тщательное, массированное охранение военно-морскими силами РФ буксируемого безоружного плавсредства с АТЭС ММ.

7.4. Оценка материалов по ОВОС

7.4.1. Гидрометеорологические условия

Описание гидрометеорологических условий в районе порта г. Певек (предполагаемое месторасположение АТЭС) выполнено для целей ОВОС.

В настоящем разделе экспертизы рассмотрены следующие части материалов по ОВОС:

Ветровой режим (с.27- 42, 52-54).

Ледово-гидрологические условия Чаунской губы (с.91 - 104).

Ветровой режим. В начале приведены краткие сведения общегеографического характера о климатических особенностях гидрометеорежима. Здесь же кратко описаны фоновые (эксплуатационные) характеристики ветрового режима - сезонные и годовые розы ветров (с выделением интервалов скорости и без их выделения), данные о повторяемости скоростей ветра за навигационный период. Другие данные о ветровом климате не приведены, так как они отсутствуют в соответствующем справочнике по климату СССР. На стр. 70 говорится о штормах в исследуемом районе. Эти данные мало информативны, если не сказать, что под штормом понимается ветер скоростью 15 м/с и более. Далее, предпринята попытка оценить экстремальные (расчетные) скорости ветра (эти сведения рассеяны почему-то по разным пунктам - 1.4.2, 1.4.4, 2.3.3). Эта часть работы выполнена на чрезвычайно низком уровне. Основные её недостатки:

· собраны сведения о ветровом режиме из доступных авторам отчета источников без критического их осмысления;

· эти сведения противоречат друг другу и полны грубых ошибок;

· представленные в итоге авторами выводы не обоснованы.

Рассмотрим эту часть работы детальнее на примере расчетной скорости ветра с периодом повторяемости 20 лет (для других значений повторяемости ситуация аналогична):

в табл. 1.8 без ссылки на источник сказано, что скорость ветра в порывах составляет 49 м/с;

в табл. 1.10 указано, что скорость ветра (но уже не в порывах, а средняя - за 10 мин.) равна 90 м/с;

по формуле, поясняющей данные табл.1.11 можно найти, что средняя скорость ветра с этим периодом повторяемости равна примерно 45 м/с;

на стр. 100 оказывается, что такая скорость (ветра “южака”) повторяется ежегодно, а не 1 раз в среднем в 20 лет;

на стр. 116 эта величина (45 м/с) повторена в том же контексте, но вероятность 1 раз в 20 лет указана для скорости 80 м/с (со ссылкой на справочник “Ветер и волны” 1974 г.).

Наша экспертная оценка к этим данным:

· скорость ветра в порывах с осреднением за 3 сек в 1,2 раза (коэффициенты Главной Геофизической Обсерватории) - 1,4 раза (коэффициенты Дёста [41,42]) больше средней скорости ветра с осреднением за 10 мин. Как же может средняя скорость ветра почти вдвое превышать порывы ветра? Как следует из [43] гидрометеостанция Певек выполняла наблюдения за ветром в 1940-46, 48-56, 59-60 годах (всего 18 лет). Из них до 1953 года измерения велись по флюгеру с легкой доской (он может измерять скорости ветра до 20 м/с). Следовательно, более надежные измерения выполнялись на протяжении всего 6 лет, но и их нельзя считать вполне надежными, если впоследствии отмечена скорость ветра около 60 м/с (табл. 1.8). Отсюда следует, что из-за малой длины ряда, лакунарности выборки (пропусков) и инструментального отсечения скоростей ветра сверху функцию распределения скоростей ветра, построенную по такому ряду, экстраполировать на малые значения обеспеченностей неправомерно (даже на 10 лет)

· измерения ветра на суше нельзя автоматически переносить на прилегающую акваторию. Чтобы по этим измерениям судить о ветре в море, следует выполнить специальные расчеты с использованием соответствующей методики, учитывающей как скорость, так и направление ветра, а также тип (степень закрытости местности и шероховатости подстилающей поверхности суши) моря.

· на процесс формирования воздушного потока и на его структуру большое влияние оказывает орография - очень большие скорости ветра могут наблюдаться не только в Антарктиде. Ветер описываемого типа (общее название - бора, а при повышении температуры воздуха - фён) наблюдается во многих районах земного шара (Новая Земля, Далмация, Байкал). Широко известна новороссийская бора (т. н. катабатический ветер), скорость которой может достигать 60 м/с и более. Но такая скорость в море далеко не распространяется, поэтому здесь важно учитывать пространственную структуру потока.

· измеренная в 1966 г. скорость ветра около 60 м/с (табл. 1.8) - это средняя или в порывах (как можно судить по заголовку таблицы)?

· измерения на ГМС, как отмечено выше, велись по флюгеру. Их надо приводить к стандартным анемометрическим данным. Иногда “флюгерные” скорости 80-90 м/с приводятся к “анемометрическим” скоростям 58 - 65 м/с. Тогда о каких же скоростях идет речь?

· в выводах (стр. 52) сказано (цитируем): “экстремальные значения скорости фонового ветра, возможные в ближайшем столетии, согласно расчетам и принятые для проектирования АТЭС ММ следующие: средняя скорость при 10-минутном осреднении до (что значит до? - Г.М., И.К.) 60 м/с, максимальная мгновенная скорость при порывах до (?) 71 м/с. Вероятность реализации ураганного ветра с заданной средней скоростью при 10-минутном осреднении 60 м/с составляет один раз в 1141 лет”. Совсем непонятно - 100 лет или 1141 год? Ветер-то тот же самый - ураганный при “потоке”?

· во всем тексте совершенно неверно трактуется (это распространенное заблуждение среди неспециалистов) понятие о расчетной скорости ветра, возможной 1 раз во столько-то лет. Это понятие имеет следующий смысл. В выборке, например, объемом 100 лет х 100 столетий = 10 000 лет в пределах каждого столетия в силу выборочной изменчивости будут наблюдаться различные экстремальные скорости ветра. Осредненное значение из этих 100 величин, упрощенно говоря, и есть скорость ветра с периодом повторяемости 100 лет. Но в ближайшем столетии (или любом другом из этой выборки) “вероятность встречи” (encountre probability) будет равна не единице, а всего 0,63 [43]. Однако, при проектировании АТЭС необходимо задаваться, как нам известно, гораздо большими значениями периода повторяемости (10 тыс. лет). Задача оценки ветра и волн с такими периодами повторяемости требует знания изменения климата, по крайней мере, в ближайшие сотни лет. Для районов Арктики имеются соответствующие долгосрочные прогнозы [44]. В соответствии с ними предполагается, что в ближайшие 50 - 100 лет средняя температура воздуха в Арктике повысится на 40 летом и на 60 зимой, уровень моря поднимется более чем на 1 м. Вследствие потепления могут произойти следующие явления:

· сокращение площади паковых льдов и увеличение свободной ото льда поверхности моря приведет к активизации воздействия волн на берега и ледники, спускающиеся в море;

· начнется формирование новой топографии береговой зоны - барьерных островов, отмелей, баров, затопление низко расположенных тундровых озер;

· активизируется образование айсбергов и ледяных островов, выпахивание дна;

· устья рек будут подпруживаться нагоняемым с моря льдом, что приведет к затоплению обширных территорий при половодьях изменится режим активной зоны вечномерзлых грунтов, их прочностные характеристики, что приведет к образованию оползней и др. Вместе с тем частично облегчаются условия строительства и эксплуатации гидротехнических сооружений.

