АНТИПРОДОВЖЕННЯ - 18. Ядерний шок

Мій «атомний» стаж–чверть століття. Я думав, що мене вже нічим «ядерним» не здивуєш. Але те почуття, яке я випробував, прочитавши статтю Е.Я.Симонова, інакше, як шоком, не назвеш.

Стаття «Продовження життя АЕС–це авантюра» - це погляд «зсередини» на атомну станцію людини, що відпрацювала у галузі ядерної енергетики 34 роки, колишнього експлуатаційника Першої АЕС, оператора пульта управління ядерної енергетичної установки атомного підводного човна замовлення<900>, потім державного інспектора по ядерній безпеці СРСР.

Мабуть, навряд чи хто - нибудь з атомників ризикне назвати його некомпетентним в питаннях роботи атомної станції, як це вони звикли робити по відношенню до усіх інакодумців.

Стаття написана в 2007 році в Москві, але вона дуже актуальна зараз на Україні, де прийняли політичне рішення подовжувати експлуатацію усіх 15 прострочених блоків–раз немає грошей на виведення з експлуатації енергоблоків, що відпрацювали, атомних станцій, то їх треба подовжувати на 10,20,30... років.

Об'єм статті–15 сторінок тексту з численними цифрами і технічними деталями, з якими непідготовленому читачеві буде важко розібратися. Але без технічних деталей довести авантюрність продовження неможливо.

Для тих, хто вже прочитав 17 митей АНТИПРОДОВЖЕННЯ і хоче сам докопатися до істини ця стаття просто незамінна.

Завдяки інтернету з'явилася нечувана раніше можливість друкувати статтю будь-якого розміру зі всілякими малюнками і таблицями. Тому, враховуючи важливість і актуальність статті, я привожу її текст повністю.

Читайте, думайте, дійте.

***

ПРОДОВЖЕННЯ ЖИТТЯ АЕС - ЦЕ АВАНТЮРА

Продовження терміну експлуатації реакторних установок АЕС, що виробили ресурс, спорудження нових АЕС - небезпечна технічна авантюра.

1. Вступ

1.1. Не усувною небезпечною властивістю ядерних реакторіву реакторних установках(РУ) усіх АЕС, що у тому числі діють на території Росії, з використанням в якості ядерний - матеріалів(ЯДМ) урану, що діляться, - 235, плутонію - 239 і їх ізотопів, є інтенсивне напрацювання техногенним радіоактивності.Найбільша активність утворюється в активній зоні реактора в виді продуктів ділення ядер ЯДМ на осколки і в інших компонентах реактора внаслідок опромінення їх потоком нейтронів, що випромінюється з активної зони реактора.

Відомо, що в реакторі ВВЭР - 440, що містить близько 40 тонн ядерного палива<сумарна активність палива, збагаченням 3% по урану - 235, складає 6х1011 Бк(16 Ku). Через рік експлуатації радіоактивність продуктів ядер урану, що утворилися в процесі ділення, вже складе 4х1019 Бк(109 Ku) тобто буде в 100 млн. разів більше за початкову>(Л1). Напрацювання радіоактивності в ядерному паливі майже пропорційна його кількості в реакторі і часі роботи реактора на номінальній потужності.По цих, вважаю, заниженим даним визначається, що в реакторі ВВЭР - 1000(~74 тонни палива) / на ЮУ АэС/ також за один рік його роботи радіоактивність палива складе не менше 8х1019 Бк(2х109 Ku).

Є реальні дані про напрацьовану радіоактивність в реакторі РУ РБМК - 1000 блоку N 4 Чорнобильських АЕС(ЧАЕС) за неповні чотири роки. Вказано, що<...з реактора було викинуто приблизно 80% активності, 10% оцінюваною в 6х1010 Ku, не рахуючи активності, яка залишилася в саркофагу>. Т.е., що знаходилися в реакторі ТВС, стержні СУЗИ, графітові блоки кладки зони реактора, цирконієві труби, в яких розміщувалися ТВС, стержні СУЗИ, мали радіоактивність в сумі = 75х1010 Ku без урахування радіоактивності ТВС, що відпрацювали, у басейні витримки, і скинутою впродовж вказаних років в середу мешкання(Л2).

З реактора ВВЭР - 1000 / на ЮУ АэС/ у разі АЕС, що не виключаються проектом, на його основі вибуху в нім або руйнування його корпусу, відбудеться викид радіоактивності дещо менше викиду з РБМК - 1000, оскільки у ВВЭР немає графітових блоків і цирконієвих труб.

Вказані величини радіоактивності, яка може бути викинута з реакторів, мають бути вирішальними у формуванні вимог про невідкладне припинення експлуатації діючих реакторів ВВЭР - 440, - 1000, РБМК - 1000 і про неприпустимість спорудження нових АЕС.

Ядерне паливо - це комплект тепловиділяючих складок(ТВС), що конструктивно об'єднують тепловиділяючі елементи(твели), в порожнині оболонок яких розміщені ЯДМ у вигляді паливної матриці.Це дроблення ЯДМ забезпечує розміщення в реакторі великої кількості ЯДМ, стержнів системи управління і захисту реактора(СУЗИ) з поглиначем нейтронів, і можливість відведення тепла від твелів, що нагріваються за рахунок гальмування в матриці осколків ділення ядер ЯДМ, що розлітаються спочатку з великою швидкістю. Теплоносій, як правило, має властивість уповільнення швидких нейтронів до енергій, при яких вірогідність<корисного>захоплення їх ядрами ЯДМ найбільша. Сукупність вказаних компонентів що забезпечують умови для ініціації ланцюгової реакції(СЦР) ділення ядер, що самоподдерживающейся, є активною зоною реактора, що інтенсивно(см вищий) напрацьовує радіоактивність.

Декілька слів про фізичні бар'єри безпеки РУ АЕС.У нормативах (ОПБ, ПБЯ) вказано, що<безпека АЕС повинна забезпечуватися за рахунок послідовній реалізації концепції глибоко ешелонованого захисту грунтованої на застосуванні системи фізичних бар'єрів на шляху поширення іонізуючого випромінювання і радіоактивних речовин в довкілля...

Система фізичних бар'єрів блоків АЕС включає: паливну матрицю, оболонку твела, межу контура теплоносія реактора, герметичне обгороджування...>РУ. Далі слідує положення:<при нормальній експлуатації усі фізичні бар'єри повинні бути працездатними...>. Проте фактичні показники і технологія експлуатації усіх типів діючих РУ і АЕС в цілому свідчать о невідповідності АЕС, інших ОЯЭ вказаним положенням.Фізичні бар'єри не є такими, спочатку були і залишаються міфамищо підтверджують показники роботи АЕС в частині постійних викидів радіоактивності з них.

З інженерної точки зору поняття<бар'єр>є компонент, нічого нікуди що не пропускає. У працюючому реакторі АЕС задовго до наближення проектної енерговироблення твелів ТВС паливна монолітна матриця кожного твела <нарощує>пористість в результаті радіаційного розпухання, легко випускаючи з себе радіонукліди до оболонки твелів.Оболонка твела, опромінюючись швидкими нейтронами, стає крихкою, не щільною і також не перешкоджає міграції радіонуклідів вже в реакторний теплоносій 1 - го контура РУ з ВВЭР або контура багатократної примусової циркуляції(КМПЦ) в РУ РБМК - 1000.

