25.09.2017 г.
Главная arrow Трибуна arrow Е.Я.Симонов. Околоядерное беспамятство. Ч.2



Е.Я.Симонов. Околоядерное беспамятство. Ч.2 Печать E-mail
Автор Редсовет   
04.04.2008 г.
От редакции сайта ДЗВОН. «Этот колокол звонит и по тебе». Наверно, никогда и нигде так убедительно не описывалась грозная техногенная опасность, нависшая над нами. В предыдущей части доклада Е.Я.Симонова, ранее опубликованной нами, приводится обширная аргументация в пользу прекращения эксплуатации действующих и о запрете строительства новых АЭС, ОЯЭ. 

  Ниже во второй части текста представляются дополнительные факты и материалы, подкрепляющие позицию автора. Он продолжает обсуждение принципиальных экологических дефектов, характерных для реакторов ВВЭР, ПГ.

      При «верхнем» пределе скорости изменения, например, снижения температуры теплоносителя в 1-м контуре 60°С/час, принятой проектом для аварийного расхолаживания РУ, при указанных событиях имели место скорости расхолаживания 334°С/час и 1800°С/час соответственно. Причём, руководство станции (Южно-Украинской АЭС) в эпизоде, описанном выше, пыталось утаить данные об этих событиях. Однако по другим каналам ГАЭН СССР был информирован о состоявшихся опасных режимах и, соответственно, затребовал со станции акты их расследования. После рассмотрения этих актов, чем мне пришлось заниматься как государственному инспектору по ядерной безопасности СССР, последовало для директора ЮУАЭС соответствующее предписание ГАЭН СССР исх. № 3367 от 08.08.86 г. Этот - документ излагаю ниже.

      В описанных режимах спады давления во 2-м контуре обусловлены проектом. Открытие предохранительных клапанов, «паровых» задвижек, оснащённых электроприводами, это типовые, нормальные события по технологии переходных режимов при отключениях нагрузок от турбогенераторной установки блока.

      Дополнительно обращаю внимание на то, что фактические темпы снижения температуры (334°С/час, 1800°С/час), эксплуатационные и в разы превышающие верхний проектный предел (60ºС/час), существенно меньше скоростей спада температуры теплоносителя в 1-м контуре в случае разрыва, например, главного паропровода/главного парового коллектора (ГПК) во 2-м контуре. Эти события рассматриваются в проектах АЭС в соответствии с ОПБ и нормированы как МПА. При МПА, как следует из графиков, приведённых в (Л17), в начале скорость снижения температуры воды в 1-м контуре достигнет ~3500ºС/час. Однако последствия воздействий таких скоростей изменения температуры теплоносителя в 1-м контуре, как «рядовые» 334°С/час, 1800°С/час, и при МПА 3500ºС/час, превышающих проектный предел 60ºС/час, на толстостенный металл корпусов ПГ, ядерного реактора и трубопроводов 1-го контура в проектах ныне действующих АЭС с ВВЭР-1000 не рассмотрены, и нет технических мер, предотвращающих такие режимы.

      Предполагаю, что такая же ситуация не исключена в проектах АЭС на основе ядерных реакторов РУ проекта В-392Б и более мощных РУ, планируемых к сооружению в России и сооружаемых за рубежом. Эти и вышеуказанные, инженерные просчеты, которые по сути равнозначны скрытым преступлениям разработчиков АЭС, безропотно принимаются Ростехнадзором. Возглавляемый Пуликовским К. Б., этот государственный орган бездействует в деле снижения опасности и ущербности АЭС и других ОЯЭ, обусловленных их несоответствиями рассмотренным положениям ОПБ, Полагаю, необходимо обратить внимание Прокуратуры РФ на факты недосмотров опасных несоответствий АЭС ряду положений ОПБ и на «феномен» г-на Пуликовского К. Б., по вине которого бездействует важнейшая контрольная инстанция.

      Совокупность приведённых данных по динамике спада температуры воды в 1-м контуре при несанкционированных, но не аварийных событиях и при несанкционированной МПА (которая не исключается проектом), в сочетании с попытками персонала АЭС и контролирующих органов скрыть состоявшиеся опасные «рядовые» режимы, а также невозможность предотвращения подобных режимов на любой АЭС даже при правильных действиях персонала станции, никем не могут быть опровергнуты. Очевидна - предельная их важность для общественности, как ясны и следующие выводы:

- совокупность приведенных данных достаточна для формирования требований общественных организаций и различных партий о безотлагательном прекращении эксплуатации всех действующих АЭС, строительства АЭС и других ОЯЭ, проектами которых не исключаются технологические режимы, провоцирующие разрывы толстостенных оборудования и трубопроводов 1-го контура РУ АЭС;

- они достаточны и для представления в Прокуратуру РФ заявлений с исками к руководителю Ростехнадзора Пуликовскому К. Б. о несоответствии занимаемой должности, характерном непринятием мер по устранению несоответствий эксплуатируемых блоков АЭС с реакторами типа ВВЭР и РБМК-1000 положениям пункта 1.2.3 и пункта 1.2.12 действующих ОПБ.

     По имеющемуся отступлению АЭС от положения п. 1.2.12 ОПБ следует особо отметить приведённый в ОПБ «совет» проектантам показывать в проекте, «что вероятность разрушения корпуса реактора не превышает 10Е-7 на реактор в год». При такой «индульгенции», сформулированной в ОПБ, в сочетании с невыполнимым, потому ложным лозунгом, о строгом соблюдении «самых высоких требований... норм и правил» при «изготовлении и эксплуатации» ядерного реактора, с юридической и инженерной точки зрения это положение к проектированию «безопасной» АЭС привести не может.

      Авторы расчётов указанной выше «малой вероятности разрыва корпуса ядерного реактора», как и авторы действующих ОПБ, не понесут какую-либо ответственность, в случае если разрыв корпуса реактора РУ любой АЭС состоится сегодня в ночь, через неделю, в следующем году или через миллион лет. Такова физическая «суть» самой по себе вероятности вообще. И эта малая вероятность как обоснование безопасности АЭС в сочетании с отсутствием рассмотрения в проектах АЭС разрыва корпуса ядерного реактора, анализа последствий «обычных» и при МПА превышений проектного предела скоростей спада температуры теплоносителя есть известная «комбинация из трёх пальцев». Она указана по «прихоти» действующих ОПБ в проектах АЭС, предопределяя возможный повтор Чернобылей с причинением ущерба здоровью миллионам россиян;

2.2. Некоторые недостатки проектов РУ АЭС на основе реакторов типа ВВЭР:

2.2.1. Серьёзнейшей недоработкой проектов всех АЭС на основе РУ В-320 с ядерным реактором ВВЭР-1000 является потеря управления реактивностью ядерного реактора и невозможность исключения его «самостийного» выхода на мощность порядка 50% при МПА, связанной с разрывом главного паропровода. По ОПБ возможная МПА рассматривается с «наложением» такого смягчающего обстоятельства, как обесточивание блока действующих АЭС. Аналогичная проектная уловка была применена для 5-го блока Ново-Воронежской, блоков Калининской, Запорожской, Балаковской, Ростовской и других АЭС.

