proatom.ru - сайт агентства ПРоАтом
К юбилею атомной отрасли
  Агентство  ПРоАтом. 20 ЛЕТ с атомной отраслью!              
Навигация
· Главная
· Все темы сайта
· Каталог поставщиков
· Контакты
· Наш архив
· Обратная связь
· Опросы
· Поиск по сайту
· Продукты и расценки
· Самое популярное
· Ссылки
· Форум
Журнал
Журнал Атомная стратегия
Подписка на электронную версию
Журнал Атомная стратегия
Атомные Блоги





Обсудим?!
РАСУ исполнился год. Что дальше?
Не закрывать РАСУ, оставить все как есть
Не закрывать РАСУ, но сменить руководство
Закрыть РАСУ, всех уволить, лучших - во ВНИИАЭС
Закрыть,найти другого главного конструктора АСУ ТП
Закрыть РАСУ и создать новое предприятие

Результаты
Другие опросы
Актуальная тема
Подписка
Подписку остановить невозможно! Подробнее...
Задать вопрос
Наши партнеры
PRo-движение
АНОНС
PRo Погоду

Сотрудничество
Редакция приглашает региональных представителей журнала «Атомная стратегия» и сайта proatom.ru. Информация: (812) 438-32-77, E-mail: pr@proatom.ru Савичев Владимир.

[03/02/2010]     Логика развития требований по обеспечению безопасности атомных станций в России

А.М.Букринский, заслуженный энергетик России


Большой интерес, возникший в последнее десятилетие в мировом сообществе к развитию атомной энергетики после длительного моратория, вызванного тяжелыми авариями на атомных электростанциях Три Майл Айленд в США и  Чернобыльской АЭС в бывшем Советском Союзе, а также уже начавшееся строительство новых атомных электростанций в ряде стран, вызвали оживление деятельности по формированию требований по обеспечению безопасности к новому поколению АЭС.


После упомянутых тяжелых аварий и, особенно, после чернобыльской аварии, концепция безопасности АЭС в России, как и в других странах, была коренным образом пересмотрена. В рамках проекта стали рассматриваться аварии, которые раньше считались гипотетическими, т.е. практически невозможными на реальных АЭС. Однако жизнь опровергла это предположение, и такие аварии тоже стали учитываться в проекте независимо от малости их вероятности.

Правда, учет аварий в проекте был принят разным в зависимости от их вероятности.  Более вероятные аварии, которые могли возникнуть в случае исходного события и независимого от него единичного отказа устройства, работа которого требуется для подавления такой аварии, были приняты в качестве проектной основы и под них разрабатывались системы безопасности так, чтобы ограничить радиационные последствия установленными допустимыми пределами.

Другие, менее вероятные аварии, которые могли возникнуть вследствие исходных событий, не вошедших в проектную основу (не проектных) из-за их малой вероятности, или сопровождающиеся количеством независимых от исходного события отказов более одного (множественные отказы), должны были быть рассмотрены в проекте на предмет разработки организационных или дополнительных технических мер по ограничению их последствий. При этом в ОПБ-88/97[1] для выбора между организационными и техническими мерами был установлен так называемый целевой ориентир в виде вероятности большого выброса радиоактивных веществ в окружающую среду, при котором возникает необходимость эвакуации населения за пределами зоны планирования защитных мероприятий. Если для какого либо сценария таких аварий, в том числе для аварий с расплавлением ядерного топлива, указанный целевой ориентир не выполняется, то необходимо принять дополнительные технические меры, снижающие вероятность большого выброса. Указанные менее вероятные аварии были названы запроектными, т.е. выходящими за рамки проектной основы.

Для разработки систем безопасности в рамках проектной основы установлен ряд принципов, которые необходимо соблюдать для повышения надежности таких систем и выполнения второго целевого ориентира, а именно, чтобы вероятность повреждения активной зоны выше пределов, установленных для проектных аварий, была ниже указанного целевого ориентира.