При цьому потрібно мати на увазі, що реально в кожному реакторі є сусідами ТВС свіжі, такі, що відпрацювали пару років і три роки. До того ж в твелах свіжих ТВС допускається нормативна нещільність оболонок твелів. Отже, починаючи з першого завантаження ТВС в реактор, ще не випробувавши номінального опромінення швидкими нейтронами, твели вже забезпечують<постачання>радіонуклідів в реакторний теплоносій.Проте і 1 - й контур РУ з ВВЭР не є бар'єром, оскільки проектом передбачені постійно підключені до нього трубопроводи систем :

- постійного підживлення 1 - го контура очищеною водою із заданим поданням і розрахунковою концентрацією в ній борної кислоти і хімічних реагентів. Ізотоп бору - 10 у воді 1 - го контура, циркулюючи через активну зону, функціонує як поглинач нейтронів, компенсуючий надмірну реактивності ядерного палива в реакторі, формовану завантаженням свіжого палива перед початком роботи блоку при номінальній потужності впродовж, наприклад, роки. Ця реактивність істотно перевищує компенсуючу здатність стержнів швидкої системи управління і захисту(СУЗИ) реактора, що називається як <механічна>СУЗИ;

- постійною<сдувки>радіоактивної води з 1 - го контура, рівному підживленню. За допомогою поєднання величин підживлення і<сдувки>підтримується водний - хімічний режим, що знижує швидкість окислення металу устаткування і трубопроводів 1 - го контура, і віддаляються радіонукліди, що постійно поступають з твелів, радіоактивний тритій, що утворюється, з дейтерію у воді, з бору - 10 при опроміненні нейтронами, і радіоактивні продукти корозії і ерозії металу.

Цим водообмінному знижується питома активність води в 1 - м контурі до норми. <Що здувається>вода проходить через систему очищення від радіоактивності, проте фільтри системи не затримують тритій і розчинені у воді газоподібні радіонукліди, постійно<пропускаючи>їх разом з надлишками води в середу мешкання.Наслідки вказаної технології завжди ховаються від громадськості. /тобто, на ЮУ АэС роблять дві «продування» :продування радіоактивного першого контура і продування з Ташлыкского у - ща у Буг).

Отже, 1 - й контур з системами підживлення і сдувки не локалізує, а забезпечує постійне виведення радіоактивності за<свої>межі, а частина її постійно скидається в середу мешкання.Ця технологія забезпечує можливість умисного продовження роботи РУ на потужності при більшому нормативу розущільняє оболонок твелів, оскільки проектна система контролю герметичності оболонок твелів дозволяє персоналу АЕС<вичислити>перевищення нормативу лише через 6-8 годин витримки узятої проби води з 1 - го контура.

Слід враховувати відверте визнання член - кора АН СРСР В.Сидоренко (МСМ СРСР)у тому, що<за рік роботи реактора утворюється тритію активністю сотні і тисячі кюрі(залежно від потужності і режиму експлуатації реактора). Як хімічний аналог водню він не затримується на очисних системах... і поступає в довкілля з дебалансными водами...Неудаляемость тритію хімічними засобами і великий час напіврозпаду(12,26 року) приводять до тому, що будь-які заходи утримання його в системах АЕС за рахунок скорочення кількості дебалансных вод, збільшення місткостей для зберігання скидних вод першого контура і тому подібне, не можуть дати практично ніякого ефекту.Що увесь, що утворився в 1 - м контурі тритій буде скинутий за межі станції>(Л3). Кількість тритію, що скидається, в довкілля не піддається контролю.

Напрацьовуваний у воді КМПЦ РУ РБМК - 1000 тритій, в дещо меншому кількостітакож<покидає>АЕС, і, опинившись в грунтових водах ставках - охолоджувачах, по біологічних ланцюжках потрапляє в організм дітей і дорослих людей. Він небезпечний тим, що як водень, може опинитися також в клітинах генних структур, проте, зазнавши радіоактивний розпад, перетворюється у гелій, руйнуючи клітину гена. Ця дія на людей, навіть не працюючих на АЕС, є варварський досвід, потайно і що постійно проводиться над нами без нашої згоди (порушення положень п. 2 Ст. 21 і п. 3 Ст. 41 Конституції РФ).

Видимим захисним обгороджуванням РУ ВВЭР - 1000 являється захисна оболонка(ЗО) останній<бар'єр>РУ проекту В - 320 з реактором ВВЭР - 1000 на тих, що діють в РФ АЕС Калининской, Балаковской, Ростовською. ЗО встановлена на залізобетонній плиті - фундаменті і є циліндром заввишки 54 м з внутрішнім діаметром 45м і завтовшки стінки ~1м<озаглавлений>сферичним куполом. Ці компоненти виготовлені із залізобетону.<Тіло>стін куполу і циліндра пронизано трубними проходками, через які пропущені троса<що стискають> купол, циліндр і що кріплять її до плити. Цим забезпечується міцність ЗО розрахована на надмірний тиск середовища в ній ~4 кгс/см2.Герметичність порожнині ЗО повинна забезпечуватися внутрішнім сталевим облицюванням з товщиною листів ~20 мм і визначається величиной витоки.У СРСР у тих, що вводилися в експлуатацію блоків АЕС Калининской, Запорізькою, Південно - українською, Балаковской (у РФ - Ростовській) витоки газу із ЗО перевищували проектні значення.

Відповідно приймалися рішення<що дозволяють>вважати їх проектними. На жаль, і ЗО не відповідає функціям бар'єру.У разі реалізації максимальній проектній аварії сталева оболонка ЗО<надувшись>до максимального тиску, може спочатку втратити герметичність як від внутрішньої напруги в металі внаслідок нерівномірності термічних дій потоків теплоносія<що вирвався>з 1 - го контура, так і від <що летять>фрагментів руйнувань трубопроводу 1 - го контура РУ. Крім того, ЗО що містить велику кількість радіоактивного середовища у своїй порожнині при тиску, руйнована літаком, що падає по нормативу, з<проектними> характеристиками його ваги і швидкості, якщо у момент зіткнення із ЗО станеться вибух його пального і/або боєприпасів.Внаслідок обезводнення реактора при аварії також виникне паро - цирконієва реакція в його активній зоні з виділенням водню. Цей водень виявиться в порожнині ЗО. У випадку досягнення гримучої суміші в порожнині ЗО може статися її вибух, як декілька раз сталися вибухи в ЗО блоку ? 2 АЕС Three Mile Island США при аварії що почалася 28.03.79 р.(Л4). Таким чином, ЗО може стати набагато<дырявее> саме при радіаційній аварії.

Підтвердженням наявності<щілин>у боксах і ЗО, являється обумовлений виходом через них радіоактивних газів і аерозолів<такий феномен, як кілометрові стовпи іонізованого повітря(<свічки>) над будь-якою АЕС.Ці утворення можуть спостерігатися за допомогою звичайних радіолокаторів на відстані в сотні кілометрів від будь-якої АЕС>(Л1). Так що, ЗО АЕС теж не бар'єр.