      При разрыве ГПК вследствие возникающего интенсивного расхолаживания воды 1-го контура, компонентов ядерного реактора в активной зоны происходит значительное по величине высвобождение реактивности. Однако способность компенсации (подавления) этой реактивности стержнями «механической» СУЗ заканчивается к моменту спада средней температуры воды в 1-м контуре с номинальных 309°С до ≈270°С. Результаты расчётов поведения температуры теплоносителя и темпа высвобождения реактивности при возникновении этого процесса приведены в Л17. В проектах же АЭС отсутствие корректного описания режимов этой аварии подменено ссылкой на эту книгу, что и было отмечено в «Заключении на технический проект Запорожской АЭС», уч. 2-15/5678 (1978 год) НПО «Энергия» Минэнерго СССР и в заключениях на все последовавшие проекты указанных выше АЭС.

     Уже на стадии экспертизы технических проектов всех АЭС на основе РУ проекта В-320 с ВВЭР-1000 было выявлено, что при ограниченной эффективности стержней «механической» СУЗ по компенсации избыточной реактивности в активной зоне в указанном выше случае не обеспечены необходимые количество и темп подачи раствора бора (поглотителя нейтронов) в ядерный реактор.

     Система подпитки-продувки может подавать раствор бора в 1-й контур, но с содержанием «бора» в растворе в 5÷10 раз менее чем 40г Н3В03/1кг Н2О, и лишь не более 60-ти м3/час, тогда как требуется ≈470 м3/час. То есть, эта система не способна подать в 1-й контур борный раствор с интенсивностью, эквивалентной вводу в течение минуты 20-ти м3 раствора бора с противоаварийной концентрацией 40г Н3В03/1кг Н20. Но отсутствует на АЭС система, способная с таким же темпом удалять «лишние» 20 м3 теплоносителя из 1-го контура за 1 минуту.

     В свою очередь работающие один канал или даже 3 канала в параллель подсистемы аварийного впрыска бора в 1-й контур «высокого» давления,  как указано в «Заключении...», так же не обеспечивают своевременный ввод в ядерный реактор противоаварийный раствор бора, поскольку оснащены насосами ЦН-150-110, имеющими подачу (150м3/час), в ~3 раза менее необходимой, и напор (90 кгс/см2) на десятки атмосфер ниже «текущего» давления воды в 1-м контуре. Кроме того, если даже для снижения давления до «рабочей точки» насоса (~90 кгс/см2) принудительно «устроить» аварийное истечение теплоносителя из 1-го контура с интенсивностью ~1,5 м3/сек, то всё равно это будет бесполезной мерой. Дело в том, что включение этих насосов может состояться лишь на 2-й ступени включения нагрузок на резервной дизель/электрической станции (РДЭС), то есть, через 35 секунд с момента аварии. С учётом протяженности трубопроводов этой системы (~60 м) противоаварийный раствор бора при проектной скорости потока и с «хилой» подачей окажется перед входом в активную зону ядерного реактора через ≈100 секунд. В активной зоне ядерного реактора к этому времени будет уже завершаться, возможно, катастрофическая «разборка» нейтронного потока, возросшего до ~50% номинального значения при ослабевшем отводе тепла от ТВС из-за спада протока теплоносителя через активную зону ядерного реактора (завершён «выбег» всех ГЦН).

     Напоминаю, возможно, многим специалистам это осталось не известным, что Главный конструктор РУ (Стекольников В.В., ОКБ «Гидропресс») позднее даты выпуска проекта ЗАЭС в документе «Реакторная установка В-320. Техническое описание и информация по безопасности». 320.00.00.00.000Д61.1980г.» определил требуемые характеристики подсистемы аварийного впрыска бора: напор насоса 160 кгс/см2, производительность ~200 м3/час, и при аварии должны работать два насоса. Этот документ есть трюк «ухода» от уголовной ответственности за свершённое преступление организацией АТЭП МЭиЭ СССР, связанное с внедрением в проекты ЗАЭС и прочих АЭС с ВВЭР-1000 бесполезной системы аварийного впрыска «бора» высокого давления. Она не исключает возможной ядерно-взрывной катастрофы на АЭС с ВВЭР-1000 в случае разрыва ГПК. Однако АТЭП игнорировал и этот указанный документ ОКБ «Гидропресс», поскольку согласование ущербного проекта ЗАЭС этой организацией имелось.

     Все должны знать, что в разделе «Техническое обоснование безопасности (ТОБ) проектов всех АЭС с ВВЭР-1000 эта ядерная авария рассмотрена на не инженерном уровне и ослаблена несколькими условиями. Например, в случае разрыва ГПК непременно через 20 сек. закроются быстро запорные отсекающие клапаны (БЗОК) на паропроводах 3-х ПГ из 4-х. Было также принято, что реактор глушится стержнями АЗ в момент разрыва ГПК, в то время как характерный аварийный сигнал сформируется и вызовет срабатывание АЗ (с задержкой прохождения сигнала в цепях СУЗ) в целом через ~7 секунд. Не учтено, что стержни АЗ завершат вход в зону лишь на 5-й секунде. Не учтено также, что с учётом задержек глушения реактора и отключения ТГ от ЕЭС обесточивание ГЦН произойдет с задержкой времени ≈10 секунд. Эти умышленные условия и упущенные факторы обусловили некорректность ТОБ проектов всех АЭС.

     Оснащение блоков ЗАЭС, действующих на Украине и позднее блоков других АЭС с ядерным реактором ВВЭР-1000 при наладочных работах, подсистемой впрыска «бора» высокого давления (3 канала), равного давлению теплоносителя в 1-м контуре, на основе насосов ПТ-6-160 с «мизерной» подачей (~6 м3/час), проблему не решило. При разрыве ГПК она не исключает в РУ В-320 ядерную аварию. Эта подсистема обеспечивает подачу «аварийного» раствора бора в контур с подачей, в ~80 раз меньшей необходимой подачи. Её демонстрировали «слепым» чиновникам ГАН, ГАЭН, а ныне Ростехнадзора, как «наличие» в РУ защитной системы «впрыска» бора в 1-й контур при номинальном давлении теплоносителя в нём. Но эта система - бесполезная на АЭС, как бесполезен «банный лист» на «мягком месте» для защиты от ожога. Как сейчас «выглядит» эта ситуация?;

2.2.2. Активная зона любого реактора ВВЭР, включая реактор ВВЭР-440, не может соответствовать положению п. 4.2.1 ОПБ-88/97, что «другие системы, определяющие условия...» работы, должны соответствовать требованию исключения ими превышения «установленных пределов безопасной эксплуатации повреждения твэлов». Это несоответствие обусловлено системой борного регулирования, обеспечивающей при нормальных режимах подавление избыточной реактивности в активной зоне ядерного топлива. Однако эта система не входит в состав активной зоны и даже при сохранении работоспособности (не будет обесточена), как указано выше, она бесполезна.

