АЭС с ВВЭР-1000 -опасные мастодонты ядерной энергетики России. - Атомна енергетика в Україні

Атомна енергетика

АЭС с ВВЭР-1000 -опасные мастодонты ядерной энергетики России.

ВВЕРСтатья Евгения Яковлевича Симонова, бывшего инспектора по ядерной безопасности СССР.

В годы сооружения и эксплуатации первых энергоблоков Воронежской АЭС на основе ядерных водо-водяных энергетических реакторов (ВВЭР) изначальные технические и компоновочные решения реакторных установок (РУ) оказались не оптимальными в части учёта основных особенностей эксплуатации ядерного реактора. Эти особенности, не зависящие от типа ядерного реактора в РУ, в достаточной степени уже были изучены при эксплуатации промышленных РУ, в реакторах которых нарабатывался «оружейный» плутоний. Основными особенностями этих РУ и, стало быть, энергетических РУ АЭС, являются:
— постоянная готовность к разгону мощности ядерного реактора на мгновенных нейтронах, т.е., к ядерно взрывному разрушению его, независимо от  проектной «квалификации» его безопасности, способов и средств компенсации его избыточной реактивности. Эта неустранимая особенность предопределена размещением в реакторе чрезвычайно большого количества ядерно делящегося материала (ЯДМ, ядерное топливо) и крайне малой долей нейтронов, используемых для инициирования и регулирования интенсивности самоподдерживающейся цепной реакции (СЦР) деления ядер, от всего количества нейтронов, «участвующих» в расщеплении ядер, например, урана-235, плутония-239 и т.д.
— использование свежего ядерного топлива (тепловыделяющих элементов – твэлов, тепловыделяющих сборок — ТВС) и «выдачу» отработавшего ядерного топлива (ОЯТ), которые также опасны в части возникновения неуправляемой СЦР деления ядер в них в случае нарушения каких либо из ряда многочисленных условий предотвращения этого при хранении и транспортировке топлива;
— увеличение в сотни миллионов раз начальной радиоактивности ядерного топлива в реакторе и наработка радиоактивности в теплоносителе 1-го контура, в материалах, подвергающихся воздействию нейтронного потока;
— наличие проектных не плотностей оболочек твэлов, компонентов РУ, которые в конечном итоге обеспечивают постоянный выброс радиоактивности в окружающую среду при «нормальной» работе РУ и при авариях в ней;
— необходимость в надёжных, быстродействующих устройствах для компенсации избыточной реактивности ядерного реактора во всех его нормальных и аварийных режимах для предотвращения разрушения твэлов ТВС, реактора;
— необходимость в надёжном отводе тепла от твэлов во всех нормальных и аварийных режимах в нём и в РУ в целом, с тем чтобы предотвратить разрушение оболочек твэлов, плавление твэлов и выход за пределы реактора и РУ чрезвычайно радиоактивных фрагментов топлива, радиоактивных накоплений;
Для рассмотрения особенностей РУ в части готовности к ядерно взрывному разрушению реактора, ядерного топлива, постоянно сбрасываемой радиоактивности в среду обитания, не исключаемых компоновочными решениями РУ, требуется увеличенный формат текста. Однако две последние особенности РУ и проблемы их решения поддаются краткому обсуждению применительно к серийной РУ проекта В-320, включающей водо-водяной энергетический реактор ВВЭР-1000 энергоблоков Запорожской АЭС (ЗАЭС), а также АЭС Хмельницкой, Балаковской, Крымской, Ростовской. «Разработка» институтом АТЭП МЭиЭ СССР технических проектов последних четырёх АЭС производилась простым тиражированием основной массы документов технического проекта ЗАЭС, не успевая везде на титульных листах затирать название «Запорожская АЭС». После выпуска обстоятельного «Заключения на технический проект…» ЗАЭС (уч. 2-15/5678, 1978 г.) в НПО «Энергия» пришлось организовать аналогичное тиражирование «Заключений…» на эти проекты АЭС с добавлением ряда  существенных замечаний. Однако в «Томе технического обоснования безопасности сооружения и эксплуатации АЭС» (ТОБ) часть 7 технических проектов этих АЭС уже не содержались страницы с результатами незавершённого в ТОБе ЗАЭС анализа аварии, связанной с разрывом главного парового коллектора (ГПК). Анализ этой аварии не содержался и в ТОБе (часть 7) проекта «АЭС с ВВЭР-1000 и унифицированным оборудованием» (АТЭП, Москва, 1985 г.).