1.2. Основною небезпечною властивістю діючих ядерних реакторів є завантаження в них ядерний - матеріалу(ЯДМ), що ділиться, в кількостях, кратних багатьом десяткам критичних мас ядерних бомб.Ця властивість дозволена нормативами в проектах АЕС можливість реалізації ядерних вибухів в реакторах.

Ця властивість обумовлена природою розмноження в активній зоні нейтронів використовуваних для ініціації і регулювання інтенсивності ланцюгової реакції(СЦР), що самоподдерживающейся, ділення ядер, наприклад, ізотопу урану - 235.

Нейтрон, поглинений ядром урану, - 235, руйнує(ділить) його на осколки з одночасним випусканням 2?3 нейтронів, що називаються миттєвими. На додаток до них через десяті частки секунди і впродовж подальших десятків секунд ці осколки також випускають нейтрони, названі як запізнілі нейтрони. Доля їх, позначена символом ?, у числі тих, що з'явилися<на волі>нейтронів в акті кожного ділення ядра, не перевищує 0,7%. Трохи зайве відтворення нейтронів забезпечує досягнення СЦР ділення ядер урану - 235.

Лише забезпечення вирішальної ролі запізнілих нейтронів в підтримці СЦР ділення ядер палива в реакторі дозволяє уникнути в нім ядерного вибуху - миттєвого зростання її інтенсивності.Доля запізнілих нейтронів для конкретної активної зони, рівна ?эфф, не завжди рівна 0,7%, і є та щонайтонша<смужка>, відділяюча СЦР ділення ядер в реакторі від СЦР їх ділення у ядерній бомбі. Розширити цю<смужку>неможливо, але помилково здолають її оператори, що управляють реакторами(СИУР). Здолають її аварії, різко розмноження нейтронів, що покращують властивості, в реакторі на величину, рівну і більше ?эфф, або терористи, що опинилися в кріслі операторів, як вони змогли стати пілотами авіалайнерів і таранили ними вежі - близнюки в місті Нью - Йорку.

Терористи, від яких неможливо ізолюватися будь-якій державі, будь-кому об'єкту, завжди спрямовані на спричинення максимального збитку економіці, на смертельна поразка багатьох людей у будь-якій державі. Це - важливий аргумент.

В цілому ситуація в РФ гранично огидлива. /як і на Україні/ Прибічники використання ядерної енергетики<продавили>рішення про спорудження сорока АЕС і декількох плавучих АТЭС за рахунок платників податків для нарощування збитку здоров'ю росіянам, і сприяння терористам за допомогою збільшення для них числа цілей у вигляді АЕС, сховищ ядерного палива, що уражалися, і частою, протяжною перевезенням контейнерів з ТВС, що відпрацювали, по залізницях.

Усі мішені доступні для терористів, особливо остання мішень. Поряд з платформою з контейнерами, заповненими ядерним паливом(ОЯТ), що відпрацювало <випадково>платформа, що виявилася, з цистерною, заповненою аміаком або іншим вибухонебезпечним матеріалом, зумовить щонайпотужніший вибух, що ініціюється вибуховим облаштуванням невеликої потужності. Вибухом цистерни буде зруйновано все навкруги включаючи і контейнери. Це приведе до розкиду радіоактивних фрагментів ОЯТ на великій території. Нагадую про техногенну катастрофу в квітні 2004 року на залізничній станції міста Ренчхон Північної Кореї.При тих, що сталися вибухах по черзі двох цистерн заповнених аміаком, ініційованих обривом троллейной електролінії, утворилися дві воронки діаметром близько 70 м., і було зруйновано місто.На звернення до Президента РФ(Л5) з вимогою припинити будь-яке транспортування ОЯТ по території Росії, за дорученням Адміністрації Президента РФ поступила в мою адресу з Росатома відписка(на 5 - ти л.).Значить <колісні>чернобыли не виключені.

1.3.У проектах АЕС прихований<розривши>у циклі<АЕС - ядерне паливо>, що полягає у відсутності пояснень<долі>ОЯТ, підмета після витримки на АЕС вивезенню на об'єкти ЯТЦ. Відсутність пояснень того, що ОЯТ або що містяться в нім до 98% радіоактивні відходи(РАО) після витягання з них ядерного - матеріалу(2%), що ділиться, мають бути надійно ізольовані від середовища мешкання, і вічно зберігатися.Цей<розривши>дозволяє Росатому, обманюючи влада і громадськість РФ, неправдиво демонструвати в проектах АЕС істотно занижену вартість що виробляється на АЕС КВт години<непомітно> перекладаючи на платників податків живуть і усіх подальших поколінь значні витрати на вічне зберігання ОЯТ і напрацьовані РАО.

Інтегральні витрати на вічне зберігання нині визначені бути не можуть оскільки діють<неандерталські>норми радіаційної дії на людей і місце існування.Через роки може виявитися трагічно запізнілим усвідомлення злочинного ігнорування неприпустимості дії техногенних радіації і радіонуклідів на людину, тваринний і рослинний світ навіть в малих дозах. І неминуче зростання витрат наших нащадків на додаткове очищення місця існування від великих<слідів>функціонування ядерної енергетики може виявитися величезним. Ці наслідки для них стануть обгрунтуванням для визначення періоду освоєння ядерної енергетики епохою<ядерних - радіаційних горил>.

2. Чинники, що вимагають припинення експлуатації усіх АЕС в Росії.

2.1.Породжена в СРСР система, характерна байдужістю керівництва ядерної галузі, наглядових і експертних відомств, усіх гілок влади до безпеці, здоров'ю населення і стану місця існуваннябула багаторазово посилена в Росії постановами Уряду і Президента РФ, федеральними законами і поправками до них, що суперечать Конституції РФ.

Вони зумовили:

-ліквідацію державної структури охорони природи(у 2009 році була скасована гос.экол.экспертиза ПТЕ, в 2013 році скасовані обласні держ. інсп. охорони природы)що для РФ неповноцінно;

- ліквідацію державної структури по охороні лісу, важливого також і для народів країн світу як генератора кисню. Йде злодійське вирубування лісу;

- усупереч волі більшості громадян(не менше 90%) перетворення РФ на звалище радіоактивних відходів, що ввозяться у вигляді ОЯТ із зарубіжних АЕС і напрацьовуваних на АЕС Росії, забезпечуючи для багатьох подальших поколінь населення Росії неповноцінні наслідки і не вирішувані на віки проблеми ізоляції РАО;

- низьку середню тривалість життя і інтенсивне вимирання людей;

- усупереч інтересам населення зростаюче розтринькування нафти, газу і іншого стратегічної сировини з надр Росії, які відповідно до п.1 Ст. 9 Конституції РФ<...використовуються і охороняються в Російській Федерації як основа життю і діяльності народів, що мешкають на відповідній території>.