Описанная концепция безопасности распространяется как на новые энергоблоки, так и на действующие. Естественно, что возможностей для её адекватной реализации на новых энергоблоках значительно больше, чем на действующих. Так, для новых энергоблоков оказалось возможным реализовывать ловушки для расплавленного ядерного топлива с тем, чтобы в случае такой аварии предотвратить проплавление фундамента и выход таким путем радиоактивных веществ в окружающую среду.

Широкие возможности повышения безопасности при новом проектировании энергоблоков породили желание внести изменения в описанную выше, сложившуюся концепцию безопасности атомных станций. На это направлены некоторые работы таких международных организаций как европейская организация операторов (the organization EUR)  и западноевропейская ассоциация регуляторов (WENRA). Поскольку эта проблема также затрагивает интересы регулирования ядерной и радиационной безопасности АЭС в России, то в ней следует разобраться более подробно.

Формирование требований по обеспечению безопасности АЭС европейской организацией операторов

В конце 1991 г. пять европейских энергогенерирующих компаний объединилась в организацию для разработки требований к новым атомным электростанциям на основе общего опыта и сотрудничества (The organization EUR, European Utility Requirements). Первая версия документа EUR, содержащего указанные требования, который можно рассматривать как подробное техническое задание разработчикам и поставщикам станции, версия А, была завершена в марте 1994 г. Документ EUR состоит из 4-х томов, три из которых  - 1-й, 2-й и 4-й, содержат типовые требования и являются доступными, а один том – 3-й, содержит требования для конкретной АЭС и его распространение ограничено только причастными к разработке, строительству и эксплуатации этой АЭС организациями. В настоящее время действует третья версия документа EUR, версия С [2], а состав организации EUR сейчас насчитывает  6 западноевропейских инвесторов и 16 операторов.

Концепция безопасности АЭС, отраженная в требованиях документа EUR, очень похожа на изложенную выше, содержащуюся в ОПБ-88/97, что объясняется их общим источником, а именно – документом МАГАТЭ INSAG-3 [3]. Тем не менее, есть и различия, некоторые из которых носят технический характер, а другие – принципиальный. К различиям, носящим технический характер, можно, например, отнести разное определение предельно допустимого  большого выброса, различия в значениях некоторых целевых ориентиров и т.п.

К принципиальным различиям относится то, что в документе EUR наряду с общими требованиями, относящимися к запроектным авариям, которые в документе EUR именуются как «расширенные состояния проекта» (Design Extension Conditions), установлены индивидуальные требования для некоторых конкретных типов запроектных аварий с множественными отказами, исходя из текущей лицензионной практики или неопределенностей оценок вероятностей их возникновения. Это следующие аварии:

·       аварии без срабатывания аварийной защиты (ATWS);

·       полная потеря источников энергоснабжения (Station Black Out);

·       разрыв паропровода, сопровождающийся разрывом трубок парогенератора (Main Steam-Line Break plus consequential Steam-Generator Tube Ruptures, SGTRs);

·       байпас защитной оболочки, включая множественный разрыв трубок парогенератора (Containment System Bypass accidents, including multiple SGTRs).

В ОПБ-88/97 таких требований нет, так как в этом случае нарушается общая логика построения концепции. Однако в конкретных проектах АЭС они могут учитываться по требованию эксплуатирующей организации, которая в отличие от регулятора должна заботиться не только о безопасности АЭС, построенной по своему проекту, но и о его конкурентоспособности, в том числе на международном рынке. Немаловажную роль при этом играет также вопрос восприятия новых АЭС широкой общественностью.

Представляется, что такие соображения оправдывают наличие указанных требований в документе эксплуатирующих компаний. Что же касается документа, формулирующего требования регулирующего органа, то целесообразность отражения в нем такого же подхода представляется сомнительной. Те не менее, в недавно вышедшем отчете рабочей группы по гармонизации регулирующих требований западноевропейской ассоциации регуляторов (Western European Nuclear Regulator Association, WENRA), посвященном формулированию целей безопасности для новых реакторов, содержатся еще более радикальные предложения. И хотя этот отчет является пока лишь начальным предложением этой группы и не по всем вопросам достигнуто согласие в самой рабочей группой, целесообразно его рассмотреть более подробно, тем более, что некоторые отголоски подобных предложений начали проникать в проекты новых стандартов МАГАТЭ.