По обсуждаемым проблемам из обстоятельного «Заключения…» необходимо выделить следующие наиболее опасные недостатки РУ В-320 с ВВЭР-1000 и серийного энергоблока в целом любой из указанных выше АЭС:  
1. Корпус ядерного реактора, трубопровод
ы 1-го контура (Ø вн.=850 мм) и их коллекторы в парогенераторах (ПГВ-1000) имеют значительную толщину металла для обеспечения их прочности при давлении 160 кгс/см2 и температурах теплоносителя 290?С ? 320?С. Для исключения дополнительных напряжений в металле, которые неизбежны при увеличении разности температур внутренней и наружной поверхностей этого оборудования, предусмотрены наружная теплоизоляция и ограничение скорости изменения температуры теплоносителя 1-го контура. Она не должна превышать 20?С/час ? 30?С/час при нормальных режимах и быть не более 60?С/час при аварийном расхолаживании РУ.
В связи с этим в «Заключении…» было указано, что при эксплуатации РУ эти скорости будут превышаться, поскольку в проекте не предусмотрены технические средства, контролирующие скорость изменения температуры теплоносителя, наружных поверхностей компонентов 1-го контура, и автоматически предотвращающие опасную динамику изменения их температуры. Кроме того, было отмечено, что в проекте не рассмотрены аварийные режимы, при которых всегда превышается верхний предел (60?С/час) аварийного расхолаживания, в том числе из-за не обеспеченного подогрева борной воды в гидроаккумуляторах (ГА) системы аварийного охлаждения реактора (САОР) и т.д. Неизбежность таких режимов под-твердили события на Южно-Украинской АЭС.
25.12.82г. при остановке блока №1 (с Nтепл.~1200МВт) по признаку отключения турбопитательного насоса (ТПН) с прекращением отбора пара из ПГ на турбогенератор (ТГ) состоялась не правильная отработка одного из БРУ-А в трубопроводе отбора пара на собственные нужды (СН). В связи с этим оказались подорванными предохранительные клапаны коллектора СН. К тому же сменный персонал ошибочно не отключил ПГ от парового коллектора посредством быстрозапорных отсекающих клапанов (БЗОК). В результате произошли:
— расхолаживание теплоносителя в 1-м контуре до 220?С и в компенсаторе давления (КД) до 270 ?С со средней скоростью 193?С/час. Максимальная скорость спада температуры теплоносителя при этом достигала значения 334?С/час. Очевидно, темп спада температуры внутренних поверхностей оборудования 1-го контура был близок к этим скоростям;
— опорожнение КД, спад давления теплоносителя в 1-м контуре до 37 кг/см2 и
заброс в контур из ГА САОЗ и по линии подпитки 1-го контура ? 28 тонн воды с температурой ~ 30?С. Могли разуплотниться корпус реактора и/или его главный разъем, если бы одновременно произошло отключение всех ГЦН-195 (ГЦН), поскольку подаваемый ими теплоноситель в реактор «разбавлял» поступавшие из САОР в реактор «языки» холодной воды. Какие же напряжения были при этом в толстостенном металле оборудования 1-го контура, не известно.