Швидке виснаження цього палива приведе до зникнення народностей на територіях з холодним кліматом. Це виснаження також поставить РФ, інші країни<на коліна>перед США.Нині США контролюють майже все інші світові запаси органічного палива. Вони, припинивши здобич його з надр на своїй території, скуповують<чистий>уран - 235 і не планують подальше будівництво неповноцінних для економіки і свого населення нових АЕС;

- відсутність відомства, незалежного від виконавчої влади, яке могло би ініціювати екологічну політику в інтересах більшості населення РФ;

- систематичне порушення керівництвом Росатома, усіма гілками влади діючій Конституції РФ і федеральних законів, що стосуються ядерною енергетики, прав громадян і малих народностей, захисту здоров'я громадян, охорони місця існування, заповідних зон і територій в Росії, що особливо охороняються;

- небезпечну систему експертизи проектів АЕС і інших об'єктів ядерної енергетики (ОЯЭ) державними відомствами і<громадськими>організаціями.

2.1. Деякі наслідки неповноцінної системи, що склалася, в Росії:

- проведена не передбачена проектом Ленінградської АЕС реконструкція її блоків 1 - й черги і продовжена експлуатація ядерних реакторів РБМК - 1000, що виробили ресурс впродовж 15 - ти років замість проектних 30 - ти років. Проте реконструкція не виключила в цьому блоці повтор Чорнобиля(Л6, Л7). Ініціатори реанімації блоків ЛАЭС, продовження терміну його, що неправдиво обгрунтували безпеку експлуатації, запропонували цю практику розповсюдити і на інші АЕС з РБМК - 1000.Серед підписантів неправдивого обгрунтування з небезпечною пропозицією є розробники проекту РУ РБМК - 1000 з НИКИЭТ, що уникнули кримінального покарання за катастрофу на блоці N 4 ЧАЕС, у тому числі що став пізніше Міністром Мінатому РФ Е.О.Адамов(Л6).Тому в цьому обгрунтуванні реконструкції блоку N 1 ЛАЭС не було приведене даних про дозові навантаження, що відбулися, для її персоналу і населення р. Сосновий Бор в період виконання цієї реконструкції.

Слід зважати на думку академіка РАЕН В.И. Комарова, що<термін експлуатації багатьох блоків добігає кінця, усі реактори типу РБМК також вимагають планомірної зупинки, консервації з подальшим демонтажем. Має відбутися відповідальна і велетенська за матеріальними витратами робота, але ніякий активності в цьому напрямі ні в Мінатоменергопромі, ні в провідних інститутах не видно.Боюся, що справа закінчиться тим, що терміни служби старих реакторів усіма правдами і неправдами подовжуватимуться, і станеться новий Чорнобиль...>(2);

- споруджується біля міста Сєверодвінська ПАТЭС. Її небезпеку обумовлюють видимі<як на тарілці>недоліки в проекті її РУ КЛТ -40С(Л8), не відмічені експертами<громадськими>і державних відомств в таких висновках, як:

а) чотири укладення НТЦ ЯРБ Держатомнагляду РФ(ДНП - 5-68-99 від 09.09.99 р. ДНП - 5-153-2000, ДНП - 5-363-2002 від 11.06.02г., ДНП -5-401-2002г. від 21.10.02г.);

б)<Укладення експертної комісії громадської екологічної експертизи...> Архангельського регіонального відділення Загальноросійського політичного громадського Руху<російський рух<зелених>Сєверодвінська міського відділення>, створеного розпорядженням мера міста. Мер чим - те зацікавлений в спорудженні небезпечної ПАТЭС поблизу від дитячих садів ясел і пісочниць, в яких, як було в місті Прип'яті, при аварії також гратимуть діти;

в)<Укладення експертної комісії державної екологічної експертизи...> від 11.07.02 р. Хв. природних ресурсів РФ. Затверджено 18.07.2002 р. N 447;

г)<Укладення N 834-03/ГГЭ - 0969/02 по ТЭО(проекту) атомною теплоелектростанції малої потужності на базі плавучого енергоблока проекту 20870:з установками КЛТ -40С в г.Северодвинске>Главгосэкспертизы РФ від 30.10.03 р.

Експерти цих відомств послужливо для Росатома і однаково не помітили:

- наявність Конституції РФ, виключивши її з обліку при експертизі проектів РУ і ПАТЭС, знаючи, що Конституція РФ торкається використання атомної енергетики;

- відсутність різниці між проектом РУ КЛТ -40С і проектом криголамної РУ.

Проте криголамна РУ не забезпечує проектний ресурс, не надійна. У ній в течія 5 років до 2002 року була різке збільшення числа подій, що стали як - те відомими. З 29 подій було 16 течі парогенераторів. Таким образом, термін роботи РУ КЛТ -40С впродовж 40 років не може обгрунтовуватися посиланням в цих висновках на результати експлуатації криголамних РУ;

- істотні відмінності реактора в РУ КЛТ -40С від реактора криголамної РУ які пов'язані зі збільшенням діаметру корпусу і товщина його стінки з 94 - х мм до 120 - ти мм Це стало наслідком вилучення з реактора сталевого екрану що знижував<флюенс>металу корпусу, що зумовило зміни технології і контролю якості його виготовлення. Корпус з істотно збільшеною товщиною стінки може зруйнуватися і при змінах температури теплоносія з швидкостями, допустимими лише в криголамній РУ. Надійність нового корпусу не підтверджена досвідом експлуатації аналога з напрацюванням ресурсу в 40 років. У такому випадку ПБЯ забороняють його застосування для РУ.Вказані чинники перетворюють на фікцію написану в проекті малу вірогідність руйнування реактора КЛТ -40С, зобов'язують розглянути в проекті аварію, пов'язаною з розривом реактора і розробити необхідні заходи по захисту персоналу ПАТЭС і населення;

- незавершеність розгляду аварії, пов'язаної з тим, що розущільняє 1, - го контура. У проекті показано виникнення на оболонках твелів паро - цирконієвій реакції з виділенням водню і вихід його з реактора впорожнина захисної оболонки РУ з аварійним тиском парогазового середовища в ній.

Проте не розглянуті наслідки вибуху гримучої суміші, яка неминуче утворюється в порожнині ЗО;

- ряд відступів від вимог ПБЯ і ОПБ(Л8);

- юридичну<біологічну>і інженерну<старість>нормативів АЕС, що регламентують ядерну і радіаційну небезпеку, і інших ОЯЭ. Нормативи були прийняті 3 десятки років назад для реалізації планів МСМ СССР масштабного впровадження в енергетику ОЯЭ при мінімумі витрат на їх споруду. У Конституції СРСР не було положень, що забороняли проведення над людьми дослідів пов'язаних з дією на них техногенній радіоактивності, техногенних радіонуклідів і інтенсивне нарощування забруднень місця існування напрацюванням РАО.

Діючі ОПБ і ПБЯ провокують створення небезпечних АЕС і ПАЭС без заходів по захисту населення і довкілля, оскільки дозволяють не розглядати розрив корпусу реактора, розриви захисних оболонок РУ. Вони не враховують неповноцінну дію на людину навіть малих доз техногенної радіації, що не досягає порогу чутливості нормативної вимірювальної апаратура(Л9). У<поле>такої дії знаходиться велика частина населення РФ.

Державними і<громадськими>експертами давно забутий Чорнобиль. Що зачепив не менше 20 мільйонів людей згубний радіаційний<пожежа>у зоні ЧАЕС і за її межами(Л2), мабуть, не торкнувшись їх здоров'я, спалив у них совість. Експерти розуміли, що катастрофа на ЧАЕС і її наслідки вже вимагали кардинального перегляду діючих нормативів по АЕС. Злочинні нормативи, що дозволяють проектування АЕС і інших ОЯЭ, включаючи ПАТЭС, без розробки заходів для захисту персоналу станцій і населення при аваріях, пов'язаною з розривом корпусу ядерного реактора, при ядерному вибуху в нім і при руйнуванні захисної оболонки.