Отчет рабочей группы по гармонизации регулирующих требований западноевропейской ассоциации регуляторов

рабочая группа по гармонизации регулирующих требований западноевропейской ассоциации регуляторов закончила свою основную работу в 2008 г. выпуском отчета [4], содержащего окончательную редакцию так называемого референтного уровня безопасности ядерных реакторов. по отношению к этому уровню страны – члены ассоциации WENRA должны выверять свои национальные требования и вносить изменения для исключения существенных различий там, где таковые будут выявлены.

Этой рабочей группе было поручено рассмотреть приложение сформулированного референтного уровня безопасности к проектам новых реакторов и дать свои предложения. В декабре прошлого года эта группа выпустила отчет [5], в котором сформулировала свои предложения.

Во введении к этому отчету указывается, что разработанный рабочей группой референтный уровень безопасности относится к действующим атомным станциям и что для новых энергоблоков  он может оказаться недостаточным в некоторых областях и для новых реакторов необходимо разработать дополнительные требования.

В этой связи возникает вопрос, на какие поколения ядерных реакторов должны распространяться новые требования по безопасности, разрабатываемые регулятором, – на все поколения, или только на новые. Из сказанного во введении к рассматриваемому отчету складывается впечатление, что, по мнению рабочей группы, – только на новые. Вряд ли можно с этим согласиться, т.к. это привело бы к полному хаосу в регулирующих требованиях.

Требования по безопасности должны периодически пересматриваться и повышаться по мере накопления опыта и знаний. Но они должны распространяться на все поколения атомных станций. Совершенно ясно, что не все поколения будут иметь равные условия для реализации новых требований. Легче всего это можно будет выполнить на станциях, сооружаемых по новым проектам. Что же касается более ранних поколений, то для них должен существовать разумный механизм альтернативной реализации новых требований.

По сложившейся практике таким механизмом является  анализ соответствия энергоблока новым требованиям и в случае невозможности их реализации в полном объеме оператор должен предложить определенный набор альтернативных компенсирующих мер, позволяющих другим приемлемым способом  достичь соответствующего повышения уровня безопасности. Приемлемость и достаточность таких мер в этом случае будет предметом переговоров и согласования между оператором и регулятором.

В предложениях рабочей группы содержится много вполне актуальных и обоснованных предложений, но два из них вызывают особые возражения. Это трактовка введенного еще документе INSAG-12 [6] понятия «практическое исключение аварий» и предложение по изменению действующей концепции глубоко эшелонированной защиты. Рассмотрим их последовательно.

а) Трактовка понятия «практическое исключение аварий»

В ОПБ-88/97 предусмотрено два принципа исключения – один детерминистический, представленный в пункте 1.2.14, а другой вероятностный, представленный в пункте 1.2.17. Первый из них устанавливает условие, при котором вообще никакие меры по управлению запроектной аварией (технические или организационные) могут не предусматриваться. Таким условием является исключение запроектной аварии на основе внутренних свойств самозащищенности реактора и принципов его устройства. Этим принципом авария полностью исключается из рассмотрения в проекте. Второй принцип устанавливает, что вероятность предельного аварийного выброса  должна быть ниже 10-7  на реактор в год. Это необходимо для того, чтобы избежать эвакуации и других мер по защите населения за пределами зоны планирования противоаварийных мероприятий. Если данное требование не выполняется, то должны быть приняты дополнительные технические меры по управлению запроектной аварией с целью ослабления ее последствий. Таким образом, этим принципом исключается необходимость разработки дополнительных технических мер. Организационные же меры, такие, например, как управление аварией с целью ограничения её радиационных последствий, или меры по защите населения (5-й уровень глубоко эшелонированной защиты) должны применяться.

В отчете рабочей группы сказано, что для того чтобы событие считалось практически исключенным, если оно не исключено физически, недостаточно удовлетворения некоторому пороговому критерию с малой вероятностью. Даже если такой критерий выполняется нужно предусмотреть дополнительные меры, чтобы сделать вероятность еще меньшей.

