- металло-бетонный корпус, по размеру превосходящий
корпус РБМК при втрое меньшей эл. мощности, практически неконтролируемый ни при
изготовлении, ни при эксплуатации, не обеспечивающий локализацию теплоносителя
и газовой смеси при разгерметизации (течи) металлической оболочки, сложный и
нетехнологичный для сооружения в «полевых» условиях;
- РО СУЗ поплавкового типа, проектное время ввода
(всплытия) которых по сигналу АЗ в 5 раз больше, чем у БН-800, а зашлаковка
миллиметровых зазоров между направляющими штангами и погруженными в свинец
подшипниками скольжения в процессе эксплуатации угрожает еще большим
замедлением или даже полным отказом системы АЗ по общей причине;
- размещение парогенераторов с ресурсом 30 лет и
давлением 17-18,5 МПа (в 4 раза
большим, чем в ПГ АПЛ с СВТ) в среде коррозионно-агрессивного свинцового теплоносителя
в корпусе быстрого реактора, не рассчитанном, в отличие от 1 контура ЯЭУ АПЛ,
на давление второго контура;
- СНУП-топливо, хрупкое с повышенным, по сравнению
с МОХ-топливом, распуханием, плохо совместимое с оболочкой (язвы 100-170 мкм,
науглероживание 100 мкм) и со свинцовым теплоносителем (ранний контакт топлива с оболочкой,
приводящий к высоким напряжениям в ней и, как следствие, к ускоренной
кислородной коррозии и глубокой локальной ЖМК со стороны свинцового
теплоносителя);
- дистанционирование твэлов с помощью
дистанционирующих решеток, в то время как в реакторах с жидкометаллическим
теплоносителем (ЯЭУ с СВТ для АПЛ, БН) традиционно используется проволочная
навивка, а испытания макетов ТВС показали высокую повреждаемость пуклевок ДР;
- цанговые замки, удерживающие ТВС от всплытия в
тяжелом теплоносителе, работоспособность которых после 5-6 лет пребывания в
среде жидкого свинца при температурах ≤ 420 °С, не подтверждена ресурсными
испытаниями;
- подача кислорода в первый контур при отсутствии
контроля за содержанием нерастворенных примесей (PbO и продуктов
коррозии), фильтрация и регулярная водородная очистка 10 000 тонн свинца в
интегральной РУ со сложной структурой течений, малой (до ~0,1-0,2 м/с)
скоростью теплоносителя и застойными зонами.
Резюме к разделу 2.5
Основные технологические
решения РУ БРЕСТ-ОД-300, принятые для обеспечения безопасности, далеки от
традиционных, не проверены на практике или уже неоднократно продемонстрировали
свою практическую непригодность, как, например, тяжелый жидкометаллический теплоноситель.
Фактические результаты
испытаний натурных фрагментов корпуса, реакторных испытаний твэлов со
СНУП-топливом, результаты испытаний образцов сталей, макетов ТВС и РО СУЗ, как
и проточных частей ГЦНА на свинцовых стендах не позволяют прогнозировать
работоспособность основных элементов РУ даже на малую часть проектного ресурса.
3.
Оценка уровня радиологической защиты населения, проживающего в 30-км зоне АО
«СХК», при вводе в эксплуатацию ОДЭК с реактором БРЕСТ-ОД-300, полученная по
действующим стандартам МАГАТЭ для ситуаций нормальной эксплуатации, проектных и
запроектных аварий, подтверждает непревышение «пренебрежимо малого»
радиологического канцерогенного риска 10-6 год-1.
Комментарий
Как уже говорилось выше, расчеты проектных и
запроектных аварий (как и режимов нормальной эксплуатации) выполнены без учета
фактических данных испытаний СНУП-топлива в реакторах БОР-60 и БН-600,
длительных коррозионных испытаний и испытаний на длительную прочность стали
ЭП823-Ш в свинцовом теплоносителе,
испытаний макетов ТВС и РО СУЗ на
свинцовых стендах.
Все расчеты выполнены с использованием механических
свойств стали ЭП823-Ш, полученных на воздухе, без надлежащего учета влияния
свинца на эти свойства (уменьшение времени до разрушения в 8-39 раз, увеличение
скорости ползучести в 5-7 раз) и при отсутствии экспериментального обоснования
максимального проектного предела повреждения твэлов.