<Паперова>мала вірогідність такої події, показана в проектах ПАТЭС з вказаними вище недоробками, є кримінальний параметр, що вимагає невідкладного вивчення Прокуратурою РФ(Л10).

- ведеться будівництво атомної станції теплопостачання(АСТ) на території підприємства біля м. Томська - 7, РУ в якій аналогічна РУ в АСТ, побудованою біля м. Горького(ГАСТ) в об'ємі готовності до пуску її блоку N 1. Небезпека РУ і ГАСТ в цілому, наявність істотних невідповідностей вимогам ПБЯ положенням ОПБ зумовили заборону Госатомэнергонадзором СРСР пуску блоку N 1 і завершення будівництва ГАСТ в цілому.Можливо, що відбулася необхідна доопрацювання компонування систем безпеки АСТ для Томська - 7, проте в РУ не може бути виключена небезпека руйнування реактора вибухом паро - водневою суміші під його кришкою<що несе>на собі приводу стержнів СУЗИ(Л11). Саме цей простір є парогазовим компенсатором тиску в 1 - м контурі;

- прийнято рішення про реалізацію<дорожньої карти>, що передбачає споруду сорока штук АЕС без усебічного обгрунтування і аналізу наслідків функціонування об'єктів, що забезпечили створення<ядерного щита>і об'єктів <мирного>використання ядерної енергії(АЕС, інших ОЯЭ) для населення і місця існування в Росії і в зарубіжжі.

- визнаний, обговорюється і<обважується>даремними заходами для виправлення ситуації катастрофічний для РФ демографічний провал, тоді як досить припинення експлуатації усіх діючих АЕС, інших ОЯЭ.

Вважаю, що в істотній мірі демографічна<яма>обумовлена систематичним залученням упродовж півстоліття до ліквідації наслідків ядерних і радіаційних аварій на об'єктах напрацювання і переробки<збройового> плутонію, на об'єктах ядерний - паливного циклу(ОЯТЦ), на АПЧ, АЕС найбільш здорової частини населення - молодих солдатів і цивільних осіб не старше за середній віку.Таке залучення, включаючи використання школярів, було розпочате з 1948 року(Л12). Більшість з тих 7 - мі мільйонів солдатів<пропущених> через радіаційний<пожежа>ЧАЕС методом ротації(Л2), вже ніколи не зможуть стати батьками своїх дітей, позбавивши такій можливості жінок, що люблять їх.

Вказано, що наслідки Чорнобиля<ставили в небезпечні для проживання умови близько 75 мільйонів чоловік(УРСР, БССР і центральні області РРФСР) і створювали умови для підвищеної смертності, збільшення числа злоякісних новоутворень, збільшення кількості потворності, спадкової і соматичної захворювань, зміна працездатності населення>(Л13).

За даними ЗМІ нині від числа дітей, що народжуються, від 8% до 16% не повною мірою здорові, мають серйозні патологічні відхилення. 50% сімейних пар не можуть мати дітей за станом здоров'я чоловіка або дружини. Приведені дані в сукупності мають бути уточнені обліком чисельності персоналу, цивільних осіб і військового персоналу, що опромінювалися в якій, - або мірі при великих ядерних і радіаційних аваріях на атомних криголамах, АПЧ ЛАЭС, на АЕС Белоярской(блоки N 1 і N 2), Ново - Воронежською(обрив екрану в реакторі), Чорнобильською, Смоленською і Курською(на усіх - випадки розриву ТК) а також на об'єктах ЯТЦ.Варварським, кримінальним стає держава у якому вдаються до забуття люди, що стали жертвами політичних репресій загиблі у Великій вітчизняній війні, в Афганській війні, в Чечні що піддалися техногенному опроміненню в період створення<ядерного щита>і ЯЭУ, у ДТП на дорогах, що стали удвічі частіше після введення в дію ФЗ<ОСАГО>, і так далі

Не було в СРСР, немає і в РФ співдружності авторитетних незалежних учених достатнього для коректного вивчення впливу діяльності<ядерного> відомства на темп<провалу>СРСР/Росії в демографічну<яму>, і для примушування керівництва Росії до ухвалення рішення про припинення експлуатації що діють і спорудження нових АЕС. Ця співдружність учених повинна також рекомендувати Уряду РФ звернутися із аналогічною пропозицією до світовій спільноті за посередництва ООН. Над населенням РФ і Міра, вважаю не повинні панувати неандертальці в краватках, що сподіваються на<ядерне><може>.

3. Недоліки проекту РУ РБМК - 1000, не усувні реконструкцією РУ.

З особливостями РУ РБМК - 1000 я знайомився в лютому 1983 року, керуючи комісією ГАН СРСР по перевірці якості експлуатації графітової кладки реакторів у блоках NN 1-2 ЧАЕС. Технологічного регламенту їх експлуатації іншої документації і режимів роботи перших трьох блоків станції. У цих документах просто виявлялися неусувні недоліки РУ РБМК - 1000, які уразили мене як технолога, викликавши подив впровадженням в енергетику реактора РБМК - 1000, і затвердженнями академіків А.П.Александрова і Н.А.Доллежаля( переписати в «Чорнобиль» ) про надежнейшей безпеку цій РУ. Приведений нижче перелік недоліків проекту РУ РБМК - 1000(Л14) підготовлений на основі:

- даних проекту, Регламенту і досвіду експлуатації РУ РБМК - 1000, - 1500;

- даних ряду після чорнобильських обгрунтувань НИКИЭТ безпеки цій РУ для кожного етапу реалізації першочергових і звідних заходів, розробка яких була наказана<Рішенням Урядової комісії з ліквідації наслідків аварії на блоці N 4 Чорнобильських АЕС>. Факт, що неусувна небезпека РУ РБМК - 1000 зумовлена її проектом.

3.1.У реакторному просторі(РП) поєднані графіт(кладка активної зони реактора), сплав Zr - Nв(ТК, оболонка твелів<вузли>ТВС) і вода пароводяна суміш. Усі тверді компоненти можуть горіти, при цьому цирконій згораючи у водяній парі, і вода в процесі радіолізу генерують вибухонебезпечний водень;

3.2. Передбачено>3770<дифузійних>зварних швів<цирконій - сталь>у технологічних каналах(ТК) в порожнині РП. Розущільняє у будь-якому шві забезпечить уприскування водяної пари КМПЦ з ТК в порожнину РП. Послідує генерація водню радіолізом і при контакті пари з гарячими блоками графіту. Він накопичитися до утворення гримучої суміші в порожнині РП над кладкою зони або в об'ємах газової системи.Можливі вибух гримучої суміші і викиди радіоактивності;