При такой постановке вопроса неясно, где же граница принимаемых дополнительных мер. Никогда нельзя будет доказать, что принятых дополнительных мер достаточно, так как отсутствует соответствующий критерий.

По этой причине подход, принятый в ОПБ-88/97, следует признать более обоснованным.

б) предложение по изменению действующей концепции глубоко эшелонированной защиты

Во-первых, в отчете рабочей группы почему-то изменена формулировка цели 4-го уровня глубоко эшелонированной защиты в исторической справке о её развитии по сравнению с документом МАГАТЭ INSAG-10 [7], на который в отчете сделана ссылка. Если формулировка INSAG-10 носит общий характер, то приведенная в отчете формулировка привязана к действующим станциям.

Во-вторых, в таблице, раскрывающей уровни глубоко эшелонированной защиты, добавлены две колонки, которых нет в первоисточнике INSAG-10. При этом первая колонка необоснованно относит первые три уровня глубоко эшелонированной защиты к первоначальному проекту.

Далее предлагаются следующие изменения концепции глубоко эшелонированной защиты:

·       третий уровень расчленяется на два подуровня. Первый подуровень соответствует прежнему третьему уровню и предусматривает удержание под контролем проектных аварий в рамках проектной основы. Второй подуровень предусматривает включение в рамки проектной основы некоторых сценариев с множественными отказами, которые в действующей концепции глубоко эшелонированной защиты относятся к запроектным авариям, т.е. не входят в рамки проектной основы;

·       четвертый уровень также частично включается в проектную основу. Это относится к постулированной аварии с расплавлением топлива;

·       добавленная первая колонка таблицы, раскрывающей концепцию глубоко эшелонированной защиты, теперь относит к первоначальному проекту (т.е. к тому, что меры реализуются в проекте, а не путем реконструкции действующих станций) четыре уровня глубоко эшелонированной защиты.

Все эти предложения представляются неприемлемыми в качестве регулирующих требований, ибо они лишают их системности, имеющейся сейчас в действующих требованиях. Подобные предложения, но в форме принятой в документе EUR, как указывалось выше, могут быть приемлемыми для операторов. Для регуляторов же концепцию глубоко эшелонированной защиты  следует сохранить в прежнем, классическом виде.

Перспективы совершенствования регулирующих требований, представленных в ОПБ-88/97

ОПБ-88/97 действуют в России более десяти лет, начиная с июля    1998 г. Опыт лицензирования за это время действующих энергоблоков после их модернизации и новых АЭС показал эффективность ОПБ-88/97 как важного фактора, стимулирующего разработчиков и эксплуатирующие организации к повышению безопасности АЭС.

Анализ ОПБ-88/97 и сравнение содержащихся в них требований  с соответствующими действующими стандартами МАГАТЭ, а также с референтным уровнем безопасности, разработанным ассоциацией WENRA, выполненное в работе [8], показал, что российские требования к безопасности АЭС в основном соответствуют требованиям стандартов МАГАТЭ. Вместе  с тем выявлены области, в которых в дальнейшем российские нормативные документы можно было бы откорректировать для повышения гармонизации со стандартами МАГАТЭ.

Опыт применения ОПБ-88/97 показал важную роль, которую играет для повышения безопасности АЭС вероятностный анализ безопасности (ВАБ), применение которого регламентировано ОПБ-88/97. Введенные в ОПБ-88/97 целевые ориентиры в виде вероятности тяжелых запроектных аварий 10-5 и вероятности предельного аварийного выброса, требующего эвакуации населения за пределами зоны планирования защитных мероприятий, 10-7, которые были приняты более жесткими, чем рекомендовалось в INSAG-3, полностью себя оправдали.

Учитывая этот положительный опыт можно заключить, что дальнейшее совершенствование регулирующих требований, представленных в ОПБ-88/97, должно вестись в направлении перевода указанных выше целевых ориентиров в критерии. Однако для того, чтобы можно было обосновано судить о выполнении этих критериев, необходимо нормировать  инструменты их определения, т.е. ВАБ. Это непростая задача, но на современном уровне развития ВАБ вполне разрешимая. Именно на это следует направить усилия регуляторов и операторов с целью дальнейшего совершенствования ОПБ-88/97. До решения этой задачи пересмотр ОПБ-88/97 был бы преждевременным.