Кроме того, в ПООБ не проанализированы такие
проектные аварии, как разгерметизация (течь) корпуса реактора (в данном случае
металлической оболочки), а также последствия зашлаковки ТВС оксидами свинца и
продуктами коррозии, содержащимися в теплоносителе. Эти аварии могут привести к
плавлению топлива и тяжелым радиационным последствиям.
Расчеты проектных и запроектных аварий выполнены по
неаттестованному ПС DINAR, а обоснование теплотехничесой надежности активной зоны при нормальной
эксплуатации − по неаттестованному ПС ПУЧОК-ТЖ, прочностные расчеты твэлов – по
неаттестованным ПС ДРАКОН и БЕРКУТ.
Поэтому расчетный анализ
проектных и запроектных аварий и их радиологических последствий нельзя признать
ни достаточным, ни достоверным. По этой причине вывод о непревышении
«пренебрежимо малого» радиологического канцерогенного риска 10-6год-1,
несмотря на ссылку на действующие стандарты МАГАТЭ, совершенно не обоснован.
4.
Основные выводы ведомственной экспертизы и экспертизы Российской академии наук:
4.1.
По результатам ранее проведенных экспертиз разработчиками устранены наиболее
существенные замечания, в том числе:
–
проведены испытания с лакокрасочными покрытиями проточной части ГЦНА (учет
опыта АПЛ)
Комментарий
Известно, что при разработке АПЛ было испробовано
множество различных и гораздо более прочных покрытий, включая бериллизацию,
алитирование, хромирование, силицирование, молибденирование и даже магнетохимию
(воздействие магнитных полей на поверхность сталей). Ни одно из этих покрытий
не обеспечило надежной защиты от ЖМК.
В испытаниях модельной проточной части ГЦНА РУ БРЕСТ-ОД-300 на
свинцовом стенде НГТУ (см. комментарий к п. 1.5), на две лопатки методом ХГДН
наносились покрытия из алюминиевого порошка толщиной 20-25 мкм, а две лопатки
были контрольными – без покрытия. Также, как и 50 лет назад, это покрытие
оказалось бесполезным, никакой разницы в состоянии лопаток с покрытием и без
покрытия через 600 часов испытаний не обнаружено. В обоих случаях видны следы
износа в виде полос и сколов лопаток.
В представленных на экспертизу материалах никаких
данных о лакокрасочных покрытиях не представлено. Чем завершились упомянутые
выше испытания «с лакокрасочными покрытиями проточной части ГЦНА (учет опыт
АПЛ)» тоже неизвестно.
–
улучшена система контроля корпуса в части термометрирования;
Комментарий
Термометрирование далеко не самая существенная
проблема корпуса РУ БРЕСТ-ОД-300. Отсутствует контроль за состоянием
металлических оболочек корпуса, контактирующих со свинцом (состояние
образцов-свидетелей непоказательно, поскольку они, в отличие от оболочек,
находятся в СТ в ненапряженном состоянии). Нет контроля и за состоянием
бетонного массива корпуса (характер и интенсивность трещинообразования, величина
раскрытия трещи), определяющих его локализующую способность и прочность
–
проведены расчеты CFD методами первого
контура, в том числе аварийного расхолаживания;
Комментарий
В отличие от проектов ЯЭУ АПЛ, БН-800 или БН-1200, при разработке которых
циркуляция теплоносителя в первом контуре, в том числе в режиме аварийного
расхолаживания, подробно изучалась на полномасштабных моделях (АПЛ) и
интегральных стендах (БН-800, БН-1200), для проекта РУ БРЕСТ-ОД-300 никаких
экспериментальных исследований течения теплоносителя в сложном по геометрии и
насыщенном оборудованием корпусе в различных режимах эксплуатации и аварийного
расхолаживания, не сделаны. Методами CFD невозможно подробно моделировать весь первый
контур, моделируются отдельные участки контура циркуляции. Ни коды CFD, ни другие программные средства, использованные для расчетов первого
контура РУ БРЕСТ-ОД-300 не аттестованы и, по существу, их не на чем
верифицировать. В отсутствии экспериментальной поддержки достоверность расчетов
первого контура, в том числе и CFD методами, невысока.