· В связи с возможным повышением среднего уровня моря следует, по мнению авторов заключения, выполнить вариативные расчеты основных элементов гидрометеорежима (волн, нагонов, течений) на современный уровень и прогнозируемый уровень. Такие расчеты выполнялись, в частности, для мелководного северного Каспия, где названные режимные характеристики заметно зависят от среднего уровня моря.

· В п. 2.3.3. повторяются сведения о ветровом режиме. О волнах сказано весьма мало, чтобы судить о волновом режиме.

· для оценки мощности вдольберегового потока наносов ветроэнергетические характеристики не используются уже много десятилетий. Еще в 50-е годы (А.М. Жданов) было установлено, что названная мощность пропорциональна вдольбереговой составляющей потока волновой энергии. Далее эта и близкие к ней концепции интенсивно развивались за рубежом (Komat, Inman и др.) и в СССР-России (Айбулатов, Анцыферов, Леонтьев, Сафьянов и др.). все существующие руководства по расчету потока наносов (например, [42]) базируются на этой концепции.

В целом отчет в части оценки гидрометеорологических условий в районе строительства АТЭС вблизи порта г.Певек представляется мало удовлетворительным. Именно:

o оценка экстремальных характеристик ветра состоит из механического соединения всех доступных авторам отчета данных без их критического осмысления. Приведены совершенно неправильные рекомендации по определению расчетных скоростей ветра. Неясна рекомендуемая величина периода повторяемости этих скоростей. Период 100 лет для АТЭС явно мал.

o практически отсутствует оценка волновых условий в районах расположения строительных площадок (имеются в виду фоновые и экстремальные характеристики волн с указанием их квазистационарной обеспеченности);

o предлагается неверная методика оценки мощности и направления вдольбереговых потоков наносов - ветроэнергетическая, которая не применяется в мире много десятков лет. Этот вопрос приобретет особую актуальность в случае сооружения молов и волноломов, которые преграждают потоки наносов. По мировой практике известно (например, порт Сочи), к каким катастрофическим последствиям это приводит.

7.4.2. Общая экология места базирования АТЭС ММ (животный и растительный мир)

Приведенные в проектных обоснованиях материалы по оценке состояния растительного и животного мира и возможного воздействия на них строительства и эксплуатации ПАЭС по существу являются описанием инвентаризации растительного и животного мира в районе г. Певек. Наиболее подробно и точно выполнены обзоры проведенных к настоящему времени инвентаризационных исследований по наземной растительности (видовой состав и геоботаническая характеристика) и водной флоре и фауне (беспозвоночные и рыбы). Материалы по орнитофауне представлены лишь поверхностным фаунистическим списком. Этих материалов не достаточно для оценки воздействия строительства, эксплуатации и возможных аварий на ПАЭС на птиц и возможного участия птиц в разносе радионуклидов и химических загрязнений. Отсутствуют экологические характеристики даже для наиболее массовых видов птиц. В частности нет данных по питанию и по миграционным связям конкретных видов птиц, гнездящихся в районе г. Певек или посещающих его в период пролетов, на основании которых должны были быть сделаны оценки возможного участия этих видов в накоплении продуктов загрязнения и распространении их по трофическим цепям.

Материалы по насекомым крайне скудны (что объективно связано с крайне слабой изученностью энтомофауны данного района), и не содержат ни качественных, ни количественных параметров, необходимых для обоснованных заключений по данной группе.

Материалы по морским и наземным млекопитающим представлены неполноценно и неточно. Фактически, они ограничиваются лишь списком видов, появление которых возможно в Чаунской губе и в прилегающих тундрах, и беглым упоминанием значения конкретных видов млекопитающих в хозяйственной деятельности человека. Такой перечень не дает оснований ни для каких заключений. При подготовке обоснования не использованы результаты недавних Российско-Американских (1990-ые годы) исследований по морским млекопитающим региона – в “ Материалах...” цитируется единственная сводка по морским млекопитающим, опубликованная в 1949 г.

Чаунская губа является частью ареала Чукотстко-Аляскинской популяции белого медведя и таким образом входит в зону Российской ответственности за сохранение благополучия этой популяции в соответствии с двусторонним Соглашением между Правительством Российской Федерации и Правительством Соединенных Штатов Америки о сохранении и использовании Чукотско-Аляскинской популяции белого медведя, подписанным 16.10.2000 г. Одновременно c этим, все белые медведи Чукотско-Аляскинской популяции являются объектом, подпадающим под действие готовящегося к подписанию Соглашения между коренными народами Чукотки и Аляски. Любые меры, могущие оказать воздействие на данную популяцию, должны быть согласованы с соответствующими двусторонними комиссиями.

В “Материалах...” указано, что в регионе предполагаемого размещения ПАЭС находится остров Врангеля, являющийся государственным природным заповедником. Однако совершенно не отражен тот факт, что острова Врангеля и Геральд являются основным районом репродукции для всей Чукотско-Аляскинской популяции белых медведей - на этих двух островах залегает в родовые берлоги до 80% всех медведиц данной популяции. Кроме того, родовые берлоги встречаются на северном побережье от о. Айон до Мыса Шмидта (и далее на восток). Другими словами, размещение Певекской ПАЭС предусмотрено проектом вблизи наиболее важного района размножения и фуражирования репродуктивного ядра Чукотско-Аляскинской популяции белого медведя.

Материалы проекта не содержат расчетов возможного дрейфа радионуклидов и химических загрязнителей среды от ПАЭС по трофическим цепям морских экосистем в районе размещения и воздействия ПАЭС. В то же время, проведенные к настоящему времени Российско-Норвежские исследования в западном секторе Российской Арктики показали, что белый медведь является конечным накопителем радионуклидов и тяжелых металлов, первоначально аккумулируемых на самых низких уровнях трофических цепей. В результате эффекта накопления концентрация этих загрязнителей в тканях белых медведей достигает значений, при которых происходит нарушение репродуктивной физиологии, поведения и генотипа.