22.10.85г. при остановке блока №1 срабатал ложный сигнал «повышение температуры под защитной оболочкой». Последовало автоматическое за-крытие арматуры 2-го канала систем безопасности (СБ) в трубопроводах маслосистемы ГЦН, вызвавшее отключение ГЦН при номинальной мощности реактора, а также произошло предварительное обесточивание секций надежного электропитания 2-го канала СБ. Далее последовали включение аварийных питательных насосов (АПН) ПГ, отключение обоих ТПН, формирование сигнала «скорость снижения давления во 2-м контуре более 0,5 кгс/см2сек», что подтверждало «провал» давления во 2-м контуре, расхолаживание и спад давления в 1-м контуре. Зафиксировано, что температура теплоносителя в 1-м контуре снижалась со скоростью не менее 1800?С/час (в 30 раз выше допустимой!). Однако главный инженер станции в письме в Госатомэнергонадзор (ГАЭН) указал, что нарушения пределов безопасной эксплуатации не было. В связи с этим режимом пришлось по поручению зам. Председателя ГАЭНа В.А. Сидоренко готовить позднее соответствующее предписание для ЮУАЭС (исх. № 3367 от 08.08.86г.).
2. Вышеуказанные недостатки проекта РУ были усугублены оснащением ГЦН-195М в качестве привода асинхронным электродвигателем (Nэл.~ 6800 кВт), исключающим автоматическое регулирование подачи теплоносителя в реактор для обеспечения постоянства температур теплоносителя на входе в реактор и на выходе из него при изменениях его мощности. Это проектное решение обусловило непригодность АЭС с «могучими» энергоблоками к работе с переменными нагрузками. Но эти АЭС в свою очередь «обязали» ЕЭС обеспечивать стационарный по температуре теплоносителя режим работы их РУ. Именно в такой стабильности температуры могли существовать когда-то динозавры на Земле…
Вместе с тем Главному конструктору РУ В-320 с ВВЭР-
1000 до выпуска проекта этой РУ уже были известны преимущества оснащения ГЦН турбоприводами с автоматическим регулированием подачи теплоносителя в реактор в ядерных паро-производящих установках типа БМ-40А, ОК-550 в составе главной энергетической установки атомных подводных лодок проектов «705», «705К». Это оптимальное, действительно инженерное решение обеспечивало постоянство температур теплоносителя на входе в реактор и на выходе из него при изменениях мощности реактора даже со скоростью ~1% номинальной мощности в секунду в энергетическом диапазоне. И на фоне этих результатов оснащение ГЦН-195М электродвигателями является чрезвычайно опасным, «ископаемым» решени-ем в РУ проекта В-320.
Нецелесообразность этого решения была показана позднее в проектах НПО ЦКТИ «Проектно-конструкторские проработки паровой турбины для привода ГЦН-355» и «Исследование режимов работы турбопривода ГЦН-355 и разработка схемы его включения» (№023714/0-9553дсп) для эскизного проекта РУ с ВВЭР-2000. Мои прямые контакты с разработчиками РУ проекта ЗАЭС в части инициирования пересмотра опасного проектного решения по ГЦН привели лишь к «открытию» удручающей «картины». Оказалось, что над проблемами снижения ядерной и радиационной опасности РУ В-320 «яростно» превалировали меркантильные интересы предприятий, когда-то привлечённых к изготовлению компонентов 1-го контура опасных РУ Нововоронежской АЭС 4-х блоков, блока №5 с ВВЭР-1000 и сохранивших за собой эти «куски» работ для РУ В-320. В межведомственном «Решении №2-304-23/73 о распространении ГОСТ 24656-81 на серийные насосы ГЦН-195М и ГЦН-317» в частности было указано, что насосов ГЦН-195М уже было «впрок» изготовлено 57 штук, а ГЦН-317 (для РУ с ВВЭР-440) – 136 штук, и налажено изготовление ГЦН-195М в Румынии.
Это производство «ископаемых» ГЦН для АЭС уже ничто не могло остановить. Таким образом, «Решение…», утвержденное В. Резниченко (зам. Министра химического и нефтяного машиностроения), Г. Шашариным (зам. Министра Минэнерго), М. Захаровым (зам. руководителя организации п/я А-1457), согласованное М. Алексеевым (зам. Председателя ГАЭНа) и 1-м зам. Председателя Госстандарта в 1986 году окончательно «захоронило» собой усилия ряда институтов по снижению опасности «тиражируемых» АЭС с ВВЭР-440, -1000.        