3.3. Передбачені десятки самостійних критичних зон в реакторі з локальними автоматичними регуляторами(ЛАР) потужності і стержнями СУЗИ для компенсації в них надмірній реактивності в цих зонах. Неминуча відмова в роботі ЛАР може зумовити потужність<своїх>ТВС вище за допустиму. Послідують перегрівши і деформація(вигин) пучка твелів, локальний нагрів ними стінки ТК. З - за зниження міцності ТК відбувається розрив його і викид радіоактивності чи в цілому усього пучка твелів через розрив в графітову кладку. Такими були наслідки розриву ТК в осередку 62-44 реактори блоку N 1 ЧАЕС 07.09.82 р.ТВС <вистрілила>з ТК і увійшла до графіту кладки реактора, немов дюбеля в камінь. Тоді ряд ТК в<сусідніх>осередках виявилися деформованими так, що в них ТВС не можна було встановлювати. За супутніх умов може статися розривши ще одного і більше ТК в<сусідніх>осередках. Внаслідок надмірного тиски пари в РП послідує покидьок верхньої плити(кришки -<схеми Е>) реактора разом з розміщеними на ній приводами стержнів СУЗИ. Ймовірно миттєве переростання аварії в чорнобильську катастрофу;

3.4.Передбачений викид з реактора ~75 1010 Ku радіоактивності, яку зумовлять опромінені 192 тонни ядерного палива, 1850 тонн графіту, не менше 150 тонн цирконієвого сплаву, оскільки руйнування реактора проектом не виключено;

3.5. Передбачено самостійне варіювання нерівномірності енерговиділень в реакторі на потужності, при перевантаженнях ТВС стержнів додаткових поглиначів(ДП), при змінах положення стержнів СУЗИ, рівня потужності реактора. Це відгукнеться перепалом твелів ТВС і подіями, вказаними в пункті 3;

3.6. Визначений недостовірний контроль над параметрами нейтронного потоку у реакторі на інтервалі 0-30% його потужності.СИУР, працюючи фактично<наосліп>, прагне форсувати<прохід>цього інтервалу потужностей. Відгукнеться(п.3);

3.7. Не виключені помилки у вимірах підкритичності реактора в змозі з ефективним максимальним коефіцієнтом розмноження в нім. Це обумовлено ефектом екранування стержнями СУЗИ іонізаційних камер(ГИК);

3.8. Передбачені помилкове або умисне дії на реактивність реактора не оператором(СИУР) з БЩУ, а іншим персоналом і з різних місць блоку:

3.8.1. З центрального залу(ЦЗ) перевантаженням ТВС, переміщенням за допомогою крану стержнів СУЗИ при ревізії їх сервоприводів і ДП;

3.8.2.З щита управління газовим контуром заміною оператором азотній - гелієвій суміші в РП азотом і навпаки, повітрям, що впливає на реактивність реактора;

3.8.3. Машиністами турбінного цеху - закриття/відкриття парових засувок в паропроводах призводить до зміни температури води в КМПЦ, компонентів реактора, викликаючи пригнічення/вивільнення реактивності в його активній зоні;

3.8.4. Обслуговуванням контура охолодження(До) СУЗИ у виді операцій закриття вентиля в лини подання води в канали стержнів СУЗИ, заміщення газу водою в порожнині каналів швидкою аварійною захисту(БАЗ) СУЗИ і навпаки;

3.8.5.За допомогою відкриття з місцевого поста управління засувки на лінії подання холодної води з системи аварійного охолодження реактора(САОР) при роботі реактора на потужності;

3.9. Не виключені помилкове/умисне закриття вентилів в трактах подання води в один і більше ТК. Відгукнеться катастрофічним руйнуванням реактора (п. 3);

3.10. Не автоматизовані контроль і виключення великої швидкості зміни температури конструкцій компонентів, що утворюють корпус реактора(схеми<Е>, <З>та ін.), барабан сепараторів і трубопроводів КМПЦ. Їх міцність може бути втрачена при швидкостях зміни температури металу компонентів РУ при аваріях, що викликають швидкість зміни їх температури більше 20 З/година.

Наприклад, поява тріщин в зварних з'єднаннях між компонентами що утворюють корпуси реактора, приведе до викиду радіоактивності, а послаблення міцності цих з'єднань, що не може бути перевірено ревізією, зумовить чорнобильську катастрофу (п. 3) у разі розриву лише одного - двох ТК;

3.11. Завищений удвічі ресурс реактора. Замість проектних 30 років, обмежених величиною проміжку<графить кладки - зовнішня поверхня ТК>, проміжок зникає після 14-15 років експлуатації РУ внаслідок радіаційного розпухання металу ТК, графіту блоків кладки активної зони реактора(Л6, Л7);

3.12. Вибраний реактор, що не покращується модернізацією по зниженню його ядерної небезпеки. Реалізацією заходів (см вих.дані), тих, що понизили лише частково ядерну небезпеку реактора, підтверджена його неусувна властивість, в чому - те покращуватися, але збільшувати небезпеку інших чинників. Так, збільшенням кількості стержнів ДП в реакторі і завантаженням ТВС з паливом, збагаченим ізотопом урану - 235 до 2,4%, понижений паровий коефіцієнт реактивності бц, але кратно зросла реактивність, що вивільняється обезводненням ТК стержнів СУЗИ(Л7).

3.13. Обумовлений реактор<сліпий>і найбільш небезпечний при роботі на малому рівні потужність і при малому запасі реактивності. Він менш небезпечний лише при великому оперативному запасі реактивності, тобто, при великому змісті в реакторі урану - 235, що саме по собі дуже небезпечне.Небезпека реактора понижена за принципом<чим більше бойових снарядів на складі, тим безпечніше склад>;

3.14. Не визначений термін експлуатації РУ при розрахунковому обгрунтуванні виключення покидька схеми<Е>від реактора у разі розривів допустимого по обгрунтуванню числа ТК. В той же час, не забезпечена можливість ревізії міцності зварних з'єднань металоконструкцій, що формують корпус реактора. Відгукнеться (п. 3);

3.15. Не було передбачено в реакторних установках зберігання свіжих ТВС з ядерним паливом, збагаченим ізотопом урану, - 235 до 2,4%, а також накопичення у басейнах витримки, сховищах цих ТВС, що відпрацювали.Оскільки глибина вигорання палива в ТВС, більше збагаченого ізотопом урану - 235, не може досягати глибина його вигорання в ТВС з паливом, збагаченим 2% цим ізотопом, то це багато, особливо у зв'язку з<налагодженим>ущільненим зберіганням ОТВС.

3.16. Не забезпечена локалізація напрацьовуваного у водах КМПЦ і До СУЗИ небезпечного радіоактивного тритію, що не уловлюється фільтрами систем очищення.

Обмежуюся приведеним переліком недоліків проекту РУ РБМК - 1000. Вони достатні для того, щоб бути обгрунтуванням вимоги про припинення експлуатації АЕС на основі РУ РБМК - 1000.Вказані недоліки достатні і для обгрунтування вимоги про неприпустимість продовження ресурсу(терміну експлуатації) блоків з цими РУ за допомогою відновного ремонту і реконструкції її компонентів. З переліку неусувних недоліків виходить що конструкція такого найважливішого компонента РУ РБМК - 1000, як корпус реактора не дозволяє провести ревізію зварних з'єднань між його компонентами і упевнитися у відповідності міцності цих з'єднань вимогам проекту. Це означає, що усі обгрунтування безпеки РУ РБМК - 1000, пов'язані з визначенням числа ТК, розрив яких допустимий при роботі реактора на потужності, на реконструйовані блоки з цими РУ поширюватися не можуть. Це - головне.