–
откорректированы ТП изделий активной зоны в части расчетно-экспериментального
обоснования;
Комментарий
Откорректированные расчеты изделий активной зоны
(твэлов) как и раньше выполнены без
учета фактических результатов реакторных испытаний твэлов со СНУП-топливом
(внутритвэльной язвенной коррозии глубиной до 100-170 мкм и науглероживания до
100 мкм) и результатов испытаний стали ЭП823-Ш в свинцовом теплоносителе
(сплошная кислородная коррозия до 60-100 мкм, локальная ЖМК глубиной до 180 мкм
за 1,5месяца). По-прежнему прочностные расчеты выполнены с использованием
механических свойств стали ЭП823-Ш, полученных на воздухе, без надлежащего
учета влияния СТ (уменьшение времени до разрушения в 8-39 раз, увеличение
скорости ползучести в 5-7 раз).
Результаты последних коррозионных испытаний стали
ЭП823-Ш, выполненных в 2019 г на свинцовом стенде АО «ГНЦ РФ-ФЭИ», в которых
впервые был реализован режим термокачки и глубина коррозионных повреждений
оценивалась не по толщине оксидной пленки, а непосредственно по утонению
оболочки, наглядно подтвердили давно известные истины:
- термоциклирование разрушает оксидную пленку на
поверхности стали из-за разницы коэффициентов линейного удлинения, приводит к
образованию многочисленных трещин и коррозионных язв под этими трещинами;
- оценка глубины коррозии по толщине оксидных
пленок некорректна (многократно занижена) из-за осыпания этих пленок и их
химического разрушения в процессе водородных чисток.
Таким образом, новые экспериментальные данные еще
раз подтвердили временный характер и ненадежность антикоррозионной защиты стали
ЭП823 (как и других сталей) в свинце с помощью оксидных пленок,
непредставительность результатов коррозионных испытаний, полученных методом
фиксации толщин оксидных пленок, к тому же после водородных очисток через
каждые 1000-1500 часов. А именно такими и были практически все испытания,
выполненные в АО «ГНЦ РФ-ФЭИ» для обоснования коррозионной стойкости
конструкционных материалов РУ БРЕСТ-ОД-300 и макетов ТВС в свинце.
–
откорректированы результаты нейтронно-физических расчетов по кампании;
Комментарий
Корректировка нейтронно-физических расчетов по
кампании была связана не столько с «устранением наиболее существенных
замечаний», сколько с необходимостью снизить максимально допустимое локальное
выгорание СНУП-топлива с 9 до 6 %т.а.
–
проведены предварительные испытания уровнемеров свинцового теплоносителя;
Комментарий
Согласно требованиям ФНП, предварительных испытаний
недостаточно для подтверждения выполнения критериев безопасности.
–
по дополнительным испытаниям трубок парогенератора на локальную коррозию в
провоцирующих режимах, запланированы ресурсные испытания в проточном режиме.
Комментарий
Прочностные расчеты трубок ПГ РУ БРЕСТ-ОД-300
выполнены без учета локальной (язвенной) коррозии со стороны свинцового
теплоносителя, возникающей под действием термоциклирования и/или фреттинга.
Данные о скорости роста количества и глубины язв для стали ЭП302М-Ш, из которой
изготовлены трубки ПГ, отсутствуют.
Из опыта эксплуатации ЯЭУ с СВТ известно, что
трубки ПГ это один из самых уязвимых элементов реакторной установки. В свое
время из-за отсутствия полноценных ресурсных испытаний пришлось заменять парогенераторы
и на стенде КМ-1 (наземном реакторе-прототипе), и на всех строящихся подводных
лодках, а для ПГ РУ БРЕСТ-ОД-300 такие испытания еще только запланированы.
–
Оставшиеся замечания, определяющие в основном ресурс, не препятствуют
сооружения блока.
Комментарий
Феноменальное по своей абсурдности заключение ведомственной
экспертизы и экспертизы Российской Академии наук! Ведь ресурс это и есть главная проблема реакторов с ТЖМТ. Из 13 построенных
реакторов ни один не проработал больше одной кампании, две экспериментальные
петли с ТЖМТ на БОР-60 также закончили свою работу задолго до назначенного
ресурса. Ни один из ключевых элементов РУ БРЕСТ-ОД-300 – ни твэл со
СНУП-топливом, ни ТВС, ни РО СУЗ, ни ГЦНА, ни ПГ не прошли ресурсных испытаний,
а имеющиеся результаты реакторных (в натриевых реакторах) и коррозионных (в
свинце) испытаний говорят о том, что в реальных условиях эксплуатации они не
проработают и десятой доли заявляемого ресурса.