3. Наряду с указанной выше (п. 2) опасностью ГЦН-195М для РУ, эти насосы в случае потери электропитания обуславливают ненадежные режимы охлаждения твэлов ТВС и расхолаживания РУ в целом, не смотря на оснащение их маховиками для увеличения времени (до ~70 сек) принудительной циркуляции теплоносителя через реактор на «выбеге» этих насосов. При наличии «запасённого» тепла в РУ, остаточных энерговыделений в реакторе эти ГЦН без электропитания бесполезны в части расхолаживания РУ посредством 2-го контура по «нормальной» схеме и должна вводится в действие энергозатратная «холодная» система расхолаживания РУ, причем она может быть введена в действие лишь через ?30 секунд после запуска резервной дизель-электрической станции (РДЭС).  
4. ГЦН-195М обусловил невозможность безопасного перевода ядерного реактора в подкритическое состояние при авариях, вызывающих быстрый спад средней температуры теплоносителя 1-го контура до значений менее ? 270ºС. Например, при разуплотнении 2-го контура (разрыв ГПК) эти ГЦН, даже «потерявшие» электропитание, своим увеличенным по времени «выбегом» за счёт маховиков обеспечат в течение ~ 70-ти секунд расход теплоносителя через ПГ, в которых он будет быстро охлаждаться. Поступая в реактор, этот теплоноситель будет интенсивно охлаждать и активную зону. Однако «механическая» система управления и защиты (СУЗ) реактора способна компенсировать высвобождающуюся реактивность в активной зоне вследствие ее охлаждения лишь до снижения средней температуры теплоносителя с ~309ºС до ~270ºС. Поэтому при дальнейшем снижении средней температуры теплоносителя в ПГ и соответственно дальнейшего охлаждения активной зоны последует неуправляемый выход реактора на мощность вплоть до уровня 50% номинальной мощности. Этот процесс подробно рассмотрен в книге В.А. Сидоренко «Вопросы безопасной работы реакторов ВВЭР» (Москва, Атомиздат, 1977, стр. 183?186) и в проекте, исключая описание режимов этой аварии, дана лишь ссылка на эту книгу.  
Поэтому в «Заключении…» в связи с возможной реализацией указанной ядерной аварии в РУ В-320 было отмечено, что ограниченная эффе
ктивность «механической» СУЗ по компенсации реактивности в случае существенного разуплотнения 2-го контура предопределяет ядерную аварию на АЭС при задержке или низком темпе ввода водного раствора борной кислоты в теплоноситель 1-го контура для компенсации избыточной реактивности в ядерном реакторе.
5. На стадии экспертизы РУ проекта В-320 в технических проектах всех АЭС было установлено, что при ограниченной эффективности «механической» СУЗ (см. п. 4) в случае, например, разрыва ГПК, не обеспечивается необходимый ввод бора ни в теплоноситель 1-го контура посредством системы подпитки-продувки его, ни в ядерный реактор посредством подсистемы аварийного впрыска бора «высокого» давления, предусмотренной проектом для такой аварии.
Тогда система подпитки-продувки 1-го контура не имела надежного электроснабжения, и этот вопрос решался лишь в период пусков блоков ЗАЭС, поскольку, как указывалось в «Замечаниях…» система не соответствовала  требованиям ПБЯ-04-74. Эта система (с подачей подпитки ?50 м3/час) даже в случае сохранения электропитания не обеспечит ввод раствора бора непосредственно в реактор (обесточены ГЦН-195М). При работающих ГЦН эта система также не способна предотвратить ядерную аварию, так как не способна подать в 1-й контур борный раствор с интенсивностью, эквивалентной вводу в течение 60 секунд 20-ти м3 раствора бора с «аварийной» концентрацией 40 г Н3В03/1 кг Н20. При этом система не способна с таким же темпом удалять 20 м3 теплоносителя из 1-го контура за 1 минуту для сохранения баланса по теплоносителю в нем.   