      Это несоответствие во всех АЭС на основе РУ проекта В-320 с реактором ВВЭР-1000 в их проектах (повторюсь) стало отсутствие технических средств, которые могли бы обеспечить скоростное и полное подавление высвобождающейся реактивности в активной зоне ядерного реактора в случае максимального разуплотнения 2-го контура (см. пункт 2.2.1). Системы, обеспечивающие необходимый ввод противоаварийного раствора бора-10 в ядерный реактор, не могли быть предусмотрены проектами АЭС из-за ограниченной электрической мощности РДЭС. При МПА в случае разрыва ГПК аварийный процесс приведёт к сгоранию в водяном паре оболочек твэлов с генерацией водорода и накоплением его в полости ядерного реактора непосредственно под его крышкой, на которой размещены приводы стержней СУЗ. И если при МПА не произойдёт разрыв корпуса ядерного реактора вследствие термических напряжений в его металле (см. пункт 2.2.1), то возникнет опасность взрыва гремучей смеси под крышкой ядерного реактора. И может состояться очередной Чернобыль...

      В связи с указанными опасностями необходима проверка действующих  в России АЭС с ВВЭР в части того, состоялось ли дооснащение их более пригодными системами аварийного ввода «бор», указанными выше в документе ОКБ «Гидропресс». Если такое дооснащение АЭС России не состоялось, то общественность должна потребовать от Правительства РФ срочного принятия решения о прекращении эксплуатации АЭС на основе РУ с ВВЭР-1000 и привлечения к уголовной ответственности владельцев опасных АЭС;

2.2.3. В проектах всех АЭС многократно повторяюется (в подтверждение безопасности работающих и новых реакторов ВВЭР-440, -1000 и последующих реакторов «повышенной безопасности») такой аргумент, как свойство их «внутренней самозащищённости». Оно заключается в обеспечении отрицательных коэффициентов и эффектов реактивности в активной зоне. При этом даётся ссылка на п. 4.4.2 ОПБ с текстом: «Активная зона вместе со всеми её элементами, влияющими на реактивность, должна быть спроектирована таким образом, чтобы любые изменения реактивности с помощью органов регулирования и эффектов реактивности в эксплуатационных состояниях и при проектных и запроектных авариях не вызывали неуправляемого роста энерговыделения в активной зоне, приводящего к повреждению твэлов сверх установленных проектных пределов».

     Фраза, выделенная курсивом, есть «декоративная» формулировка, отвлекающая от главной не исключаемой опасности - возникновению «неуправляемого роста энерговыделения», другими словами, потере управления СЦР деления ядер ЯДМ в ядерном реакторе. Последствия этого указаны выше.

В данном положении существен сам факт прикрытия опаснейшего свойства ядерного реактора АЭС пустой фразой о «внутренней самозащищённости» ядерных реакторов. Однако эта фраза, «приклеенная» в виде бирки к ядерному реактору в обоснование его безопасности, является предельно ложным аргументом, хотя и многократно повторяемым в ряде НТД по АЭС и во всех проектах новых АЭС, ПАТЭС и других ОЯЭ. Эта ложь выявлена экспертизами в проектах РУ с ВВЭР-1000. Сценарий, приведённый в пункте 2.2.1, есть результат этого свойства активной зоны. Именно «свойства внутренней защищённости» преобразуют ядерный реактор в самый опасный компонент РУ в режимах его интенсивного расхолаживания, что и происходит при разрывах трубопровода 1-го или 2-го контуров РУ. Другими словами, тяжесть аварий в РУ, связанных с разуплотнением в ней 1-го или 2-го контуров, катастрофически усугубляется быстрым и большим высвобождением реактивности в активной зоне ядерного реактора, превращая его в самый опасный компонент РУ, способный преобразовать техническую аварию в ядерную катастрофу, сопоставимую с Чернобылем.

     Всё дело в том, что эффекты и коэффициенты реактивности, которые обеспечиваются проектом активной зоны ядерного реактора, имеют знак «минус». Они «делают» ядерный реактор безопасным в случаях увеличения мощности ядерного реактора, повышения давления, температуры теплоносителя или паросодержания в нём. В этих случаях они обуславливают снижение избыточной реактивности и предотвращают дальнейшее увеличение мощности ядерного реактора и указанных параметров. Эта защищённость ядерного реактора на «нейтронном уровне» дублируется предохранителями (по давлению), автоматически выдаваемыми аварийными сигналами в цепь срабатывания АЗ СУЗ контрольно-измерительной аппаратурой по остальным параметрам.

     Однако в процессах спада указанных выше параметров эти же коэффициенты и эффекты реактивности «работают» уже со знаком «плюс», обуславливая высвобождение реактивности в активной зоне при снижении этих параметров. Они сдерживает темпы снижения мощности ядерного реактора, давления и температуры теплоносителя. Но в этих процессах указанное выше дублирование по защите ядерного реактора уже бесполезно - кроме возможного формирования сигнала аварийной защиты по уменьшению периода «удвоения» интенсивности нейтронного потока, если состоится потеря управления интенсивностью СЦР деления ядер ЯДМ в активной зоне ядерного реактора. Но в данном случае этот сигнал будет бесполезным, так как эффективность средств СУЗ в подавлении реактивности исчерпана - все стержни будут уже в активной зоне и окажется, что уже нет средств для предотвращения развития аварии.

     Следует иметь в виду, что в РУ проекта В-392Б, как указывалось в проекте намерений достройки 2-й очереди Балаковской АЭС (Л23), предусмотрена система впрыска концентрированного водного раствора борной кислоты в полость реактора за счёт перепада давлений в патрубках ГЦН «на выбеге» в рассмотренных аварийных режимах. Однако не было обоснования того, что в этих случаях будет обеспечено равномерное перемешивание растворённого «бора» во всём объёме воды в 1-м контуре, начиная с момента срабатывания этой системы. В противном случае может возникнуть режим работы реактора с периодическим глушением нейтронной мощности и последующим «самостийным» выходом на мощность, как следствие резкой смены концентрации «бора» в теплоносителе, который будет протекать через активную зону ядерного реактора при аварии. Реально же после «управляемого» глушения ядерного реактора может состояться разгон СЦР деления ядер урана-235 в нём на мгновенных нейтронах, чреватый повтором Чернобыля.

2.2.4. В РУ с ВВЭР не автоматизированы контроль и управление техническими средствами для исключения больших скоростей изменения температуры компонентов 1-го контура (корпусы ядерного реактора, ПГ), прочность которых может быть потеряна при скоростях изменения температуры металла компонентов РУ >60°С/час при «правильной эксплуатации» или при авариях (п. «Б»).

      Член-корреспондент АН СССР Сидоренко В.А. особо подчёркнул (в Л17), что наиболее критичным компонентом РУ с ядерным реактором ВВЭР-1000 является его корпус. Не исключено, что на действующих АЭС, в которых достигнуты выработка ресурса корпуса ядерного реактора в части накопления проектного числа циклов «разогрева-расхолаживания» и флюенса, могут состояться акты продления их сроков эксплуатации после реализации каких-либо мероприятий. Однако подобную реанимацию РУ АЭС нельзя допускать в принципе. Их проекты не обеспечивали возможность корректного учёт числа циклов расхолаживания и разогрева 1-го контура, включая режимы, при которых фактическая скорость изменения температуры теплоносителя превышала 60°С/час. Тем более что такие события на АЭС, видимо, также скрывались, что и ранее, как оказалось выявленным сокрытие, состоявшееся на ЮУАЭС и подтвержденное документом;

2.2.5. В ядерном реакторе конструктивно совмещены циркониевый сплава в виде оболочек твэлов и конструкционных узлов ТВС, вода как теплоноситель и замедлитель нейтронов, а также изотопы бора-10 как поглотитель нейтронов в составе борной кислоты, растворённой в теплоносителе. Это совмещение способствует переходу технических аварий на блоках с ВВЭР-1000 в катастрофу:

2.2.5.1. Циркониевый сплав оболочек твэлов в случае аварии, приводящей к запариванию активной зоны и росту температуры оболочек твэлов до температуры ≈1370ºС, вступает в экзотермическую реакцию с водяным паром, обуславливая выделение водорода и массовую разгерметизацию оболочек твэлов ТВС.