Уважаемые академики всерьез полагают, что испытаний
лакокрасочных покрытий проточной части ГЦНА (которых вообще не было) и предварительных
испытаний уровнемеров свинца вполне достаточно для начала сооружения
энергоблока, а полное отсутствие ресурсных испытаний основных элементов РУ
этому ничуть не препятствует.
4.2.
РУ с ТЖМТ обеспечивают повышенную устойчивость не только в случаях единичных
отказов оборудования и ошибок персонала, н и в случаях умышленных злонамеренных
действий, когда все системы безопасности, работающие в режиме ожидания, могут
быть преднамеренно выведены из строя.
Комментарий
Данное утверждение, это не более чем рекламный
слоган, такой же как «естественная безопасность», не имеющий ни расчетного, ни экспериментального
обоснования.
4.3.
Рассматриваемые проектные решения ядерной технологии на основе реакторов БРЕСТ
должны позволить исключить причины тяжелых аварий, требующих эвакуации
населения.
Комментарий
Еще один рекламный слоган и громкое обещание,
которое повторяется уже 70 лет, последний раз в связи проектом СВБР. Все
имеющиеся на сегодняшний день результаты испытаний и почти сорокалетний опыт
эксплуатации реакторов с ТЖМТ, включая пять тяжелых аварий, свидетельствуют о
том, что свинцовый теплоноситель (основа технологии БРЕСТ) непригоден для
атомной энергетики, он не только не позволяет исключить причины тяжелых аварий,
но и сам является их неустранимой причиной.
4.4.
Плавление активной зоны в реакторе БРЕСТ можно только постулировать. Для РУ
БРЕСТ-ОД-300 разработаны системы и меры противодействия, учитывающие опыт АПЛ
К-27 (механизм образования шлаков и коррозия для Pb и Pb-Bi теплоносителей аналогичны), позволяющие
избежать зашлаковывания активной зоны оксидами свинца.
Комментарий
Это не
так. Плавление активной зоны в реакторе БРЕСТ можно не только постулировать,
хотя это и соответствует современному подходу к обоснованию безопасности
(расширенные проектные условия – DEC B), но оно может быть следствием разгерметизации корпуса или зашлаковки
ТВС оксидами свинца и продуктами коррозии.
Исходное
событие «разгерметизация (течь) корпуса реактора», которое
в соответствии с НП-018-05 классифицируется даже не как проектная авария, а как
нарушение нормальной эксплуатации, с учетом низкой локализующей способности
металло-бетонного корпуса РУ БРЕСТ-ОД-300, способно привести к полной потере
теплоотвода от активной зоны. Последующий разогрев СТ до ~1450 ᴼС (высокая температура кипения свинца – 1750 ᴼС этому не препятствует)
сначала приведет к массовой разгерметизации твэлов, а затем к плавлению
конструкционных материалов, всплытию стали и поглотителей в тяжелом
теплоносителе, что будет сопровождаться вводом огромной (>>βэфф)
положительной реактивности и СЦР. Данное нарушение нормальной эксплуатации в
ПООБ не рассмотрено.
В ПООБ отсутствует и анализ проектной аварии
«уменьшение или перекрытием проходного сечения одной ТВС за счет попадания
примесей теплоносителя или посторонних предметов с последующим разрушением и
плавлением твэлов» (п. 15.2.1
НП-018-05), которая также может привести к плавлению активной зоны, как
это уже произошло на АПЛ К-27. Зашлаковка ТВС может сопровождаться зашлаковкой
миллиметровых зазоров в подшипниках скольжения РО СУЗ, что приведет к
зависимому (по общей причине) отказу аварийной защиты.
Ни микротечи ПГ, ни содержание нерастворенных
примесей в СТ практически не контролируются (пробоотбор непредставителен),
никаких экспериментальных данных, подтверждающих, что поддержание регламентной
концентрации кислорода предотвращает зашлаковку первого контура, не
представлено. Все это создает реальные предпосылки для зашлаковки и плавления
активной зоны.
Конструкция корпуса,
коррозионная агрессивность свинца, а также технология теплоносителя,
предполагающая подачу кислорода в первый контур и ориентированная лишь на
поддержание его регламентной концентрации, создают условия для описанных выше
проектных аварий. Но вместо анализа этих аварий в ПООБ постулируется
невозможность плавления активной зоны и отказ от рассмотрения последствий
такого события.
4.5.