В свою очередь один канал или 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 раствора бора с «аварийной» концентрацией, поскольку оснащены насосами ЦН-150-110, имеющими подачу (150 м3/час) в ?3 раз менее необходимой и напор (110 кгс/см2) на десятки атмосфер ниже «текущего» давления 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 пуск этих насосов может состояться лишь на 2-й ступени включения нагрузок в сеть РДЭС (т.е., через 35 секунд с момента аварии) и с учётом протяженности трубопроводов системы «аварийный» раствор бора с «хилой» подачей окажется перед входом в активную зону реактора приблизительно на 100-й секунде. В реакторе же в это время будет за-вершаться катастрофическая «разборка» нейтронного потока самостийно вышедшей на мощность ?50% (номинального значения) активной зоны при отсутствии протока теплоносителя через неё.
Следует указать, что Генеральный проектировщик РУ позднее даты выпус-
ка технического проекта ЗАЭС в документе «Реакторная установка В-320. Техническое описание и информация по безопасности». 320.00.00.00.000Д61. 1980г.» указал требуемые характеристики подсистемы аварийного впрыска бора: напор насоса 160 кгс/см2, производительность ~200 м3/час, и при аварии должны работать два насоса. Это был трюк «ухода » от уголовной ответственности за свершённое преступление АТЭПом в части реализации в проекте ЗАЭС и прочих АЭС с ВВЭР-1000 бесполезной системы для исключения неизбежной ядерно-взрывной катастрофы на станциях в случае разрыва ГПК, указав позднее  требующуюся систему для предотвращения такой катастрофы на АЭС.   
Эта ядерная авария в ТОБах всех АЭС с ВВЭР-1000 на инженерном уровне не рассмотрена, прослаблена также не обоснованным условием, что в случае разрыва главного паропровода или ГПК через 20 сек непременно закроются БЗОКи у 3-х ПГ из 4-х. Кроме того, расчеты по изменению основных параметров 1-го контура при разрыве ГПК выполнены без отягчающих аварийный процесс реальных обстоятельств. Например, было принято, что реактор глушится стержнями аварийной защиты (АЗ) в момент разрыва ГПК, в то время как характерный аварийный сигнал сформируется и вызовет срабатывание АЗ (с задержкой прохождения сигнала в цепях СУЗ) через ~ 7 секунд. Не учтено, что стержни АЗ завершат вход в зону лишь через 5 секунд. Не учтено также, что с учетом задержек глушения реактора и отключения ТГ от ЕЭС обесточивание ГЦН произойдет с задержкой порядка 10 секунд. В этом проект не корректен.
Оснащение блоков ЗАЭС (при наладочных работах) подсистемой впрыска «бора» высокого давления (3 канала), равного давл
ению теплоноси-теля в 1-м контуре, на основе насосов ПТ-6-160 с «мизерной» подачей (~6 м3/час), также при разрыве ГПК не исключает в РУ В-320 ядерную катастрофу. Эта подсистема обеспечивает подачу «аварийного» раствора бора в контур в ?100 раз меньше необходимого темпа, лишь ложно демонстрируя как бы наличие в РУ защитной системы «впрыска» бора в 1-й контур при номинальном давлении.