     Неизбежное массовое разрушение оболочек твэлов ТВС вследствие паро-циркониевой реакции приведёт к растаскиванию интенсивной радиоактивности, смываемой с «обнажённых» матриц ядерного топлива твэлов в полость трубопроводов и оборудования 1-го контура в случае восстановления циркуляции теплоносителя через активную зону ядерного реактора. В итоге резко ухудшится радиационная обстановка возле оборудования 1-го контура, надолго исключающая возможность проведения ремонтно-восстановительных работ в РУ. Такой «сценарий», например, сложился после обезвоживания активной зоны реактора энергоблока № 2 АЭС Three Mile Island США при аварии, начавшейся 28.03.79г., когда при массовом разрушении оболочек твэлов было восстановлено расхолаживание активной зоны ядерного реактора протоком воды.

     Уже говорилось, что в полости ядерного реактора под его крышкой, на которой размещены приводы стержней СУЗ, может образоваться гремучая смесь, и может последовать её взрыв. Взрыв такой смеси, образовавшейся в процессе лишь радиолиза молекул воды в активной зоне расхоложенного и давно заглушенного ядерного реактора ВВЭР-1000, состоялся в блоке № 1 Калининской АЭС. В итоге были повреждены внутри корпусные устройства в ядерном реакторе, усложнившие их извлечение. Этот взрыв, произошедший в ядерном реакторе, содержащем 74 тонны высоко радиоактивного ядерного топлива, также не обусловил принятия решения разработчиками проекта РУ В-320 о немедленном прекращении эксплуатации этих РУ на всех АЭС. Хотя бы на время разработки и внедрения мероприятий, исключающих взрывы в ядерном реакторе. Ранее этого не осуществили это разработчики РУ РБМК-1000 после катастрофы на ЧАЭС. Какое же должно быть событие на АЭС, чтобы проявилось беспокойство о безопасности населения со стороны идеологов использования ядерной энергетики и создателей АЭС? Построить ещё 26 более опасных АЭС?

      Этот взрыв встревожил ГАЭН СССР, но лишь слегка, так как в адрес владельца АЭС был отправлен уже повторный запрос об установлении причины состоявшегося взрыва в ядерном реакторе (Л24), а не предписание на вывод из работы всех блоков АЭС с ядерными реакторами ВВЭР-1000. И ещё. По инициативе разработчиков проекта плавучей атомной теплоэлектростанции (ПАТЭС) и при согласии ГАН РФ/Ростехнадзора лихорадочно сооружается эта ПАТЭС возле города Северодвинска вблизи от его городской черты, о чём радостно вещал с телеэкранов по всем телеканалам России Сергей Иванов, бывший Министр обороны РФ, даже бегло не посмотревший её проект. А жаль.

     В проекте РУ КЛТ-40С для ПАТЭС, предельно неэкономичной, что было даже отмечено однажды г-ном Грефом на заседании Правительства РФ, в качестве проектной МПА рассмотрено максимальное разуплотнение 1-го контура. Однако эта МПА в проекте не завершена рассмотрением в части последствий взрыва гремучей смеси в полости защитной оболочки РУ. «Картина» неизбежной катастрофы складывается из того, что при максимальном разуплотнении 1-го контура высоко радиоактивный теплоноситель будет выброшен в полость защитной оболочки РУ. Это обусловит максимальное давление радиоактивной парогазовой среды в полости ЗО и обезвоживание активной зоны ядерного реактора. Непременно последует миграция в полость «надутой» давлением ЗО из полости ядерного реактора водорода, образующегося при реакции циркония с паровой фазой, которая, как указано в проекте, будет иметь место. Констатацией этой реакции и закончено рассмотрение МПА в проекте РУ КЛТ-40С.

 При обсуждении замечаний к проекту ПАТЭС, приведенных в Л25, в «недрах» Минатома РФ в период переименования его в Росатом, Главный конструктор РУ КЛТ-40С академик Хлопкин Н.С. не смог мне внятно указать причины указанной выше незавершённости. На совещании рабочей группы по обсуждению замечаний к этой РУ он отказывался признать возможность такого взрыва в ЗО, даже при напоминании ему случаев взрыва гремучей смеси в ЗО РУ американской АЭС Three Mile Island, в ядерном реакторе блока № 1 Калининской АЭС. Но после того,  как я обратил его внимание на то, что такой взрыв неизбежен при МПА в ЗО РУ КЛТ-40С, а в пятистах метрах от ПАТЭС в песочницах будут играть дети города Северодвинска, он, недовольный,  удалился с совещания. Однако ПАТЭС строят.

     Ведь также играли дети в Припяти, что в семи километрах от ЧАЭС, когда интенсивность излучения на улицах города была более 10 рентген в час, в воздухе содержались в огромных количествах аэрозоли. Дети облучались и заполняли свои легкие радиоактивностью... Этот городок тогда стал и надолго будет мёртвым. Такая же участь не исключена и для города Северодвинска. Неужели жизнь и здоровье детей и взрослого населения города Северодвинска (и многих других соседних поселений), а также стратегическая важность для России размещённых возле него заводов, ничего не значат для Хлопкина Н.С. и его сообщников по безумной затее?

     Полагаю, что Прокуратура РФ должна выяснить, произойдет ли доработка проекта указанной ПАТЭС с целью гарантированного исключения катастрофического сценария, предоставив соответствующие материалы проектной доработки для ознакомления с ними авторов документа Л25. Атомное варварство надо прекращать.

2.2.5.2. Вода, как теплоноситель, потребовала разработчиков РУ «раскошелиться». Корпус ядерного реактора, например в РУ В-320 с ВВЭР-1000, трубопроводы 1-го контура (Øвн.=850 мм) и их коллекторы в ПГ (ПГВ-1000) имеют значительную толщину металла для обеспечения их прочности при давлении 160 кгс/см2 и температурах теплоносителя 290°С ÷ 320°С в контуре. Эти параметры определены теплофизическими свойствами воды как реакторного теплоносителя с целью исключения перехода воды в паровую фазу в режиме работы реактора на номинальной мощности.

      Для исключения дополнительных напряжений в металле, которые неизбежны при увеличении разности температур внутренней и наружной поверхностей этого оборудования при изменениях мощности реактора или при проектной скорости изменении температуры теплоносителя в 1-м контуре, предусмотрены наружная теплоизоляция и ограничение лишь организационного характера скорости изменения температуры этого теплоносителя. Проект, Регламент не разрешают при нормальных режимах и при авариях превышать темпы изменения температуры воды в 1-м контуре 30°С/час и 60°С/час соответственно. Однако это, как указано выше, техническими мерами не обеспечивается и персонал лишь может констатировать фактические скорости после состоявшихся  изменений указанных режимов (постфактум). Персонал может и не регистрировать их. В то же время проекты АЭС с ядерными реакторами ВВЭР-1000 и РБМК-1000 предусмотрели переходные режимы, в которых часто скорость «60°С/час» и «30°С/час» соответственно превышается в разы (см. п. «Б»);

2.3.  Некоторые неустранимые недостатки в проектах РУ РБМК-1000.