Выполненный объём работ позволяет приступить к началу сооружения энергоблока с
завершением НИОКР до начала ввода в эксплуатацию:
- завершение коррозионных испытаний макетов
изделий активной зоны;
-
испытания опытного образца ГЦНА;
-
проведение длительных испытаний трубок ПГ по пару-воде;
-
завершение испытаний бетонов корпуса (в том числе при непосредственном
сооружении корпуса);
Комментарий
Приведенный выше перечень
еще раз свидетельствует о том, что ключевые элементы РУ БРЕСТ-ОД-300 (изделия
активной зоны – твэл, ТВС, РО СУЗ, УПОС, а также ГЦНА, ПГ и корпус реактора) не
отработаны, нуждаются в дальнейших испытаниях и не факт, что эти испытания
закончатся успешно. Проведенные реакторные испытания твэлов со СНУП-топливом,
кратковременные испытания макетов ТВС, РО СУЗ, ГЦНА в СТ, как и испытания
натурных фрагментов корпуса не дают к этому никаких оснований.
К приведенному выше списку
следует добавить отсутствие ресурсных вибрационных испытаний, испытаний на
термоциклирование в СТ и на гидродинамическую устойчивость парогенератора. Не
отработаны и основные элементы технологии теплоносителя на свинцовых стендах,
сопоставимых по объему и характеру циркуляции с интегральной РУ БРЕСТ-ОД-300.
Не проведены ресурсные испытания массообменного аппарата и фильтра СТ в
условиях, близких к условиям эксплуатации.
Неработоспособность хотя
бы одного из перечисленных выше элементов сделает неработоспособной всю
построенную РУ. Тем более странно, начинать сооружение энергоблока, когда не
один, а все его ключевые элементы не отработаны (не обоснованы ни прошлым
опытом, ни достаточным объемом стендовых испытаний), когда сооружать, по
существу, просто нечего.
Поразительно, что
эксперты Российской Академии наук также как и участники ведомственной
экспертизы считают возможным приступить к началу сооружения энергоблока, не
имея экспериментального подтверждения коррозионной стойкости изделий активной зоны,
работоспособности ГЦНА и ПГ, а испытание бетонов предлагают завершить уже при
непосредственном сооружении корпуса. Что если запланированные испытания
окажутся неудачными, как это до сих пор и было? Изготовленное оборудование
обратиться в сотни тонн нержавеющего металлолома, а кому-то придется долбить
отбойными молотками 7000 м3 бесполезного бетона. Конечно, формальной
ответственности за подобные заключения можно не бояться, но ведь есть же, по
словам О.Д. Казачковского, и совесть!
Надежды на то, что все
проблемы удастся решить на построенном реакторе, тщетны. Напомним, что при
разработке ЯЭУ для АПЛ было сооружено три полномасштабных наземных
реактора-прототипа, но даже это не помогло создать работоспособную установку.
На построенном энергоблоке будет трудно что-то по-настоящему исследовать и
поздно исправлять.
4.7.
Учитывая важность для крупномасштабного развития мировой ЯЭ инновационной
ядерной технологии, детерминистически исключающей тяжелые аварии с
катастрофическим выбросом радиоактивности, свободной от выбросов углерода, не
имеющей ограничений по сырьевой базе и решающей проблемы ЯЭ, а также Заключение
Российской Академии наук, работы по освоению свинцового теплоносителя, включая
сооружение реактора БРЕСТ-ОД-300, следует продолжить.
Комментарий
Важностью цели нельзя оправдать недостатки
конкретного проекта.
1) Ядерную технологию БРЕСТ со свинцовым
теплоносителем трудно отнести к инновационным. В этом году исполнятся 70 лет с
начала работ по тяжелому жидкометаллическому теплоносителю – СВТ для РУ. Как
справедливо указано в п. 4.4, «механизм образования шлаков и коррозия для Pb и Pb-Bi теплоносителей аналогичны». Шлаки и коррозия – это главные проблемы
ТЖМТ. Способы решения этих проблем за прошедшие десятилетия не изменились:
подача кислорода в теплоноситель и поддержание его концентрации в заданных
пределах, защита от ЖМК с помощью оксидных пленок и водородная регенерация
(восстановление окислов свинца водородосодержащей газовой смесью). Проект БРЕСТ-ОД-300, это уже пятая попытка
(не считая ртутного реактора БР-2) в нашей стране создать реактор с ТЖМТ.
Первые три (проекты 645, 705 и 705К) были реализованы на практике в виде 13
реакторов с СВТ, ни один из которых не проработал больше одной кампании, а 5
были потеряны в результате тяжелых аварий.