3.17. Для завершення розділу доцільно вказати відомості з документу <Висунення на здобуття премії Уряди РФ комплексу науково - технічних заходів по реконструкції РУ РБМК - 1000 блоку N 1 ЛАЭС>(Л6, Л7):

На л. 52 вказано, що<Співпраця ЛАЭС з іноземними фірмами високо оцінена Реми Карлем з ВАО АЕС...>і приведена цитата з його листа на ЛАЭС: <Ленінградська станція займає міцне місце на передньому краю станцій з реакторами РБМК... Представляється очевидним, що до теперішнього часу Ваша станція реалізувала кращу серед усіх РБМК програму модернізації>.

З приведених фрагментів цитати виходить, що:

- Зарубіжний<ядерник>радісно констатує розташування ЛАЭС з РБМК на тому передньому краю, на якому ЛАЭС здатна позбавити Росію оснащеного щонайпотужнішою портовою інфраструктурою виходу у Балтійське море. При цьому підкреслюючи, що ЛАЭС міцно займає це місце, відверто сподівається на те, що чим гірше буде для Росії, тим більше виграють зарубіжні держави<озброєні> принципами подвійних стандартів по відношенню до Росії;

- Дає кращу оцінку реалізованої програми модернізації РБМК, зберігаючи традицію фахівців МАГАТЕ, дуже зацікавлених( у «Чорнобиль» ) чим, - те в утриманні використання ядерної енергетики в<ядерних>державах, видавати позитивні висновки на будь-які проекти АЕС. Наприклад, таким було укладення по безпеці ЧАЕС незадовго до катастрофи на її 4 - м блоці і після неї.

Фахівці не розгледіли більше 24 - х відступів від вимог ПБЯ в проекті РУ РБМК - 1000,<закритих>вже після катастрофи реалізацією заходів, передбачених великими переліками ПМ і СМ, розробленими НИКИЭТ і ИАЭ на вимогу Урядовій комісії з ліквідації наслідків...>Чорнобиля;

- Автори Документу<висвітили>Реми Карлем не компетентним фахівцем, як що не розібрався в посиленні небезпеки блоку N 1, що реанімувався, ЛАЭС. Вважаю украй ризиковано і збитково для РФ шукати пророків в зарубіжжі.

4. Недоліки РУ ВВЭР - 440, ВВЭР - 1000, не усувні реконструкцією РУ.

4.1.Вказані РУ являються також як і РУ РБМК - 1000 генераторами інтенсивного напрацювання техногенної радіоактивності(див. п. 1.1) і також мають високу небезпеку, пов'язану із завантаженням великої кількості ядерного палива з напрацюванням у великій кількості тритію і скиданням його в середу мешкання, з напрацюванням величезної кількості інших радіонуклідів і скиданням частини за межі АЕС;

4.2.Усі проектні бар'єри в цих РУ, як вказано в тексті пункту 1.1, міфи;

4.3. Основним підтвердженням високої небезпеки РУ на основі ВВЭР є положення в ОПБ, що вигороджує в ряд<недоторканних>корпус ВВЭР :<У проекті АС мають бути передбачені технічні засоби..., що забезпечують безпека при будь-якому з тих, що враховуються проектом висхідній події*>. При цьому символ<*>посилає інженера, нехай, експерта, до уточнювального тексту:<Розриви корпусів устаткування і посудин, виготовлення і експлуатація яких здійснюється відповідно до високих вимог федеральних норм і правив в області використання атомної енергії, в число висхідних подій не включаються. При цьому повинно бути показано, що вірогідність руйнування корпусу реактора не перевищує 10Е - 7 на реактор в рік>. Це означає, що:

4.3.1.Виключення розриву корпусу реактора забезпечується не технічними заходами, а дотриманням<найвищих вимог... норм і правил>при його <виготовленні і експлуатації>. Проте, як відомо з щоденних хронікпо телебаченню і з друкованих ЗМІ, наявність кримінальної відповідальності за всякого роду порушення норм і правил кримінального кодексу не виключає звершення людьми багатьох і різноманітних кримінально карних злочинів.Мало того, в Росії <у наявності>масове не дотримання Федеральних законів, положень Конституції РФ, які переважають над нормативно - технічною документацією(НТД) по безпеці АЕС, громадянами, депутатами ГД РФ, керівниками Росатома і чиновниками усіх гілок влади(см вищий). Останній приклад - впровадження в заповідну зону міжнародної значущості, що охороняється, біля м. Сочі спортивно -розважальних закладів за рахунок платників податків тільки для потаниных абрамовичей, чубайсов і вищих чинів владних структур усіх гілок влади з витратами, що перекривають витрати на науку, культуру і медицину РФ.

4.3.2.Проектами АЕС(небезпечніше - з ВВЭР) не виключаються події при експлуатації і аваріях, які не залежно від<правильності експлуатації> відбуваються, нещадно провокуючи розриви корпусу ядерного реактора парогенераторів(ПГ). ( усі списували на погану воду)

З аналізу несприятливих подій на АЕС вдалося зберегти найбільш небезпечні дані з несанкціонованих режимів, що відбулися 25.12.82 р. на блоці N 1 ЮУАЭС(скидання пари з трубопроводу<власних>потреб) і там же 22.10.85 р.(<провал>тиски пари в ПГ скиданням пари з нього).При<верхньому> межі за проектом швидкості зміни температури теплоносія в 1 - м контурі 60 З/година для аварійного розхолоджування при подіях мали місце швидкості розхолоджування 334 З/година і 1800 З/година відповідно. Причому, керівництво станції намагалося втаїти ці події, проте по інших каналах наглядові органи були інформовані про ці небезпечні режими і, відповідно зажадали із станції акти їх розслідування. Мені доручалося тоді їх вивчення.

Ці дані у поєднанні із спробами приховати реалізацію небезпечних режимів і неможливістю відвертання подібних режимів на будь-якій АЕС і при правильних діях персоналу станції, достатні для формування вимог громадськості обов'язкового розгляду в проектах ОЯЭ аварій, пов'язаних з розривом корпусу реактора, парогенератора. Принаймні, абсурдність тексту <із зірочкою>у ОПБ безперечна, і цей текст, по суті, є кримінальним;

4.3.3.Наявний в ОПБ<рада>проектантам показувати в проекті<що вірогідність руйнування корпусу реактора не перевищує 10Е - 7 на реактор в рік> у такій<поданню>з юридичної точки зору ніякого відношення до обгрунтування безпеки АЕС не має. Будь-який шахрай<покаже>суддям те, що йому <настійно>підкажуть<органи>.Автор розрахунків цієї малої вірогідності не несе який - або відповідальності, у випадку якщо розривши корпуси реактора РУ будь-якою АЕС відбудеться сьогодні в ніч, через тиждень, наступного року або через мільйон років.Така фізична<суть>самій по собі вірогідність що представляє в частині обгрунтування безпеки АЕС у разі розриву корпусу реактора<комбінацію з трьох пальців>, сховану в<кишені>(у проекті).