      Приведённый ниже перечень недостатков проекта РУ РБМК-1000 подготовлен на основе Л26, а также:

- данных проекта, Регламента и опыта эксплуатации РУ РБМК-1000, -1500;

- данных ряда после чернобыльских обоснований НИКИЭТ безопасности этой РУ после каждого этапа реализации первоочередных и сводных мероприятий, разработка которых была предписана «Решением Правительственной комиссии по ликвидации последствий аварии на блоке № 4 Чернобыльской АЭС».

      Привожу здесь лишь часть не устранимых опасных недостатков РУ РБМК-1000:

2.3.1. В реакторном пространстве (РП) совмещены графит (кладка активной зоны реактора), сплав Zr-Nв (технологических каналах или ТК, оболочка твэлов, «узлы» ТВС) и вода, пароводяная смесь. Все твёрдые компоненты могут гореть, при этом цирконий, сгорая в водяном паре, и вода в процессе радиолиза генерируют взрывоопасный водород. Ущербные последствия очевидны;

2.3.2. Предусмотрено >3770 «диффузионных» сварных швов «цирконий-сталь» в ТК в полости РП. Разуплотнение в любом шве обеспечит впрыск водяного пара КМПЦ из ТК в полость РП. Последует генерация водорода радиолизом и при контакте пара с горячими блоками графита. Он накопиться до образования гремучей смеси в полости РП над кладкой зоны, либо далее в объемах газовой системы. Возможны взрыв гремучей смеси и выбросы радиоактивности. Например, на 1-м блоке ЛАЭС 07.01.74г. взорвался газгольдер выдержки радиоактивных газов, и данные о величине радиоактивных выбросов в окружающую среду, которая была, по-видимому, не малая, были скрыты от населения;

2.3.3. Предусмотрены десятки самостийных критических зон в реакторе с локальными автоматическими регуляторами (ЛАР) мощности и стержнями СУЗ для компенсации в них избыточной реактивности в этих зонах. Неизбежный отказ в работе ЛАР может обусловить мощность в «своих» ТВС выше допустимой. Последуют перегрев и деформация (изгиб) пучка твэлов, локальный нагрев ими стенки ТК. Из-за снижения прочности ТК происходит разрыв его и выброс радиоактивности, или в целом всего пучка твэлов через разрыв в графитовую кладку активной зоны ядерного реактора.

      Оказалась крупной авария на 1-м блоке ЛАЭС в ноябре 1975г., приведшая к перегреву твэлов ТВС, разрушению ТК (типовая авария) и выбросу через вентиляционную трубу огромного количества радиоактивности (порядка 1,5 млн. Ku, Медведев-1989г.) при продувке РП аварийной подачей азота;

      Из-за такого же перегрева ТВС, приведшего к разрыву ТК  в ячейке 62-44 ядерного реактора блока № 1 ЧАЭС 07.09.82г. была выброшена потоком воды ТВС через разрыв в ТК и вошла в графит кладки реактора, словно дюбель в камень. Тогда ряд ТК в «соседних» ячейках оказались деформированными так, что в них ТВС нельзя было устанавливать. Однако при сопутствующих условиях мог произойти разрыв ещё одного или могли произойти разрывы более двух ТК в «соседних» ячейках. Вследствие избыточного давления пара в РП последовали бы отброс верхней плиты (крышки-«схемы Е») реактора вместе с размещёнными на ней сервоприводами стержней СУЗ и мгновенное перерастание типовой аварии в катастрофу, какая позднее состоялась на блоке № 4 ЧАЭС;

2.3.4. Предусмотрен выброс из реактора >75·1010 Ku радиоактивности, которую обусловят облучённые 192 тонны ядерного топлива, 1850т графита, не менее 150 т. циркониевого сплава, так как разрушение реактора проектом не исключено;

2.3.5. Предусмотрено самостийное варьирование неравномерности энерговыделений в реакторе при работе на мощности, при перегрузках ТВС, стержней дополнительных поглотителей (ДП), при изменениях положения стержней СУЗ, уровня мощности реактора. Это чревато пережогом твэлов ТВС и событиями, указанными в пункте 2.3.3;

2.3.6. Обусловлен недостоверный контроль над параметрами нейтронного потока в реакторе в диапазоне 0÷30% его мощности. СИУР, работая почти «вслепую», стремится форсировать «проход» этого интервала мощностей. Это чревато реализацией событий, указанных выше в пункте 2.3.3;

2.3.7. Не исключены ошибки в измерениях подкритичности реактора в состоянии с эффективным максимальным коэффициентом размножения в его активной зоне. Это обусловлено эффектом экранирования стержнями СУЗ ионизационных камер (ИК), размещённых в графитовом отражателе активной зоны ядерного реактора, и опасно реализацией ядерной аварии;

2.3.8. Не исключены ошибочное или умышленное воздействия на реактивность реактора кроме СИУР с БЩУ, ещё и другим персоналом и с разных мест блока:

2.3.8.1. Из центрального зала (ЦЗ) перегрузкой ТВС, перемещением посредством крана стержней СУЗ при ревизии их сервоприводов и ДП;

2.3.8.2. Со щита управления газовым контуром оператором заменой азотно-гелиевой смеси в РП азотом и наоборот, что влияет на реактивность реактора;

2.3.8.3. Машинистами турбинного цеха - закрытием/открытием задвижек в паропроводах изменяется температура воды в КМПЦ, компонентов реактора, вызывая подавление/высвобождение реактивности в его активной зоне;

2.3.8.4. Обслуживанием контура охлаждения (КО) СУЗ в виде операций закрытия вентиля в лини подачи воды в каналы стержней СУЗ, замещения газа водой в полости каналов быстрой аварийной защиты (БАЗ) СУЗ и наоборот;

2.3.8.5. Посредством открытия с местного поста управления задвижки на линии подачи холодной воды из системы аварийного охлаждения реактора (САОР) при работе реактора на мощности;

2.3.9. Не исключены ошибочное/умышленное закрытие вентилей в трактах подачи воды в один и более ТК, что чревато катастрофой (п. 3.3);

2.3.10. Не автоматизированы контроль и исключение большой скорости изменения температуры конструкций компонентов корпуса реактора (схемы «Е», «С» и др.), барабан сепараторов и трубопроводов КМПЦ. Их прочность может быть потеряна при скоростях изменения температуры металла компонентов РУ при авариях, вызывающих скорость изменения их температуры более 30°С/час.