Четвертая безуспешная попытка – это технический
проект реактора СВБР-100, который так и не получил лицензии Ростехнадзора на
сооружение. Ядерную технологию, которая за семьдесят лет, несмотря затраченные
на ее развития немалые материальные и человеческие и ресурсы, не принесла
никаких реальных плодов, едва ли можно назвать инновационной или перспективной.
Как говорил А. Эйнштейн, сумасшествие, это все время делать одно и то же в
надежде получить разный результат.
2) Нет никаких оснований считать технологию БРЕСТ
«детерминистически исключающей тяжелые аварии с катастрофическим выбросом
радиоактивности». Напротив, как уже отмечалось в комментариях к п. 2.5,
основные технологические решения этого проекта:
- тяжелый
коррозионно-агрессивный свинцовый теплоноситель склонный к зашлаковке оксидами
свинца и продуктами коррозии, с высокой температурой кипения;
- металло-бетонный корпус, не способный выполнить
локализующую функцию ни для СТ, ни для газовой, в том числе и
водородосодержащей, смеси;
- интегральная компоновка РУ с размещенными в
корпусе реактора, в коррозионно-агрессивной среде ПГ с давлением 17 МПа, на
которое первый конур н рассчитан;
- низкий уровень внутренней самозащищенности по
отношению к реактивностным авариям, в сочетании с крайне медленными (в 5 раз
медленнее, чем в БН-800) и ненадежными РО АЗ поплавкового типа;
- технология теплоносителя, предусматривающая
постоянную подачу кислорода в первый контур при отсутствии контроля за
содержанием нерастворенных примесей – окислов свинца и продуктов коррозии;
- хрупкое, с повышенным распуханием СНУП-топливо,
плохо совместимое, как показали испытания, и с оболочкой, и со свинцовым
теплоносителем (внутритвэльная язвенная коррозия, ранний и жесткий контакт
«топливо-оболочка», вызывающий повышенное напряжение и ускоренную коррозию со
стороны СТ).
Все это создает
прямые и практически неустранимые угрозы тяжелых аварий с самыми
катастрофическим последствиями. Это неоднократно подтверждалось на практике на
протяжении всей 70-летней истории работы с ТЖМТ:
·
1968 г., АПЛ К-27, проект 645 ‒ течь ПГ, зашлаковка
и плавление активной зоны с выносом расплава в район парогенератора левого
борта. Мощность излучения достигала 1500 рентген в час, погибло 9 человек,
затоплена в Карском море;
·
1972 г., АПЛ К-64, проект 705 ‒ течи первого и
второго контуров, выдавливание сплава из-под крышки реактора в реакторный
отсек, замораживание и выход из строя насосов, течи парогенератора, отключение
одной петли уже на швартовочных испытаниях, замораживание сплава в первом
контуре, т.н. «козел», потеря реактора и лодки;
·
1982 г. АПЛ К-123, проект 705К ‒ массовый разрыв
трубок ПГ, попадание парового пузыря в контур теплоносителя, разрыв первого
контура с истечением ~2 тонн СВТ. Радиоактивное загрязнение полонием-210, потеря
реактора и 9-летний ремонт АПЛ.
·
1989 г.,
АПЛ К-373, проект 705 ‒ тяжелая радиационная авария в реакторном отсеке с
выбросом радиоактивных материалов паром на крышку реактора. Мощность излучения
в отсеке достигала 3000 рентген/час. В
результате аварии лодка была списана. Утилизацию реактора удалось осуществить
лишь через 20 лет на средства Франции (5 млн. евро). За подвиг при утилизации
ЯЭУ этой АПЛ участники были награждены орденами Мужества.
·
2003 г., петлевой экспериментальный канал АПКС со
свинцовым теплоносителем на реакторе БОР-60 – вскоре после начала испытаний
появилась течь теплоносителя, отказал центробежный насос, канал пришел в
аварийной состояние и восстановлению не подлежит;
·
2006 г.. петлевой экспериментальный канал с СВТ на
реакторе БОР-60 – пришел в аварийное состояние уже при пуске, списан и
восстановлению не подлежит.
Здесь перечислены только
тяжелые аварии, закончившиеся потерей реактора или экспериментального
реакторного канала с ТЖМТ. Ни ВВЭР, ни
БН, ни даже РБМК не имеют такой удручающей статистики тяжелых аварий. Поэтому
приписывать РУ БРЕСТ со свинцовым охлаждением свойства «естественной» или даже
повышенной, по сравнению с действующими реакторам, безопасности нет никаких
оснований.