Безысходность указанных выше тупиковых решений в проектах АЭС побудили автора в то время сделать заявку на изобретение «Варианта системы экстренного ввода бора в реактор ВВЭР-1000 установки В-320». В основе её было использование работающих от сети или «на выбеге» ГЦН-195М, т.е., создающих перепад давлений теплоносителя в напорном патрубке ГЦН и в опускной полости реактора — в патрубках ввода в реактор раствора бора из САОР. Согласились быть соавторами заявки В.П. Спассков (ИАЭ им. И.В. Курчатова) и Б.Е. Волков (ОКБ «Гидропресс»). После ?3-х месячного рассмотрения в ОКБ «Гидропресс» подготовленных мной текста и чертежей В. Волков возвратил их мне с резолюцией от 16.04.81г.: «кроме специальной ёмкости в системе нет элементов новизны «патентной» значимости». Это приостановило дальнейшее оформление заявки на изобретение. Однако спустя ? 7 лет при обсуждении в конце апреля 1988 года на коллегии в ГАЭНе материалов проекта РУ с ВВЭР-1000 «повышенной безопасности» представитель ОКБ «Гидропресс» проинформировал присутствующих, в том числе меня и моего начальника Карнаухова В.В., о применении такой же системы с «моей» (по характеристикам) ёмкостью. Я был удовлетворен тем, что не пропадает мой «старый» труд, но Карнаухов обязал извлечь из моих «кладовых» эту заявку с резолюцией Волкова. В итоге руководству ГАЭНа был представлен краткий вариант этого «труда» с критикой проектных решений и описанием предложения, «изданного» в 5-ти экз. в «недрах» Комитета по заказу Карнаухова №1618 от 30.04.88г.
  Результаты проработок в ОКБ «Гидропресс» аналогичной системы мне не
известны, однако, интерес к ним сохранился. Эта система при работающих ГЦН «обладает» практически таким же быстродействием, как «механическая» СУЗ, но ещё и предотвращает ядерную аварию при любых разуплотнениях 2-го контура и при совпадении с обесточиванием всех ГЦН, несрабатыванием всех 4-х БЗОКов, не запуском всех ДГ РДЭС. Внедрение системы не сложно. Прушинский Б.Я. (начальник отдела №2 проблем эксплуатации АЭС НПО «Энергия» Минэнерго), проявив интерес в 1981 году к этой системе, сказал, что это «на столе как на тарелке лежит решение, которое АТЭП умудряется не видеть».
6. В «Заключении…» было указано на недоработку электропитания ГЦН-195М. В ТОБе говорилось, что «…в проекте должен быть предусмотрен ряд мер по повышению надежности питания ГЦН», тогда как в ТОБе должно быть указано, что для этого предусмотрено проектом. Для сведения следует указать эти меры (см. л.228) в «проектной» редакции: «Учитывая высокую ответственность ГЦН, обеспечивающих охлаждение активной зоны и необходимость снижения мощности реактора при потере питания у части ГЦН, в проекте должен быть предусмотрен ряд мер по повышению надежности питания ГЦН:
— каждый ГЦН должен подключаться к отдельной секции 6 кВ;
— должны устанавливаться дополнительные комплекты быстродействующих резервных защит на АЭС, позволяющих довести время отключения коротких замыканий до 1,4 секунды на шинах 6 кв.;
— автоматическое включение резервных (АВР) трансформаторов».
Эта редакция приведена как пример демонстрации глубины не проработанности проекта АЭС. Дополнительно можно указать, что каждый пуск ГЦН-195М – событие значимое, поскольку в этот момент происходит длительная и значительная посадка напряжения в системе электроснабжения блока, обусловленная большим энергопотреблением насоса и наличием у него маховика.    
7. В п.3.2.5 («Корпус реактора») ТОБа указано, что расчетный срок службы корпуса ядерного реактора составляет 40 лет, однако не приведены материа-лы с расчётами прочности реактора, подтверждающими этот срок.
8. В п. 3.3.9.8 («Ремонтное расхолаживание») ТОБа указано, что теплоноси-тель в активной зоне вскипает через 25 сек после перерыва подачи охлаждающей воды в реактор. Однако эти «25 сек» не «привязаны» к моменту глушения реактора. Отсутствует вывод о допустимости полученных данных, нет ссылки на материалы с расчётами этого  режима и режима ремон
тного расхолаживания.
При этом, в приведённом в ТОБе рисунке «Кривая изменения во времени мощности остаточных тепловыделений активной зоны реактора» не определено, для какой наработки активной зоны (в эффективных сутках) указана эта кривая. Нет и ссылки на проектные материалы (расчёты), подтверждающие эту «кривую».
9. В проекте отсутствуют данные о локальной глубине окисления оболочек твэлов и доле прореагировавшего циркония в активной зоне при максимальной проектной аварии (МПА), а также сопоставление их с предельно-допустимыми величинами, указанными в п. 4.1.3 ОПБ-82.