В отношении моржей “Материалы...” не содержат характеристики пространственной структуры и демографического состава той группы тихоокеанских моржей, которые летуют в восточном секторе Восточно-Сибирского моря и посещают Чаунскую губу. А это преимущественно моржи из группировки, летующей в районе острова Врангеля, то есть моржи, входящие в состав репродуктивного ядра всей популяции Тихоокеанского моржа, включающего преимущественно самок с молодняком. В “Материалах...” нет ни анализа возможного попадания и накопления радионуклидов и химических загрязнителей в кормовые объекты моржа, ни оценки дальнейшего дрейфа этих веществ по трофическим цепям, вершину которых в данном регионе занимают люди - представители коренных народов Чукотки и Аляски.

К этому надо добавить, что вынос вод от места предлагаемого размещения ПАЭС (при любом варианте размещения) попадает в восточную часть Восточно-Сибирского моря, то есть в акватории, где концентрируется для фуражирования и размножения не только значительная часть всей чукотско-аляскин-ской популяции белого медведя и тихоокеанского моржа, но и других морских млекопитающих - серого кита, кольчатой нерпы, лахтака.

В зону возможного воздействия ПАЭС попадают охраняемые акватории вокруг островов Врангеля и Геральд, имеющие с 1997 года статус государственного природного заповедника (12 морских миль вокруг обоих островов) и его охранной зоны (плюс еще 24 морских мили). В случае аварий на ПАЭС эти акватории и суша всего заповедника подвергнется воздействию радиоактивных продуктов и сопутствующих загрязнителей окружающей среды. В “Материа-лах...” проекта не содержится расчетов и результатов моделирования возможного распространения и накопления загрязнителей при нормальной эксплуатации и в ситуациях катастроф.

Заключения “Материалов...” по возможному влиянию последствий дно -углубительных работ, сброса теплых вод и радиационному воздействию на водную флору и фауну не подтверждены расчетами, данными лабораторных экспериментов или компьютерного моделирования и носят чисто декларативный характер. Очевидно, что воздействие этих факторов будет значительным, так как оно повлечет нарушение субстрата, температурного и химического режима в наиболее биологически активной зоне прибрежных мелководий. Оснований для заключений о допустимости таких нарушений не приведено.

По всем биологическим объектам, рассмотренным в материалах проекта, отсутствует необходимый для квалифицированного заключения анализ трофических связей в экосистемах.

В то же время, из материалов обоснования следует, что район предлагаемого размещения является зоной сосредоточения жизни, высокого биоразнообразия и повышенной биологической продуктивности, морские экосистемы которой обеспечивают экологическую стабильность всего региона и кормовую базу для многих видов рыб и млекопитающих, важных как объекты промысла и традиционного природопользования коренных народов Чукотки и Аляски. Отсутствие интенсивного промыслового освоения этих ресурсов в настоящее время не является основанием для размещения в Чаунской губе объекта, эксплуатация которого связана с повышенным риском радиоактивного загрязнения среды.

Район размещения ПАЭС характеризуется высоким уровнем присутствия растений-эндемиков, реликтовых сообществ растений. В непосредственной близости от места размещения ПАЭС находятся по крайней мере два реликта Берингии. Во-первых - участки реликтовых тундростепей (что отражено в “Материалах...”). Во-вторых, в зоне возможного радиоактивного заражения в случае аварийной обстановки находится заповедник “Остров Врангеля”, номинированный как объект Всемирного природного наследия. Вся суша заповедника является реликтом Берингии, генетический облик которой будет необратимо нарушен в случае радиоактивного заражения.

Вторая часть вывода (Материалы по ОВОС, Т.1, Книга 2. Стр. 234) противоречит остальным выводам и не соответствует действительности. В настоящее время склоны над восточным берегом бухты Певек, в непосредственной близости от площадки номер 2 заселены тундряной куропаткой, другими видами мелких тундровых птиц, зайцем беляком и используются жителями г. Певек, как рекреационная зона. Строительные работы сделают эту зону непригодной для заселения животными и использования жителями для отдыха.

Высокая экологическая значимость Чаунской губы, в частности высокое биологическое разнообразие и продуктивность морских и береговых экосистем в этом районе, делают его крайне перспективным для развития экотуризма и связанных с ним отраслей экономики в регионе. Размещение ПАЭС в районе г. Певек в этом контексте является фактором не только экологического, но и экономического риска, так как радиоактивное загрязнения вследствие возможной аварии сделает развитие экотуризма в этом регионе невозможным.

Выводы.

· возможное воздействие на окружающую среду в материалах проекта оценивается только на основании результатов инвентаризационных исследований сухопутной и водной флоры и фауны. Не приведено убедительных расчетов, моделей и экспериментов, доказывающих, что вреда от строительства и эксплуатации ПАЭС животному и растительному миру не будет.

· в материалах отсутствуют характеристики трофических связей в морских и наземных экосистемах, на основании которых можно предсказать пути аккумуляции и распространения радионуклидов и прочих загрязнителей среды.

· размещение ПАЭС предлагается в зоне ответственности России по ряду международных соглашений в области охраны и использования природных ресурсов, в частности по Соглашению между Правительством Российской Федерации и Правительством Соединенных Штатов Америки о сохранении и использовании Чукотско-Аляскинской популяции белого медведя, подписанному 16.10.2000 г.

· в случае аварии на ПАЭС с выбросом радиоактивных продуктов в зону возможного поражения попадает государственный заповедник “Остров Врангеля”, номинированный как объект всемирного Природного наследия и являющийся уникальным реликтом древней Берингийской суши и рефугиумом, генетическому фонду которого будет нанесен необратимый ущерб. Чаунская губа и прилегающие к ней участки суши являются районом повышенного биоразнообразия, высокой биопродуктивности, высокой концентрации видов эндемиков и реликтовых сообществ. Размещение объекта, эксплуатация которого связана с повышенным риском радиоактивного заражения среды, в этом районе недопустимо.

· размещение ПАЭС в г. Певек может оказаться фактором, препятствующим развитию экотуризма - важного и перспективного направления развития экономики данного региона.

7.4.3. Социально-экологический и социально-экономический аспекты проекта

Строительство плавучей АТЭС в непосредственной близости от г. Певек представляет потенциальную угрозу здоровью местного населения, в том числе представителей малых народностей Севера.

В материалах по ОВОС этот вопрос освещен очень слабо.

Как было показано выше (раздел 4), на Крайнем Севере России в силу ряда причин сложилась неблагоприятная радиоэкологическая обстановка. Строительство нового ядерного объекта может усугубить эту ситуацию.