3)
Заключение Российской Академии наук было сделано на основе содержащейся
в ПООБ недостоверной информации, согласно которой:
«Для
изготовления ТВС и конструктивных элементов первого контура в контакте со
свинцовым теплоносителем выбор конструкционных материалов ограничивается лишь
хромистыми сталями с добавками кремния ЭП823-Ш, ЭП302-Ш и ЭП302М-Ш, отличающихся
высокой коррозионной стойкостью в СТ с заданным содержанием кислорода» (п.
4.2.1.1.3.8 ПООБ).
«В
течение первых 1-2 тыс. ч испытаний в СТ на поверхностях сталей формируется
сплошная прочная диффузионно-непроницаемая защитная оксидная пленка (магнетит и
смешанная шпинель) толщиной ~2 мкм. С увеличением экспозиции до 5-10 тысяч ч её
толщина возрастает до нескольких мкм и в дальнейшем существенно не меняется»
(п. 4.2.1.1.3.8 ПООБ).
«При
длительности 54000 ч утонение металла вследствие коррозионных повреждений может
составлять не более 18 мкм» (п. 4.2.1.1.2.2.3 ПООБ).
«При
консервативной оценке принимается максимальное расчетное утонение для стали
марки ЭП302-Ш за проектный срок эксплуатации 250 тыс. ч (240 мкм при Т=540
С).
Прибавка на общую коррозию «С2» при расчетах на прочность может быть
принята 0,24 мм» (п. 4.2.11.3.2.1 ПООБ).
«Формирование защитной оксидной пленки при
пассивации стали ЭП823-Ш исключает образование очагов жидкометаллической
коррозии» (п. 4.2.1.1.3.8 ПООБ).
«В
процессе эксплуатации исключена возможность ухудшения механических свойств
изделий из стали ЭП823-Ш за счет соблюдения исходных требований к качеству
поверхности, а также сохранения защитной пленки» (п. 4.2.1.1.3.8 ПООБ).
«Согласно
результатам испытаний КТВС-3 в реакторе БН-600 коррозионное взаимо-действие
стали ЭП823-Ш с продуктами деления не приводит к внутренним коррозионным
повреждениям топливных оболочек» (п. 4.2.1.1.3.8 ПООБ).
Длительными
(до 50 тыс. ч) испытаниями образцов стали ЭП823-Ш в СТ подтверждено отсутствие
шлакообразования в условиях поддержания регламентного качества СТ» (п.
4.2.1.1.3.8 ПООБ).
Как показано в Главе 3, ни
одно из этих утверждений не только не подтверждается фактическими результатами
реакторных испытаний СНУП-топлива, коррозионных испытаний образцов сталей,
макетов ТВС и РО СУЗ в свинце, опытом эксплуатации ЯЭУ с СВТ и свинцовых
стендов, но и прямо опровергается ими.
На основе ложной информация нельзя прийти к правильному заключению, а
большая часть фактических результатов испытаний в ПООБ отсутствует.
4.8.
Это необходимо также для сохранения лидерства России в области БР с ТЖМТ, когда
Westinghouse выбрал для развития РБН с ТЖМТ с плотным
нитридным топливом, и КНР активно ведет работы в этом направлении.
Комментарий
Хотелось бы уточнить, в чем конкретно выражается
70-летнее лидерство России в области БР с ТЖМТ, кроме перечисленных выше
тяжелых аварий, 13-ти потерянных или досрочно выведенных из эксплуатации
реакторных установок для АПЛ и 2-х аварийных петель на БОР-60. Об этом
«успешном» опыте в последней редакции ПООБ РУ БРЕСТ-ОД-300 даже не упоминается.
Как не упоминается и проект СВБР-100, который также позиционировался как
«естественно» безопасный и предельно экономичный, призванный наглядно
продемонстрировать наше лидерство в области БР с ТЖМТ.
В ПООБ РУ БРЕСТ-ОД-300 (п. 1.7.1.12), в качестве
информации об опыте проектирования, указано не на технический проект СВБР-100
или ЯЭУ для АПЛ, а на опыт разработки европейских концептуальных проектов
свинцово-охлаждаемых реакторов ELSY (1500 МВт тепл.), LEADER (1500 МВт тепл.) и
ALFRED (300 МВт тепл.), инициируемых и координируемых итальянской
кампанией Ansaldo Nucleare. При этом, если в 2014 г. демонстрационный прототип ALFRED предполагалось соорудить к 2025 году, то сегодня, после проведения
первых коррозионных испытаний, этот срок благоразумно отодвинут на 2035-2040
гг.