І цією комбінацією зумовлюються наступні Чернобыли, згубні для РФ в цілому;

4.4. Активна зона будь-якого реактора ВВЭР, включаючи реактор ВВЭР - 440, не може відповідати положенню п. 4.2.1 ОПБ - 88/97, що<інші системи визначальні умови...>роботи, повинні відповідати вимозі виключення ними перевищення<встановлених меж безпечної експлуатації ушкодження твелів>.Ця невідповідність обумовлена системою борного регулювання що забезпечує при нормальних режимах пригнічення надмірної реактивності в активній зоні ядерного палива. Ця система не входить до складу активної зони.

Підсумком такої невідповідності в усіх АЕС на основі РУ проекту В - 320 з реактором ВВЭР - 1000(на ЮУ АЕС) в їх проектах стала відсутність технічних засобів (систем)які могли б забезпечити швидкісне і повне пригнічення реактивності, що вивільняється, в активній зоні реактора у разі максимального розущільняють 2 - го контура. Кожна з 3 - х систем повинна забезпечувати подання не менше 450 м3/година розчину, що містить бор - 10, в реактор з тиском теплоносія 150ч160 атмосфер. Таких систем на АЕС немає.Вони не могли бути з - за обмеженій електричній потужності резервних дизель - електричних станцій(РДЭС).Відповідно при аварії послідує<самостійний>вхід реактора на потужність ? 50% номінального значення при пропащій витраті води через реактор(завершений<вибігання>головних циркуляційних насосів - ГЦН що оберталися за рахунок вбудованих крутнів) (Л3). Це зумовить ушкодження твелів, генерації водню в активній зоні внаслідок реакції<цирконій - водяна пара>, і вибух гримучої суміші під кришкою реактора, на якій встановлені приводу стержнів СУЗИ.

Доречно нагадати, що вибух<гримучою>суміші самостійно відбувся в порожнини розхолодженого ядерного реактора блоку N 1 Калининской АЕС в 1991 року усього лише з - за накопичення над активною зоною реактора радиолизного водню. Сила вибуху була така, що були деформовані виймальні конструкційні вузли реактора, витягання яких забезпечувалося різанням їх електрозварюванням.

При пуску 1 - го блоку Запорізької АЕС РУ з ВВЭР - 1000 була доповнена системою аварійного уприскування розчину борної кислоти з натиском, рівним тиску теплоносія в 1 - м контурі, але з поданням, менше необхідним в 80 раз.У зв'язку з цим обставиною потрібна перевірка вказаних АЕС з ВВЭР РФ в частині того, чи відбулося дооснащення їх системами екстреного введення в реактор<борного>розчину з поданням не менше 450 м3/година при натиску не нижча 150 кгс/см2 із початком цього подання не пізніше 15 - й секунди з моменту розущільняють 2 - го контура. Ці системи повинні виконувати свої функції і при знеструмленні аварійного блоку АЕС. Якщо таке дооснащення названих АЕС не відбулося, то громадськість повинна зобов'язати Уряд РФ екстрено зажадати від Росатома не лише зупинку експлуатацію АЕС на основі РУ з ВВЭР - 1000, але і припинення будівництво АЕС, неповноцінних для людини і середовища мешкання;

4.5.У проектах усіх АЕС що багаторазово повторюється в підтвердження безпеці працюючих і нових реакторів ВВЭР - 440, - 1000 і подальших реакторів підвищеної безпеки такий аргумент, як властивість їх<внутрішньою самозащищенности>, забезпечуване негативними коефіцієнтами і ефектами реактивності в активній зоні. При цьому дається посилання на пункт 4.4.2 ОПБ, в якому було вказано:

<Активна зона разом з усіма її елементами, що впливають на реактивність, має бути спроектована так, щоб будь-хто зміни реактивності за допомогою органів регулювання і ефектів реактивності в експлуатаційних станах і при проектних і запроектних аваріях не викликали некерованого зростання енерговиділення в активній зоні що призводить до ушкодження твелів понад встановлені проектні межі>.

Проте цей аргумент є витонченою брехнею, впроваджену в нормативи по АЕС для обгрунтування ядерної безпеки ядерних реакторів. Ця брехня виявлена у проектах РУ з ВВЭР - 440, особливо з ВВЭР - 1000( ЮУ АЕС). Сценарій, приведений вище (п.4.4), є результатом нормативної властивості активної зони. Саме <властивості внутрішньої захищеності>перетворять ядерний реактор в самий небезпечний компонент РУ в режимах його інтенсивного розхолоджування, що і відбувається при розривах трубопроводу 1 - го або 2 - го контурів РУ. Іншими словами, тяжкість аварій в РУ, пов'язаних з тим, що розущільняє її 1, - го або 2 - го контурів, катастрофічно посилюється швидким і великим вивільненням реактивності в активній зоні реактора, перетворюючи його на найнебезпечніший компонент РУ, здатний перетворити технічну аварію в ядерну катастрофу.

Слід мати на увазі, що в РУ з ВВЭР - 1000 і більше<1000>, як вказувалося у проекті добудови 2 - й черги Балаковской АЕС, передбачена система уприскування концентрованого водного розчину борної кислоти в порожнину реактора за рахунок натиску ГЦН<на вибіганні>у розглянутих аварійних режимах. Проте не було обгрунтування того, що в цих випадках, якщо спочатку не буде забезпечено рівномірне перемішування вказаного<концентрату>у усьому об'ємі води в 1 - м контурі, то не може виникнути режим роботи реактора з періодичним глушенням нейтронної потужності і подальшим<самостійним>виходом на потужність.Проте реально після глушення реактора може відбутися швидке нарощування його потужності за рахунок розгону в активній зоні СЦР ділення ядер урану - 235 на миттєвих нейтронах. Відбудеться сценарій чорнобильської катастрофи.

4.6. У РУ з ВВЭР не автоматизовані контроль і управління технічними засобами для виключення великих швидкостей зміни температури компонентів 1 - го контура(корпусы реактора і парогенераторів), міцність яких може бути втрачена при швидкостях зміни температури металу компонентів РУ більше 60 З/година і більше при аваріях(Л3). З вказаного розділу виходить, що найбільш критичним компонентом РУ з ВВЭР є корпус цього реактора.

Не виключено, що на діючих АЕС, в яких досягнуті вироблення ресурсу корпуси реактора накопиченням проектного числа циклів<розігрівання - розхолоджування>і флюенс, також можуть відбутися акти продовження їх термінів експлуатації після реалізації яких - або заходів. Проте цю реанімацію РУ АЕС не можна допускати в принципі. Їх проекти не забезпечували можливість коректного облік числа циклів розхолоджування і розігрівання 1 - го контура, включаючи режими, при яких фактична швидкість зміни температури теплоносія перевищувала 60 З/година. Не виключено, що реально таких режимів було більше, і багато хто виявився взагалі не врахованим.

Симонов Е.Я.Москва пенсіонер з 1993 року, що відпрацював у галузі ядерної енергетики 34 роки, колишнього експлуатаційника Першої АЕС, оператора пульта управління ядерною енергетичною установкою атомною підводною човни замовлення<900>, потім державний інспектор по ядерній безпеці СРСР

Прислала Резникова И.С., rezirina05@rambler.ru, 31 травня 2007 р.