В материалах по ОВОС не затрагивается целый ряд проблем, связанных с возможными воздействиями на людей радиоактивных выбросов АТЭС ММ. Следует также отметить слабую изученность и прогнозируемость многих аспектов этих воздействий. Некоторые из них требуют специального изучения и обязательно должны рассматриваться в материалах по ОВОС. Например:

· опасность облучения людей короткоживущими изотопами может быть высока даже при незначительной суммарной годовой активности выброса,

· явление биоаккумуляции долгоживущих радионуклидов, наряду с суммированием эффекта их действия в чреде поколений, может привести к негативным последствиям даже при незначительном поступлении этих загрязнителей в окружающую среду,

· концентрация радионуклидов в трофических цепях, многие из которых заканчиваются человеком, также может привести к серьезным последствиям при низком исходном содержании в среде загрязнителя,

· в результате оседания газоаэрозольных выбросов на снег в течение всей зимы (более 9 месяцев) может произойти залповый сброс радиоактивности в период бурного таяния снега,

· распространение загрязнений в атмосфере в условиях Арктики значительно отличается от такового в умеренных широтах и должно рассчитываться с учетом метеорологических особенностей района,

· явление широтной циркуляции, т.е. прорывы холодных воздушных масс из Арктики на тысячи километров к югу, может значительно изменить картину распространения радиоактивных загрязнений.

· влияние инертных радиоактивных газов на электропроводность атмосферы в условиях Арктики может привести к катастрофическим изменениям климата не только Арктики, но и отдаленных регионов планеты,

Из сказанного выше следует, что проблемы возможного радиоактивного загрязнения среды обитания в результате реализации рассматриваемого проекта затрагивают не только местное население, но и жителей весьма отдаленных районов. При этом все перечисленные выше проблемы актуальны даже при нормальной безаварийной работе АТЭС ММ.

Проектируемую АТЭС предполагается строить в непосредственной близости от г. Певек, поэтому авария с выходом радиоактивности за пределы судна может иметь самые тяжелые последствия для местных жителей. В этих условиях ни своевременное оповещение, ни тем более своевременная эвакуация людей не возможны.

Возникновение любых нештатных ситуаций в процессе эксплуатации ПАЭС опасно еще и тем, что из-за удаленности, труднодоступности и обычно неблагоприятных погодных условий трудно рассчитывать на своевременную помощь извне.

При подготовке ОВОС разработчики очень мало внимания уделили значительному тепловому воздействию работающей ПАЭС на окружающую среду. Между тем последствия такого воздействия могут быть весьма существенны как для местных экосистем, так и для жителей г. Певек. Среди наиболее вероятных последствий следует указать образование постоянных туманов, изменение инсоляции и характера осадков, образование наледей, обледенение зданий и сооружений, растепление грунтов вечной мерзлоты, развитие оползней и др. Как результат возможно нанесение ущерба здоровью и безопасности людей, а также расположенному на берегу городскому хозяйству.

В предыдущем разделе, посвященном экологическим проблемам проекта, уже отмечалось, что строительство берегового комплекса ПАЭС нарушит рекреационную зону г.Певек.

Одним из перспективных направлений развития экономики Чаунского района ЧАО является экотуризм и связанные с ним направления хозяйственной деятельности. Природный комплекс Чаунской губы отличается высоким биоразнообразием, присутствием эндемиков, реликтовых сообществ, уникальных природных объектов и является привлекательным объектом экологического туризма. Строительство АТЭС возле г. Певек будет препятствовать развитию этого важного для района экономического направления.

В настоящее время на Чукотке наблюдается высокий уровень безработицы. В этой связи развитие на территории округа ветроэнергетики или традиционных (уголь, нефть, газ) способов получения энергии предпочтительнее с социальной и экономической точек зрения, чем строительство АТЭС. Тепловые и ветровые электростанции обеспечивают стабильно высокий уровень занятости местного населения в период строительства и эксплуатации, в то время как строительство атомной станции будет происходить в другом регионе, а ее обслуживание предполагается осуществлять вахтовым методом.

7.4.4. Соответствие документации по ОВОС требованиям НД

В целом документация по ОВОС не отвечает основным требованиям, изложенным в нормативном документе “Положение об ОВОС”:

· не рассмотрены альтернативные варианты реализации проекта, включая предлагаемый и “нулевой вариант” (отказ от деятельности)

· не обоснован выбор варианта намечаемой деятельности из альтернативных вариантов

· не определена или определена очень узко зона воздействий

· не учтено распространение загрязнителей в связи с миграциями животных и птиц, а также эффект их биоаккумуляции и концентрации в трофических цепях, в том числе замыкающихся на человеке

· прогнозируемые последствия воздействий обоснованы недостаточно или совсем не обоснованы

· не дана оценка достоверности прогнозируемых последствий

· анализ воздействий не полон, в том числе в отношении спектра воздействий, масштаба и разнообразия последствий, различных аспектов и звеньев функционирования экосистем и др.

· совершенно не рассмотрены возможные последствия крупных запроектных аварий

· недостаточно разработаны меры по предотвращению или снижению возможных негативных последствий

· не рассмотрена степень опасности последствий реализации проекта для расположенных в зоне возможного воздействия ПАЭС уникальных природных объектов, в том числе заповедника мирового значения.

8. Замечания и предложения

8.1. В представленных на экспертизу материалах по проекту плавучей АТЭС ММ допущено много ошибок и отступлений от действующих требований, в том числе Российского законодательства, в области использования атомной энергии, охраны окружающей природной среды и др.

8.2. Документы, подвергнутые экспертизе, по существу и статусу должны были определить состав запроектированных параметров, технических и организационно-методических решений, обосновать их и показать достаточность для гарантированного выполнения требований действующих норм и правил по безопасности для АТЭС ММ.

В действительности же эти документы не соответствуют своему назначению. Их содержание в большинстве случаев имеет назывной, постановочный характер и не включает в себя необходимых обосновывающих расчетов и логических (альтернативных) сопоставлений с критериями, требованиями и условиями, учет и соблюдение которых обязательны.

Все документы написаны в стиле – “так должно быть”, без обоснований – “почему так должно быть”, что превращает их в формальную отписку, вместо необходимых обоснований безопасности и инвестиций.

8.3. Разработчиками проекта плавучей АСММ с реакторной установкой КЛТ-40С практически все обоснования, будь то обоснование ядерной, радиационной или экологической безопасности, заменены декларативными ссылками на положительный опыт эксплуатации таких установок на флоте.

Однако по наличию опыта эксплуатации аналогов не всегда можно судить об общем уровне безопасности того или иного вновь разрабатываемого проекта. Тем более, что опыт эксплуатации судовых и корабельных ЯЭУ (более 8000 реакторо-лет) скорее показывает на недостаточный уровень их безопасности. Поэтому ссылка на положительный опыт эксплуатации прототипных ЯЭУ при обосновании безопасности и оценке эффективности инвестиций не уместна.