10. В разделе 3.13.2 («Система аварийного охлаждения активной зоны высо-кого давления») ТОБа указано, что «для подачи воды в ? контур (от насоса подачи бора  высокого давления) оператор должен дистанционно закрыть арматуру на рециркуляцию», однако согласно требованию п. 2.6.1 ОПБ-82 включение устройств защитных систем должно осуществляться автоматически.
Кроме того, проект системы не доработан. Например, указано, что насосы системы «изготавливаются из материалов, допускающих их работу с добавками… механических примесей», однако не указаны характеристики механических примесей (фракционность, твердость, их удельное содержание в перекачиваемой среде), не повреждающие насосы. Не указано время, в течение которого насосы при таких примесях сохраняют работоспособность, а также не анализируется достаточность их подачи выполнения функций системы. Отсутствуют ссылки на результаты испытаний, подтверждающие требуемую работоспособность и характеристики насосов при наличии механических примесей.
11. Замечания, указанные выше в части работы насосов, касаются системы планово-аварийного расхолаживания, указанной в пункте 3.13.4.3 ТОБа.
12. В ТОБе указано, что «с целью обеспечения проектного ресурса корпусов реакторов осуществляется подогрев воды в баках аварийного раствора бора до 55?С». Вместе с тем, отсутствуют указания на проектные решения, ко-торыми этот подогрев обеспечивается. Обеспечивается ли он сейчас на АЭС?
13. В проекте характеристики системы аварийной подачи питательной воды в парогенераторы (п. 3.13.9 ТОБа) не соответствуют техническим возможностя-м системы: необходимое время работы системы при аварии определено как 6 часов, но при ёмкости бака 500 м3 и подаче насоса 150 м3/час будет ?3,3 часа. Отсутствуют данные и ссылки на расчёты режимов работы системы при авариях.
14. В проекте системы управления резервной дизельной электростанции (РДЭС) не предусмотрены технические средства для синхронизации дизель-генератора (ДГ) с сетью электроснабжения блока. Это исключает возможность проведения периодических испытаний ДГ при номинальной электрической нагрузке.
15. Проектом предусмотрено оснащение электроприводами задвижек TQ40 01, 02, 05 системы аварийного расхолаживания реакторной установки (РУ). Вместе с тем, участки этой системы должны использоваться для планового расхолаживания РУ. В этом случае непредусмотренное (ошибочное, из-за неисправности в цепях управления) открытие какой либо из указанных задвижек при работающем реакторе на мощности обусловит аварийное истечение радиоактивного теплоносителя  из 1-го контура через трубопровод с Øусл.= 300 мм. Для устранения этой опасности уже при выдаче разрешений на пуски блоков ЗАЭС поручалось АТЭПу доработка системы. (Результаты мне не известны).
16. В техническом обосновании безопасности (ТОБ — Часть 7 проекта) нет ссылок на расчёты подтверждения безопасности блока в случае совпадения мгновенного поперечного разрыва трубопровода 1-го контура с максимальным расчетным землетрясением (МРЗ). И в проекте не приведены расчёты защитной оболочки на прочность в условиях динамических воздействий, нагрузок и прочности строительных конструкций стен и перекрытий, опор, тросовых растяжек, опор-ограничителей и т.д.
17. В ТОБе не указаны документы, на основании которых определены значения проектного землетрясения (ПЗ) и МРЗ.
18. Проектное размещение помещения с резервным щитом управления (РЩУ) на нижней отметке пристройки к реакторному отделению (РО) обусловит «потерю» РЩУ вследствие залива водой помещения в случае разуплотнения систем, содержащей воду под давлением (системы пожаротушения и т.д.). Предусмотренные в смежном коридоре приямки с  насосами типа «Гном» для откачки воды ненадежны: имеют обычное силовое электропитание и не устранимо засорение всасывающих патрубков насосов. Достроенный порожек на ЗАЭС у входного проёма