Едва ли Westinghous или КНР сумеют опередить Евросоюз, который
ведет работы по свинцовому теплоносителю уже больше десяти лет. Поэтому утрата
лидерства в области БР с ТЖМТ, по крайней мере, до 2035 года России не
угрожает. В запасе есть еще достаточно
времени для того, чтобы получить достоверные данные о коррозионных и
механических свойствах конструкционных материалов в свинце, продемонстрировать
на адекватных по масштабу свинцовых стендах работоспособность основных
элементов реакторной установки и технологию теплоносителя прежде, чем начать
сооружение энергоблока. Спешка с
сооружением неотработанных ЯЭУ с СВТ не принесла никаких реальных результатов,
кроме огромного материального ущерба нашей стране и человеческих жертв.
ПРЕДЛОЖЕНИЯ К РЕШЕНИЮ НТС
1.
Заключения
отраслевой экспертизы и экспертизы РАН, как и результаты экспертизы ФГУП «НТЦ
ЯРБ», свидетельствуют о том, что ключевые элементы РУ БРЕСТ-ОД-300 – изделия
активной зоны (твэл, ТВС, РО СУЗ, УПОС), ПГ, ГЦНА и корпус реактора, нуждаются
в дальнейших испытаниях, т.е. не отработаны (не обоснованы ни прежним опытом,
ни достаточным объемом экспериментальных исследований).
2.
Расчетное
обоснование теплотехнической надежности, прочности и безопасности РУ БРЕСТ-ОД-300 выполнено без учета
фактических результатов реакторных испытаний твэлов со СНУП-топливом,
длительных коррозионных испытаний образцов сталей, а также кратковременных испытаний макетов ТВС и РО
СУЗ в свинце, с использованием механических свойств конструкционных материалов,
полученных на воздухе, без надлежащего учета влияния свинцового
теплоносителя. Такие расчеты нельзя
признать ни консервативными, ни достаточными для подтверждения выполнения
критериев безопасности.
3.
В материалах проекта РУ БРЕСТ-ОД-300 не
представлена информация о коррозионной стойкости сталей ЭП823-Ш, ЭП302-Ш и
ЭП302М-Ш в свинцовом теплоносителе под напряжением, отсутствуют достоверные,
статистически обоснованные данные о механических свойствах этих сталей в
свинце, в объеме, предусмотренном
СПиР-СТ [149] и Приложением № 2 НП-0819-15, без которых невозможно адекватное
расчетное моделирование эксплуатационных режимов и обоснование безопасности.
4.
В
связи с вышесказанным, первоочередными задачами проекта РУ БРЕСТ-ОД-300 следует
признать:
·
Проведение
длительных коррозионных испытаний нагруженных образцов сталей в диапазоне
температур, напряжений и концентраций кислорода, характерных для условий
эксплуатации этих материалов. Получение данных о скорости окисления, скорости
роста количества и глубины язв в зависимости от указанных выше параметров.
·
Получение
достоверных статистически обоснованных данных о механических свойствах сталей в
свинцовом теплоносителе, включая кратковременные механические свойства,
характеристики длительной и циклической прочности, в соответствии с
требованиями СПиР-СТ [149] и Приложения № 2
НП-089-15. Данные должны быть получены при испытаниях, продолжительность
и условия которых достаточны для подтверждения работоспособности материала в
течение срока службы соответствующего элемента РУ.
·
Проведение
расчетного моделирования эксплуатационных режимов РУ БРЕСТ-ОД-300 и
детерминистического анализа безопасности на основе достоверных, статистически
обоснованных данных о механических свойствах конструкционных материалов в
свинцовом теплоносителе, с учетом полученных результатов коррозионных испытаний
и реакторных испытаний твэлов с СНУП-топливом. По результатам расчетного
анализа принять решение о продолжении работ по проекту.
Естественно, все эти предложения к решению
НТС были проигнорированы. Дело в том, что, если выполнить хотя бы первую из
указанных выше первоочередных задач, то вопрос о сооружении РУ БРЕСТ-ОД-300
отпадет сам собой.