Закрытость и/или отсутствие полной и достоверной официальной информации по безопасности ЯЭУ транспортного направления, в том числе и у Госатомнадзора России, с одной стороны, и неубедительная информация, получаемая из неофициальных источников - с другой, вызывают, по меньшей мере, недоверие к отдельным выводам авторов о безопасности проекта.

8.4. В материалах проекта не приведены технико-экономические расчеты по возможной альтернативе (ветроэнергетика, газотурбинные установки, использование энергосберегающих технологий и др.) размещению в г. Певек АТЭС ММ с РУ КЛТ-40С, а также отсутствуют данные о возможной реконструкции и модернизации уже существующих теплоэнергетических мощностей.

8.5. Анализ материалов проекта АТЭС ММ с РУ КЛТ-40С выявил следующие основные недостатки с точки зрения обеспечения безопасности:

1).Недостаточно проработаны технические и технологические решения применительно к экстремальным природным условиям размещения энергокомплексов: температура воздуха от -70° С до +35° С, длительные полярные день и ночь и др.

2). Недостаточно проанализированы возможности и последствия возникновения опасных геологических и географических процессов в результате техногенного воздействия (растепление грунтов вечной мерзлоты, образование наледей, туманов, оползней и осадок и пр.).

3). Не учтены долгосрочные прогнозы изменения климата.

4). Отсутствует анализ некоторых исходных событий, которые могут привести к отказам в работе основного оборудования и систем АТЭС ММ.

Полностью отсутствует анализ влияния т.н. “человеческого фактора”. Между тем, ошибки персонала могут привести к таким тяжелейшим последствиям, таким как:

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

· опрокидывание судна и, соответственно, нарушение раскрепления основного оборудования;

· затопление судна.

Также отсутствуют расчеты по некоторым видам внешних экстремальных воздействий (например, возможность возникновения землетрясения, случай падения самолета и др.).

Таким образом, упрощенный подход к рассмотрению полного перечня проектных и запроектных аварий позволяет сделать вывод о том, что все необходимые обоснования, по сути, сведены к анализу происшествий, в которых не были нарушены пределы и условия безопасной эксплуатации. Пути и последствия предотвращения перерастания этих происшествий в аварии не анализировались.

5). Разработчикам не удалось преодолеть общую для плавучих станций трудность и подойти к энергокомплексу как к единой системе: судно - реакторная установка - система передачи теплоносителя на берег - береговые сооружения и коммуникации.

6). Установка КЛТ-40С не претерпела сколько-нибудь существенных переделок и обладает полным перечнем недостатков, свойственных водо-водяным транспортным ядерным реакторам.

7). Тепловая схема сложна и обладает низким КПД.

8). Требуют дополнительного обоснования с точки зрения безопасности: режим срабатывания предохранительных клапанов второго контура с последующей их непосадкой; режим с разрывом патрубка реактора; некоторые характеристики активной зоны; коэффициенты теплофизической надежности.

9). Отсутствует оценка надежности подачи и сброса охлаждающей забортной воды в различных технологических схемах (4-й контур, циркуляционные трассы ПТУ, охлаждение АДГ и РДГ и др.). В условиях суровых зим и при малой глубине акватории это важно, прежде всего, с точки зрения обоснования исключения возможности замораживания и/или засорения (перекрытия) проливных и отливных трасс, срыва циркуляции охлаждающей воды и, как следствие, нарушения работы ЯЭУ с тяжелыми последствиями.

10). Не проведены расчеты скорости подхода радиоактивного облака при проектных и запроектных авариях и регламентных работах, связанных с перегрузкой активных зон реакторных установок КЛТ-40 .

11). Не проведены расчеты размеров санитарно-защитной зоны и зоны наблюдения с учетом возможных изменений, вызванных эксплуатацией энергокомплекса. СЗЗ не показана на графических материалах.

12). Отсутствуют данные о возможной активации донных отложений в результате длительного нахождения АТЭС ММ в месте базирования.

13). Не приведены расчеты дозовых нагрузок на население от факела выброса ИРГ при штиле и инверсии, а также не определена эффективная высота вентиляционной трубы для этих случаев.

14). Приведена недостаточная информация о необходимых организационно-технических мероприятиях по ограничению и ликвидации последствий постулируемых тяжелых аварий, сопровождающихся повреждением активной зоны реакторов и выходом радиоактивных продуктов в окружающую среду.

15). Не раскрыта система взаимодействия персонала станции с эксплуатирующей организацией, с Госатомнадзором России, органами ведомственного надзора, с муниципальными органами, Центром аварийной поддержки в случаях:

· управления авариями и устранения их последствий;

· выполнения программы обеспечения качества;

· выполнения потенциально-опасных работ (например, перегрузка АЗ).

Выполнение таких мероприятий силами экипажа в отрыве от вышеназванных организаций, часть из которых находится в Москве, представляется проблематичным.

16). Недостаточно полно в проекте проработаны вопросы устройства береговых сооружений, их состав, эксплуатационные издержки, не оценены затраты на буксировку станции к месту установки, не приведены количество и состав эксплуатационных радиоактивных отходов и отходов, образующихся при снятии станции с эксплуатации.

17). Из-за слабой инфраструктуры в месте базирования АТЭС ММ и большой ее удаленности от ремонтной базы (АО “ММП”), сложности доставки к ней оборудования, запасных частей и специалистов в случае проведения ремонтно-восстановительных работ по месту стоянки станции, следует предположить, что проектный КИУМ 0,63 и, тем более, 0,8 (в базовом режиме) будет невыполним.

18).Недостаточно разработаны методы физической защиты ядерного объекта на всех стадиях его строительства и эксплуатации.

8.6. Основные замечания по материалам ОВОС.

1). Отсутствие рассмотрения альтернативных вариантов, в том числе “нулевого” (отказ от реализации проекта), является невыполнением одного из основных требований “Положения об оценке воздействия намечаемой хозяйственной или иной деятельности на окружающую среду в РФ”.

2). Гидрометеорологическое описание района размещения ПАЭС нельзя признать удовлетворительным. Оно основано на ограниченных и, часто, устаревших данных. Отсутствуют научно обоснованные характеристики и анализ многих природных факторов, которые могут оказать значительное влияние на безопасность работы ПАЭС.

Оценка экстремальных характеристик ветра состоит из механического соединения всех доступных авторам отчета данных без их критического осмысления. Приведены совершенно неправильные рекомендации по определению расчетных скоростей ветра. Неясна рекомендуемая величина периода повторяемости этих скоростей. Период 100 лет для АТЭС ММ явно мал.