    Например, появление трещин в сварных соединениях между компонентами, образующими корпус реактора, приведёт к выбросу радиоактивности, а ослабление прочности этих соединений, что не может быть проверено ревизией, обусловит катастрофу в случае разрыва одного и более ТК (п. 3.3);

2.3.11. Умышленно завышен вдвое ресурс реактора. Вместо проектных 30 лет, ограниченных величиной зазора «графит кладки - наружная поверхность ТК», зазор исчезает после 14-ти÷15-ти лет эксплуатации РУ вследствие радиационного распухания металла ТК, графита блоков кладки активной зоны реактора и графитовых колец, размещённых снаружи ТК для отвода тепла от кладки (22);

2.3.12. Проектом выбран реактор, не улучшаемый модернизацией по снижению его ядерной опасности. Реализацией мероприятий (см. исх. данные), снизивших лишь частично ядерную опасность реактора, подтверждено его неустранимое свойство, в чём-то улучшаться, но увеличивать опасность других факторов. Так, увеличением количества стержней ДП в реакторе и загрузкой ТВС с топливом, обогащенным изотопом урана-235 до 2,4%, снижен паровой коэффициент реактивности αφ, но почти кратно возросла реактивность, высвобождаемая обезвоживанием ТК стержней СУЗ (Л22, Л26).

2.3.13. Обусловлен реактор, «слепой» и наиболее опасный при работе на малом уровне мощность и при малом запасе реактивности. Он менее опасен лишь при большом оперативном запасе реактивности, то есть, при большом содержании в реакторе урана-235, что само по себе очень опасно. Опасность реактора снижена по принципу «чем больше взрывчатки на складе, тем безопаснее склад»;

2.3.14. Не определён срок эксплуатации РУ при расчётном обосновании исключения отброса схемы «Е» от реактора в случае разрывов допустимого по обоснованию числа ТК. Вместе с тем, не обеспечена возможность ревизии прочности сварных соединений металлоконструкций, формирующих корпус реактора;

2.3.15. Не предусмотрено в РУ хранение свежих ТВС с ядерным топливом, обогащённым изотопом урана-235 до 2,4%, а также накопление в бассейнах выдержки, хранилищах этих отработавших ТВС. Так как глубина выгорания топлива в ТВС, более обогащенного изотопом урана-235, не может достигать глубины его выгорания в ТВС с топливом, обогащённым 2% этим изотопом, то это чревато, особенно в связи с «налаженным» уплотнённым хранением ОТВС.

2.3.16. Не обеспечена локализация нарабатываемого в водах КМПЦ и КО СУЗ

опасного радиоактивного трития, не улавливаемого фильтрами систем очистки, потому всегда бесконтрольно сбрасываемого в среду обитания.

    Ограничиваюсь приведённым перечнем недостатков проекта РУ РБМК-1000. Они достаточны для того, чтобы быть обоснованием требования о прекращении эксплуатации АЭС на основе РУ РБМК-1000. Указанные недостатки достаточны и для обоснования требования о недопустимости продления ресурса (срока эксплуатации) блоков с этими РУ посредством восстановительного ремонта и реконструкции её компонентов. Из перечня неустранимых недостатков следует, что конструкция такого важнейшего компонента РУ РБМК-1000, как корпус ядерного реактора, не позволяет провести ревизию сварных соединений между его компонентами и удостовериться в соответствии прочности этих соединений требованиям проекта. Это означает, что все обоснования безопасности РУ РБМК-1000, связанные с определением числа ТК, разрыв которых допустим при работе реактора на мощности, и гарантированно не произойдёт отброс «Схемы-Е» вместе с сервоприводами и стержнями СУЗ, на реконструированные блоки с этими РУ распространяться не должны. Однако для реконструированных блоков ЛАЭС эти обоснования распространены.

3. Факторы, требующие прекращения эксплуатации всех АЭС в России.

      В целом ситуация с ядерной безопасностью в РФ предельно предельно напряженная, полня больших рисков. Сторонники использования ядерной энергетики, игнорируя последствия Чернобыля, «продавили» решение о сооружении многих АЭС и нескольких штук плавучих АТЭС. Причём, сделали это за счёт налогоплательщиков и для наращивания ущерба здоровью именно их, то есть, россиян.  Они оказали также услугу потенциальным террористам увеличивая для последних круг легко поражаемых ими целей в виде АЭС, а также «открытых» хранилищ ядерного топлива и частой,  весьма протяжённой перевозкой контейнеров с ОЯТ по железным дорогам России и зарубежья.

     Порождённая в позднем СССР система безразличия у руководства ядерной отрасли, надзорных и экспертных ведомств, всех ветвей власти к безопасности, здоровью населения и состоянию среды обитания, была многократно усилена в России постановлениями правительств и президентов РФ, федеральными законами и поправками к ним, противоречащими Конституции РФ. Они, в частности, обусловили:

- ликвидацию государственной структуры охраны природы. Для РФ ущербно;

- ликвидацию государственной структуры по охране леса, важного также и для людей Мира как генератора кислорода. Идут поджоги, воровская вырубка леса;

- вопреки воле большинства граждан (не менее 90%) превращение РФ в свалку радиоактивных отходов, ввозимых в виде ОЯТ с зарубежных АЭС и нарабатываемых на АЭС, объектах ЯТЦ  России, обеспечивая для многих последующих поколений населения России ущербные последствия и не решаемые на века проблемы изоляции РАО;

- систематическое внедрение в поле законности Конституции РФ федеральных законов, противоречащих Конституции РФ и стимулирующих усиление системы коррупции среди чиновников всех уровней и ветвей власти;

- низкую среднюю продолжительность жизни и интенсивное вымирание людей;

- не в интересах россиян растущее растранжиривание за рубеж нефти, газа и

другого стратегического сырья из недр России, которые в соответствии с п.1 статьи 9 Конституции РФ «...используются и охраняются в Российской Федерации как основа жизни и деятельности народов, проживающих на соответствующей территории». В выигрыше - лишь миллиардеры России;

- отсутствие ведомства, независимого от исполнительной власти, которое могло бы инициировать экологическую политику и отстаивать её в интересах большинства населения РФ, а не тех, кто интенсивно опустошает богатство России;

- систематическое нарушение руководством Росатома, высшими чиновниками всех ветвей власти положений действующей Конституции РФ и федеральных законов, касающихся ядерной энергетики, прав граждан и малых народностей, защиты здоровья граждан, охраны среды обитания, заповедных и особо охраняемых зон и территорий в России;

- опасную систему экспертизы проектов АЭС и других объектов ядерной энергетики (ОЯЭ) государственными ведомствами и «общественными» организациями, работающими в интересах Росатома по принципу «чего изволите?»;

- юридическую, «биологическую» и инженерную «старость» нормативов, регламентирующих ядерную опасность и ущербность воздействия сбрасываемой постоянно радиоактивности с АЭС, ОЯЭ на население, в среду обитания;

- систематическое сокрытие высшими чиновниками Росатома всех факторов причинения ущерба здоровью населения радиоактивностью и ядерной опасности АЭС, других ОЯЭ, объектов ЯТЦ, а также недостатков в проектах РУ АЭС;

- обеспечены условия роста вероятности следующих катастроф на АЭС, других ОЯЭ, поскольку Росатом с разрешения Правительства РФ уже проводит частичную реконструкцию ядерно-опасных и радиационно-ущербных реакторных установок АЭС не законно, как уже выработавших свой проектный ресурс. Это опасное «новаторство» чиновников Росатома уже сочетается с крайне «беззубым» Ростехнадзором, потому согласовавшим ряд опасных проектов ОЯЭ;

- существенное ухудшение качества государственного надзора со стороны Ростехнадзора в части ядерной опасности и радиационной ущербности АЭС, ОЯЭ;

- сложившаяся опасность для России заключений МАГАТЭ на проекты АЭС, других ОЯЭ Росатома, не выявляющих недостатки российских проектов АЭС;

- наличие ряда положений действующих ОПБ, провоцирующих проектирование АЭС и других ОЯЭ с высокой вероятностью реализации ядерных аварий.