Практически отсутствует оценка волновых условий в районах расположения строительных площадок (имеются в виду фоновые и экстремальные характеристики волн с указанием их квазистационарной обеспеченности).

Предложена неверная методика оценки мощности и направления вдольбереговых потоков наносов - ветроэнергетическая, которая не применяется в мире много десятков лет. Этот вопрос приобретет особую актуальность в случае сооружения молов, волноломов, которые преграждают потоки наносов.

Не учтены долгосрочные прогнозы изменения климата.

Не рассматриваются возможные в арктических условиях опасные последствия влияния инертных радиоактивных газов (на электропроводность атмосферы и, как следствие, на климат), сверхнизкой холодной инверсии, широтной циркуляции (на распространение загрязнений в атмосфере) и др.

3). Не определена или определена очень узко зона возможного воздействия АТЭС ММ на окружающую среду.

4). Отсутствуют расчет и вариантное сравнение экологического ущерба планируемых площадок, как на период строительства, так и на период эксплуатации по всем видам природных ресурсов (атмосфера, водные ресурсы, почвы и земельные ресурсы, биологические ресурсы (растительный и животный мир). Возможное воздействие на окружающую среду оценивается только на основании результатов инвентаризационных исследований сухопутной и водной флоры и фауны. Убедительные расчеты, модели и эксперименты, доказывающие, что вреда от строительства и эксплуатации АТЭС ММ животному и растительному миру не будет, в материалах ОВОС отсутствуют. В предлагаемой формеОВОС вообще не может считаться выполненной.

5). Отсутствуют характеристики трофических связей в морских и наземных экосистемах, на основании которых можно предсказать пути аккумуляции и распространения радионуклидов и прочих загрязнителей среды.

6). Не рассмотрены вопросы о международных обязательствах России в связи с размещением АТЭС ММ в зоне ответственности России по ряду международных и межправительственных юридических актов в области охраны природы. В частности, Соглашение между Правительством Российской Федерации и Правительством Соединенных Штатов Америки о сохранении и использовании Чукотско-Аляскинской популяции белого медведя, подписанное 16.10.2000 г., а также российско-американское и российско-японское Соглашения об охране перелетных птиц и среды их обитания.

7). В случае аварии на ПАЭС с выбросом радиоактивных продуктов в среду в зону возможного поражения попадает государственный заповедник “Остров Врангеля”, номинированный как объект всемирного Природного наследия и являющийся уникальным реликтом древней Берингийской суши и рефугиумом, генетическому фонду которого будет нанесен необратимый ущерб.

8). Не рассмотрены также негативные социально-экономические последствия размещения ПАЭС вблизи г.Певек. Реализация проекта будет препятствовать развитию экотуризма как важной и перспективной отрасли экономики Чукотского автономного округа, не будет способствовать повышению уровня занятости населения, нарушит рекреационную зону г. Певек.

9). Очень слабо разработаны природоохранные мероприятия в процессе изысканий, строительства и эксплуатации энергокомплекса, не дана их экономическая оценка.

10). Не проведена аэрогаммаспектрометрическую съемка территории г. Певек, его микрорайонов и прилегающей местности в масштабе не мельче 1:10000. для создания базы экологического мониторинга.

8.7. Экспертная комиссия отмечает, что, к сожалению, в своей работе ей не пришлось опереться на “Экспертное заключение по безопасности размещения атомной теплоэлектростанции малой мощности на базе плавучего энергоблока проекта 20870 с реакторными установками КЛТ-40С в г. Певек”, выполненное Научно-техническим центром по ядерной и радиационной безопасности (утверждено руководством Госатомнадзора России) и вошедшее (как справочное) в состав материалов, представленных экспертной комиссии. То, что специалисты Центра, к примеру, “не заметили” несоответствие ядерного реактора РУ КЛТ-40С требованию п. 4.4 Приложения к ПБЯ РУ АС-89, не исключает возможности, что они не выявили и другие несоответствия ключевым требованиям НД, по крайней мере, по ядерной безопасности. В этой связи очень досадно, что недостаточный уровень квалификации специалистов НТЦ ЯРБ, а, может быть, и Госатомнадзора России в целом сочетается в настоящее время с выходом Минатома России на практику сооружения более опасных АС. Это происходит в отсутствии четких единых государственных требований к обеспечению безопасности для каждого типа объекта использования атомной энергетики в целом, к его системам и элементам, основному и вспомогательному оборудованию. Такое положение дел тем более настораживает в условиях ликвидации в Госатомнадзоре России структур, осуществлявших ранее надзор за безопасностью проектно-конструкторских разработок. С их упразднением потеряна возможность оценки основных проектных решений с точки зрения их соответствия требованиям по безопасности в области использования атомной энергии уже на самых ранних этапах создания проекта (в настоящее время оценка проекта производится только на стадии получения в Госатомнадзоре России лицензии уже на строительство объекта). Сочетание нынешнего положения в Госатомнадзоре России с заинтересованностью Минатома России в сооружении многих опасных АЭС и с отсутствием необходимой полноты и достаточности пакета НД по безопасности для транспортного направления ЯЭУ для России не допустимо.

8.8. Нам видится, что основной акцент развития любого региона в России, где планируется промышленное использование ядерных энергетических установок типа КЛТ-40С, должен быть, в первую очередь, направлен на создание устойчивой и стабильной обстановки в регионе. Этого можно достичь, только обеспечив нормальное человеческое существование его населению.

На Севере и Дальнем Востоке России сложилась и без того крайне неблагоприятная радиологическая обстановка, вызванная, в первую очередь, воздействием 182 ядерных энергетических установок, ныне эксплуатируемых, и 133 реакторов, отслуживших свой срок. Дополнительная нагрузка на природу Севера может обернуться для него серьезными последствиями.

8.9. Министерство по атомной энергии России должно обеспечить проекту АТЭС ММ, которую планируется разместить в г.Певек, открытость и доступность для экологической общественности и тем самым выполнить требования законов РФ.

9. Выводы и рекомендации

Разработка и реализация рассматриваемого проекта нарушает ст.48, п.3 закона РСФСР “Об охране окружающей природной среды” (1991), запрещающую “размещать, проектировать и строить атомные станции вблизи крупных водоемов федерального значения”.

В процессе подготовки проекта плавучей АТЭС ММ не было проведено ни одной государственной экологической экспертизы, а также не была предоставлена, несмотря на соответствующие запросы от общественных организаций, документация для проведения общественной экологической экспертизы. Тем самым были нарушены статьи 28 и 30 Федерального закона “Об использовании атомной энергии”(1995) и статьи 11, 27, 30 Федерального закона “Об экологической экспертизе”(1995).

Поскольку предлагаемое место базирования ПАЭС находится в зоне ответственности России по ряду международных и межправительственных соглашений в области охраны и использования природных ресурсов, вопрос о реализации проекта должен быть согласован с соответствующими двухсторонними комиссиями.

В рассмотренной проектной документации не приведено достаточного экономического обоснования проекта, не обосновано его преимущество по сравнению с другими альтернативными вариантами решения энергетической проблемы района. Из-за недостатка данных нельзя судить об экономической целесообразности проекта. Однако, если указанная в проекте стоимость АТЭС ММ в г.Певек (более 300 миллионов $ без учета целого ряда расходов) существенно не изменится, проект вряд ли будет окупаем.

Представленная на экспертизу проектная документация содержит большое количество недоработок и слабых мест с точки зрения обеспечения безопасности работы АТЭС ММ вблизи г. Певек. Многие технические, технологические и организационно-методические решения недостаточно разработаны и не соответствуют требованиям нормативных документов по обеспечению безопасной эксплуатации ядерных объектов.

Необходимо разработать критерии и нормы по ядерной, радиационной безопасности и экологической безопасности для плавучих АЭС, включая требования к условиям их размещения. По результатам разработки откорректировать весь объем проектно-конструкторской документации.

Необходимо скорректировать все технико-экономические показатели АТЭС ММ относительно фактического ресурса основного оборудования плавучей АТЭС ММ.

Необходимо разработать и внедрить в проект методы неразрушающего контроля 1 контура в период эксплуатации, а также при проведении ревизии 1 контура в поисках микротечей в трубопроводах и оборудовании 1 контура.

Материалы по ОВОС не соответствуют большинству требований “Положения об оценке воздействия намечаемой хозяйственной или иной деятельности на окружающую среду в Российской Федерации” (2000 г.). Не рассмотрены альтернативные варианты, включая отказ от деятельности. Не обоснован выбор предлагаемого варианта. Возможные воздействия АТЭС ММ на окружающую среду и их последствия не рассмотрены в полном объеме. На основании представленных материалов по ОВОС нельзя судить о допустимости воздействия ПАЭС на окружающую природную среду.

По мнению экспертов не учтенные или недооцененные в материалах по ОВОС воздействия АТЭС ММ на окружающую среду даже в штатном режиме эксплуатации могут привести к серьезным негативным последствиям, представляющим угрозу для людей и природы Арктики. В случае же аварии с выходом радиоактивности за пределы судна радиоактивному заражению подвергнутся обширные территории.

Учитывая указанные выше недостатки рассмотренной проектной документации с точки зрения обеспечения безопасности, а также возможность серьезных негативных последствий воздействия проектируемого объекта на окружающую среду, комиссия считает реализацию проекта строительства ПАЭС в г. Певек недопустимой.

В связи с повышенной экологической опасностью проекта размещения ПАЭС вблизи г. Певек экспертная комиссия рекомендует рассмотреть возможность использования других, экологически менее опасных источников энергии (тепловая энергетика на угле, нефти, газе; ветроэнергетика; реконструкция существующих мощностей; энергосберегающие технологии и др.) для теплоэлектроснабжения Чаунского района ЧАО.

Приложение № 1.

Перечень нормативно-правовых актов и литературных источников, использованных экспертнойкомиссией.

Конституция РФ (1993)

Всемирная декларация прав человека (1948),

Международная Конвенция “Об оценке воздействия на окружающую среду в трансграничном контексте” (1992)

Международная Конвенция о правах ребенка (1989),

Федеральный закон “Об использовании атомной энергии” от 20 октября 1995 г.,

Федеральный закон “Об охране окружающей природной среды” (1991)

Федеральный закон “Об экологической экспертизе” от 23 ноября 1995 г.;

Федеральный закон “О лицензировании отдельных видов деятельности”,

Федеральный закон “О промышленной безопасности опасных производственных объектов” (1997);

Федеральный закон “О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения” (1999 г.)

Федеральный закон “О радиационной безопасности населения”

Федеральный закон “О безопасности” от 25.12.92 г.

Федеральный закон “О защите населении территорий от чрезвычайных ситуаций природного и техногенного характера” от 21.12.94 г.

Федеральный закон “О недрах” (в ред. от 03.03.1995 №27-ФЗ)

Федеральный закон “Об охране атмосферного воздуха” от 4.05.99 г. № 96-ФЗ

Земельный кодекс РСФСР ( в ред. Закона РФ от 28.04.93г. № 4888-1; Указов Президента РФ от 16.12.93г.№ 2162, от 24.12.93 № 2287)

Водный кодекс РФ

Нормы радиационной безопасности (НРБ-99)

Правила принятия решений о размещении и сооружении ядерных установок, радиационных источников и пунктов хранения. Утверждены Постановлением Правительства РФ от 14 марта 1997 г. № 306

Положение об оценке воздействия намечаемой хозяйственной и иной деятельности на окружающую среду в Российской Федерации. К приказу Госкомэкологии России от 16.05.2000 г. № 372

“Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ)” утвержденные главным санитарным врачом Российской Федерации в 1999 году.

“Основные санитарные правила работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующего излучения (ОСП-72/87)”

СанПиН 2.2.1/2.1.567-96 “Санитарно-защитные зоны и санитарная классификация предприятий, сооружений и иных объектов”

Свод правил по инженерным изысканиям для строительства, раздел инженерно-экологические изыскания для строительства СП 11-102-97, М., 1997;

Постановление Правительства РФ от 14 июля 1997 № 865 “ Об утверждении Положения о лицензировании деятельности в области использования атомной энергии”

Постановление Правительства РФ от 23 октября 1995 г. № 1030 “О федеральной целевой программе “Обращение с радиоактивными отходами и отработавшими ядерными материалами, их утилизация и захоронение на 1996-2005 годы”

Постановлением Правительства РФ от 20 августа 1992 г. № 600 “О федеральной целевой программе “Создание Единой государственной автоматизированной системы контроля радиационной обстановки на территории Российской Федерации”

Приказ № 397 от 25 сентября 1997 г. Государственного комитета РФ по охране окружающей среды “Об утверждении перечня нормативных документов, рекомендуемых к использованию при проведении государственной экологической экспертизы, а также при составлении экологического обоснования хозяйственной и иной деятельности”, ст.14;

“О принципах экологической безопасности в государствах Содружества” 29.12.92 г.). Рекомендательный законодательный акт

Постановление Государственной думы Федерального Собрания РФ от 20 апреля 1994 г. № 96-1 ГД “О рекомендательном законодательном акте Межпарламентской Ассамблеи государств-участников Содружества Независимых Государств “О принципах экологической безопасности в государствах Содружества”

Постановление Правительства РФ от 23.11.96 г № 1404 “Об утверждении Положения о водоохранных зонах водных объектов и их прибрежных защитных полосах”

Положение о федеральном надзоре России по ядерной и радиационной безопасности (утверждено распоряжением Президента РФ от 5 июня 1992 г. № 283-РП с изменениями от 16 сентября 1993 г., 26 июля 1995 г.)