- расширяется терроризм. Террористы, от которых невозможно изолироваться любому государству, любому объекту, всегда устремлены на причинение максимального ущерба экономике, на смертельное поражение многих людей в любом государстве. И они смогут оказаться операторами и управлять ядерными реакторами по своему усмотрению с целью инициирования опаснейшей аварии, как смогли стать пилотами авиалайнеров, и таранить ими башни-близнецы в городе Нью-Йорке;

- «кучкой» Росатома раскручена «окаймлённая» изощрённой ложью о безопасности, экологической чистоте и экономичности АЭС и других ОЯЭ пропаганда необходимости их сооружения при заблокированных СМИ от публикаций критических замечаний и сведений об опасности их и радиационно-ядерных технологий вообще. Это нашло поддержку, к сожалению, во всех ветвях власти РФ;

- отсутствие в России системы проведения действительно независимой от воли чиновников Росатома экспертизы как планов размещения новых АЭС, ОЯЭ, так и всех видов их проектирования, включая технико-экономическое обоснование сооружения таких объектов. Ситуация в России сложилась предчернобыльская.

4. Организационные факторы, обуславливающие катастрофы на АЭС.

4.1. Обилие и низкое качество документации, нормирующей опасность АЭС.

      Вначале следует осознать сам факт наличия огромного «архитектурного» нагромождения правовых актов и нормативно-технической документации, касающихся использования ядерной энергии и ядерной энергетики в России. Так, 12 октября 2001 года Приказом начальника ГАН России № 86 был утвержден «Перечень основных нормативных правовых актов и нормативных документов, используемых Госатомнадзором России для государственного регулирования безопасности в области использования атомной энергии», уч. № П-01-01-2001. В соответствии с «Перечнем...» в России действуют 9 штук «около ядерных» межгосударственных соглашений, 18 штук федеральных законов, 16 штук указов Президента РФ, 34 штуки постановлений Правительства РФ, 6 штук межведомственных соглашений ГАН России и 675 штук нормативно-технических документов (НТД) разного уровня. Возможно, что число НТД по АЭС к настоящему времени увеличилось. Кроме того, вместо «ядерно-радиационного» надзорного ведомства в настоящее время функционирует Ростехнадзор, функции которого настолько беспредельно и неопределенно широки, что не исключаются даже в шахтах часто происходящие катастрофы и гибнут люди. Само количество правовых актов и НТД (~680 шт.), ещё, по-видимому, не полное, является документальным подтверждением большой опасности АЭС, других ОЯЭ. Наряду с этим «Перечень...» НТД по АЭС обусловил следующее:

4.2. В России сложилась система «физической» невозможности гарантированного обеспечения государственного надзора за состоянием ядерной опасности и радиационной ущербности АЭС, ОЯЭ, предприятий ЯТЦ, исследовательских ядерно-радиационных объектов Росатома, министерств и ведомств, организаций, предприятий, связанных с проектированием, строительством этих объектов, изготовлением для них оборудования и компонентов систем. Любой численности коллектив центрального аппарата Ростехнадзора, в его надзорных округах и «ячейках», размещённых всюду, где положен надзор «по месту», не может «держать» в поле зрения многотысячное число в совокупности статей законов, постановлений, положений и требований НТД по АЭС.

4.3. Любой по численности коллектив Ростехнадзора не может обеспечить 100%-ный охват проверками соответствия этим НТД поднадзорных «действий» и «продукции» коллективов организаций и предприятий, состояния оборудования и систем АЭС, ОЯЭ. Эти обстоятельства есть государственная основа трансформирования коллективов Росатома и поднадзорных коллективов в разветвлённую сеть коррупции и поборов «вокруг» АЭС, ОЯЭ, ЯТЦ, завоза ОЯТ из зарубежья. Неизбежность функционирования такой сети коррупции может также обусловить очередные катастрофы на АЭС. Неопровержимым фактом состоявшегося сговора между руководителями Росатома, надзорного ведомства, государственных ведомств и местных властей является ситуация, связанная с реализацией намерений Росатома по сооружению вблизи г. Певека, затем возле г. Северодвинска ПАТЭС на основе РУ КЛТ-40С. Суть этого сговора указана ниже в разделе 5 доклада.

5. Некоторые последствия сложившейся ущербной системы в России:

- проведена не предусмотренная проектом Ленинградской АЭС реконструкция её блоков 1-й очереди и продлена эксплуатация ядерных реакторов РБМК-1000, выработавших ресурс в течение 14-ти лет вместо проектных 30-ти лет. Однако реконструкция не исключила в этом блоке повтор Чернобыля. Инициаторы реанимации блоков ЛАЭС, ложно обосновавшие безопасность продления срока его эксплуатации, предложили эту практику распространить и на другие АЭС на основе РУ РБМК-1000;

- строится возле  г. Северодвинска ПАТЭС. Её опасность обуславливают видимые «как на тарелке» недостатки проекта её РУ КЛТ-40С (Л25), не отмеченные экспертами «общественными» и государственных ведомств в таких заключениях, как:

а) четыре заключения НТЦ ЯРБ Госатомнадзора РФ (ДНП-5-68-99 от 09.09.99г., ДНП-5-153-2000, ДНП-5-363-2002 от 11.06.02г., ДНП-5-401-2002г. от 21.10.02г.);

б) «Заключение экспертной комиссии общественной экологической экспертизы...» Архангельского регионального отделения Общероссийского политического общественного Движения «российское движение «зелёных» Северодвинского городского отделения», созданного распоряжением мэра города. Мэр чем-то заинтересован в сооружении опасной ПАТЭС вблизи (500 м.) от детских садов, яслей и песочниц, в которых, как было в городе Припяти, при аварии также будут беззаботно играть дети;

в) «Заключение экспертной комиссии государственной экологической экспертизы...» от 11.07.02г. Министерства природных ресурсов Российской Федерации. Это «Заключение...» было утверждено Приказом от 18.07.2002 г. №  447; г) «Заключение №834-03/ГГЭ-0969/02 по ТЭО (проекту) атомной теплоэлектростанции малой мощности на базе плавучего энергоблока проекта 20870... с установками КЛТ-40С в г. Северодвинске» Главгосэкспертизы РФ от 30.10.03г.

     В результате рассмотрения выше указанных заключений я пришёл к выводу о том, что эксперты этих ведомств, «общественных» организаций почему-то услужливо для Росатома и совершенно одинаково не заметили:

• наличие Конституции РФ, исключив её из учёта при экспертизе проектов РУ и ПАТЭС, зная, что Конституция РФ касается использования атомной энергии и запрещает проведение опытов над человеком, значит, в целом над населением;

• отсутствие разницы между проектом РУ КЛТ-40С и проектом ледокольной РУ. Однако ледокольная РУ не обеспечивает проектный ресурс, не надежна. В ней в течение 5 лет до 2002 года было резкое увеличение числа происшествий, ставших как-то известными. Из 29 происшествий было 16 течей парогенераторов. Таким образом, срок работы РУ КЛТ-40С в течение 40 лет не может обосновываться ссылкой в этих заключениях на результаты эксплуатации ледокольных РУ. Этот срок- вымысел, как и вымысел срока эксплуатации РБМК-1000;

• существенные отличия реактора в РУ КЛТ-40С от реактора ледокольной РУ, которые связаны с увеличением диаметра корпуса и толщины его стенки с 94-х мм до 120-ти мм. Это обусловлено изъятием из реактора стального экрана, снижавшего «флюенс» металла корпуса, и привело к изменению технологии и контроля качества его изготовления. Корпус с существенно увеличенной толщиной стенки может разрушиться при изменениях температуры теплоносителя со скоростями, допустимыми лишь в ледокольной РУ. Надежность нового корпуса не подтверждена опытом эксплуатации аналога с наработкой ресурса в 40 лет. В таком случае ПБЯ запрещают его применение для РУ. Указанные факторы превращают в фикцию проектные цифры малой вероятности разрушения реактора КЛТ-40С, обязывают рассмотреть в проекте аварию, связанной с разрывом корпуса ядерного реактора, и разработать необходимые меры по защите персонала ПАТЭС, населения г. Северодвинска и ряда смежных областей;

• незавершенность рассмотрения аварии, связанной с разуплотнением 1-го контура, о чём было сказано выше (пункт 2.2.5.1);

• ряд имеющихся опасных отступлений от требований ПБЯ и ОПБ (Л25);

• юридическую, «биологическую» и инженерную «старость» нормативов, регламентирующих ядерную и радиационную опасность АЭС и других ОЯЭ и не учитывающих недопустимость воздействия на человека радиации, радионуклидов даже в малых дозах (Л15).

     Нормативы были приняты 3 десятка лет назад для реализации планов МСМ СССР масштабного внедрения в энергетику АЭС, других ОЯЭ при минимуме затрат на их сооружение. В Конституции СССР не было положений, запрещавших проведение над людьми опытов, связанных с воздействием на них техногенной радиоактивности, техногенных радионуклидов и интенсивное наращивание загрязнений среды обитания наработкой РАО.

- предстоящая трагедия для народов России и России как государства никем на государственном уровне не рассматривается. Это умышленно блокируется, видимо, очень меркантильным чиновничеством Росатома и ветвей власти РФ.

      «Ход» России к этой масштабной трагедии, организованный деятельностью чем-то заинтересованной «группы Кириенко» и чиновников ветвей власти РФ, видимо, материально заинтересованных в лоббировании опасных проектов Росатома, может остановить лишь общность сограждан, озабоченных опасностью реализации этих проектов. Бесспорным является то, что строительство многих АЭС, других ОЯЭ - это есть намерения, ущербные для экономики, для экологии и для народов РФ в целом. И не только для народов России.

      Очень важным для понимания (не исключаемого проектами АЭС) постоянного причинения ущерба здоровью их персонала и населения, ухудшения среды обитания радиоактивностью, сбрасываемой с АЭС при нормальной эксплуатации являются многолетней давности различные исследования учёных СССР, США, выявившие ущербный фактор, обусловленный воздействием на человека и другую живность малых доз техногенной радиации, и содержания радионуклидов на земле, в продуктах питания и в различных материалах. Этим были озабочены учёные со времён проведения испытаний атомных бомб, точнее, ядерных взрывных устройств. Такое воздействие более пагубно, нежели разовые значительные воздействия (важнейшее открытие доктора Петкау, США) в «нормальных» дозах, разрешённых нормами, принятыми для придания легитимности реализации радиационного геноцида по отношению к народам СССР/РФ. Требует пристального внимания Прокуратуры РФ следующая информация:

«О последствиях воздействия радиоактивности на людей, эмбрионов и детей в малых дозах, обусловленных атмосферными испытаниями атомных бомб (речь идёт о рассеянной на территориях многих стран радиоактивности - СЕЯ), д-р Джон Гофман, возглавлявший биомедицинское подразделение Лаборатории Лоуренса Ливермора и участвовавший в создании атомной бомбы, сказал так: «Мне нет оправдания за то, что я не поднял тревогу по поводу этой деятельности ещё много лет назад. Я думаю, что, по крайней мере, несколько сот учёных, несомненно, включая меня, изучивших биомедицинский аспект атомной энергии, являются кандидатами в обвиняемые на процессе вроде Нюрнбергского за преступления против человечества, за наше грубое невежество и безответственность. Теперь, когда нам известно об опасности малоинтенсивного излучения, это уже не экспериментирование, это убийство» (Л29). Запоздалое признание...

      А в СССР ещё в 1958 году Андрей Сахаров предсказывал, что атмосферные испытания бомб мощностью 50 мегатонн повлекут за собой смерть от полумиллиона до миллиона человек по всему миру. Сахаров предвидел сделанные десятилетия спустя доктором Абрамом Петкау из Atomic Energi of Canada, Ltd, открытия, касающиеся смертоносного воздействия поглощенных с пищей продуктов ядерного деления, содержащихся в дозах, фактически не поддающихся обнаружению штатными средствами для контроля радиоактивности. Однако неандертальцы в галстуках и погонах реализовали такое испытание атомной бомбы в СССР, предварительно обусловив секретность данных на будущее об ожидаемой дополнительной смертности в СССР соотечественников, особенно детей. Ныне взамен взрывов атомных бомб генерирование «незаметной» радиоактивности выполняют постоянно все АЭС России и Мира.

     Естественно возникает вопрос, нужны ли россиянам и человечеству в целом РАН, академии других «грамотных» государств, если академики лишь покорно «плывут» в фарватере министерств, ведомств, подобных Минатому РФ, ныне Росатому? Они же не мешают этим ведомствам, агрессивно действовать по отношению к человеку, к его среде обитания, ко всей живности на Земле, уже полвека наносить людям, фауне и флоре ущерб, возможно, непоправимый.

     Однако Правительство РФ  утвердило программу Росатома, предусматривающую сооружение новых АЭС, не подвергавшуюся экологической экспертизе независимыми экспертами. Так называемые общественные организации экспертов, организованные Росатомом «при Росатоме», по сути, не могут быть корректными оппонентами проектантам. Это демонстрирует явное и целенаправленное игнорирование чудовищных и, одновременно, трагических последствий Чернобыля, а также игнорирование невозможности решения проблемы изоляции в ближайшие десятки сотен лет наработанных и далее нарабатываемых в огромном количестве РАО, техногенных радионуклидов теми, кто по своему статусу должен действовать в интересах большинства россиян. Это даёт право утверждать, что в головах «кучки лиц Кириенко» и в кабинетах влиятельных чиновников ветвей власти России вдруг обуяло устойчивое «заболевание» околоядерным беспамятством, ущербное для России. Это, по-моему, уже диагноз.

 

Бывший государственный инспектор по ядерной безопасности СССР и России

Симонов Евгений Яковлевич

Последнее обновление ( 16.02.2017 г. )
 
« Пред.   След. »
Экспорт новостей