Руководящие документы на соответствующие виды деятельности:

РД-04-07-94, РД-04-07-94, РД-03-18-94, РД-06-06-94, РД-03-27-95, РД-03-09-94

Постановление Правительства РФ от 11.05.99 г. № 526 “Об утверждении Правил предоставления декларации промышленной безопасности опасных производственных объектов”

Приказ Госкомэкологии РФ от 17.06.97 г. № 280 “Об утверждении Регламента проведения государственной экологической экспертизы”

Приказ Минприроды РФ от 28.09.95 г. № 392 “Об утверждении единой формы Заключения государственной экологической экспертизы”

Приказ Минприроды России от 29.12.95 г. № 539 “Об утверждении Инструкции по экологическому обоснованию хозяйственной или иной деятельности”

В.Кузнецов “Множество вопросов по поводу “малого атома”, Сегодня, 06.06.96 г.

Симиу Э., Сканлан Р. Воздействие ветра на здания и сооружения. М. Стройиздат, 1984

Shore Protection Manual - Coast. Eng. Res. Center, Viksburg, Mississippi, 1984, vol.1

Гумбель Э. Статистика экстремальных значений. М., Мир, 1965

Gerwick B. Effect of global warming on Arctic and offshore engineering. Cold Reg. Eng., 1990, n.4,n.1.

В.Кузнецов “Опасный эксперимент Минатома”, Ядерная безопасность, №27-28, 1999 г.

В.М.Кузнецов “Российская атомная энергетика. Вчера, сегодня, завтра. Взгляд независимого эксперта.”, г.Москва, 2000 г.

В.М.Кузнецов и др. “Плавучие АЭС: угроза Арктике, Мировому океану и режиму нераспространения”, г.Москва, 2000 г.

Приложение № 2.

Сведения об экспертах.

Кузнецов Владимир Михайлович - директор программы по ядерной и радиационной безопасности Российского Зеленого Креста, действительный член Российского Экологического конгресса, член Высшего Экологического Совета Комитета по экологии Государственной Думы РФ, старший научный сотрудник. Работал на Чернобыльской АЭС, затем в Госатомнадзоре России в должности начальника инспекции по надзору за ядерной и радиационной безопасностью объектов атомной энергетики России. Является автором книг:“Государственная радиация”, 1994 г.; Радиационное наследие холодной войны”, 1999 г.; “Российская атомная энергетика. Вчера, сегодня, завтра. Взгляд независимого эксперта”, 2000 г.; “Плавучие АЭС: угроза Арктике, Мировому океану и режиму нераспространения”, 2000 г., 2001 г.. Имеет более 130 публикаций в национальной и зарубежной прессе, посвященных проблемам безопасного использования атомной энергии в России и за рубежом.

Смирнов Геннадий Павлович - заведующий лабораторией по изучению морских млекопитающих Чукотского отделения ТИНРО, биолог-охотовед. С 1973 г живёт и работает на Чукотке; его деятельность непосредственно связана с изучением и охраной наземных и морских промысловых животных; активно занимается общественной деятельностью. Является председателем “Кайра-клуба” - общественной экологической организации.

Колтон Илья Борисович – капитан I ранга. Проходил службу в ВМФ СССР с 1958-1987 г. г.: от оператора ЯЭУ - до начальника электромеханической службы дивизии атомных подводных крейсеров стратегического назначения, уполномоченный испытатель Государственной приемки ВМФ, с 1997 – 2000 г. г.: с. н. с. в РНЦ “Курчатовский институт”“, начальник отдела проблем безопасности военной деятельности Комитета по делам военнослужащих при Президенте РФ, с. н. с. НТЦ Госатомнадзора РФ. Участник походов на атомных ПЛ на Северный полюс 1962 г. и 1972 г. Имеет публикации, посвященные проблемам безопасного использования атомной энергии в России.

Кузнецова Елена Эгмонтовна - работала в отделении атомных электростанций ВТИ им.Ф.Э.Дзержинского, а также главным государственным инспектором проектно-конструкторской инспекции Управления Центрального округа Госатомнадзора России. Имеет 12 публикаций, посвященные проблемам безопасного использования атомной энергии в России.

Симонов Евгений Яковлевич - работал на Обнинской АЭС в должностях инженера, ст. инженера пульта управления (ПУ), начальник смены станции. Во ВНИИАЭС - 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.

Шрамченко Анатолий Дмитриевич - директор Центра радиационной безопасности Минтопэнерго России, кандидат технических наук, доцент. С 1957 года по 1964 год служба на соединениях атомных подводных лодок Северного и Тихоокеанского флотов. С 1964 года по 1980 год служба в Каспийском Высшем Военно-Морском училище им. С.М.Кирова в должностях - адъюнкт, преподаватель, старший преподаватель и последние 8 лет - начальник кафедры дозиметрии и радиационной безопасности, г.Баку. С 1980 года по 1986 год служба в центральном аппарате Министерства обороны СССР в должности начальника отдела радиационной безопасности войсковой атомной энергетики. С 1986 года по 1997 год работа на различных должностях в научно-исследовательских учреждениях ГО СССР, Госатомнадзора СССР. Имеет 95 научных работ и публикаций, из них три авторских свидетельства на изобретения.

Кокурин Юрий Семенович - капитан 2-го ранга, инженер в отставке. Проходил службу в ВМФ СССР с 1951 по 1986 г.г. В 1957 году окончил ВВМИОЛУ им. Ф.Э.Дзерджинского. С 1957 по 1962 год служба на дизель электроходе в Атлантике, Арктике, Тихом океане. В 1965 году окончил Военно-Морскую Академию 1965 по1971 год служба на АПЛ ТОФ. С 1971г. представитель МО СССР в институте АН СССР. С 1986 г. там же консультант.

Матушевский Геннадий Владимирович - главный научный сотрудник Государственного океанографического института, д.ф.-м.н., действительный член Нью-йоркской академии наук. Область научных интересов - океанология, ветровое волнение, климат. Общее число научных публикаций - более 100

Кабатченко Илья Михайлович - заведующий лабораторией ветрового волнения Государственного океанографического института, к.г.н. Область научных интересов - океанология, ветровое волнение, климат. Общее число научных публикаций - около 50.

Овсяников Никита Гордеевич - ведущий научный сотрудник государственного заповедника “Остров Врангеля”. Специалист по арктическим животным, заповедному делу, кандидат биологических наук (1985, специальность - зоология, ИЭМЭЖ им. А.Н. Северцова АН СССР).