Есть еще одна причина, по которой ОПБ-88/97 пока не следует пересматривать - это отсутствие федерального закона о регулировании ядерной и радиационной безопасности. Атомный надзор оказался единственной областью надзора за опасными видами деятельности, которая не регламентирована законодательно, хотя этого требуют принятые Россией международные конвенции -  Конвенция о ядерной безопасности и Объединенная конвенция о безопасности обращения с отработавшим топливом и о безопасности обращения с радиоактивными отходами.

По пожарной безопасности есть соответствующий федеральный закон, по  промышленной безопасности тоже есть, а по атомному надзору такой закон отсутствует. Причина этого неоднократно называлась в печати – это отрицательная позиция Росатома, которую почему-то руководство страны не может преодолеть. При нынешнем положении атомного надзора, когда в результате административной реформы он лишен полномочий разрабатывать обязательные для исполнения требования, лучше не пересматривать действующие нормы и правила, памятуя о печальном опыте отмены обязательности ГОСТов с целью замены их техническими регламентами.

Литература

1.       Общие положения обеспечения безопасности атомных станций», ОПБ-88/97. М.: Госатомнадзор России, 1997
2.       European Utilities Requirements for LWR nuclear power plants, Rev C, 2001 (www.europeanutilityrequirements.org)
3.       INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, basic safety principles for nuclear power plants, 75-INSAG-3. A report by the International Nuclear Safety Advisory Group. IAEA, Vienna, 1988.
4.       RHWG, Harmonization of Reactor Safety in WENRA Countries. Report by WENRA Reactor Harmonization Working Group – 2008
5.       RHWG, Safety Objectives for New Power Reactors. Report by WENRA Reactor Harmonization Working Group, December 2009
6.       INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, basic safety principles for nuclear power plants, INSAG-12, Rev. 1 of 75-INSAG-3. A report by the International Nuclear Safety Advisory Group. IAEA, Vienna, 1999.
7.       INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Defense in depth in nuclear safety, INSAG-10, 1996
8.       Букринский А.М. Безопасность атомных станций по федеральным нормам и правилам России и  стандартам магатэ (сравнение основных принципов и требований по обеспечению безопасности) - М.: НТЦ ЯРБ, 2007


Примечание. Публикуемая статья написана для сборника Ростехнадзора "Ядерная и радиационная безопасность". Полагая, что представленный в ней материал представляет интерес для более широкого круга читателей, чем читатели упомянутого сборника, мы с любезного согласия редакции этого сборника публикуем её здесь.
 

 
Связанные ссылки
· Больше про Ядерный надзор
· Новость от Proatom


Самая читаемая статья: Ядерный надзор:
Новая структура стандартов МАГАТЭ по безопасности

Рейтинг статьи
Средняя оценка: 4.66
Ответов: 3


Пожалуйста, проголосуйте за эту статью:

Отлично
Очень хорошо
Хорошо
Нормально
Плохо

опции

 Напечатать текущую страницу Напечатать текущую страницу

"Авторизация" | Создать Акаунт | 2 Комментарии | Поиск в дискуссии
Спасибо за проявленный интерес

Re: Логика развития требований по обеспечению безопасности атомных станций в России (Всего: 0)
от Гость на 04/02/2010
Спасибо большое!
Независимый и мощный надзор, а еще желательно и вездесущий - особенно в проектах АЭС - нужен как воздух!!!


[ Ответить на это ]


Re: Логика развития требований по обеспечению безопасности атомных станций в России (Всего: 0)
от Гость на 05/02/2010
Читал-читал, потом думал-думал, потом хотел написать анти-дюринг, потом подумал, а кто и зачем и причем дюринг, и вообще, что и зачем это было. Потом вспомнилось - генералы всегда готовятся к прошедшей войне. Потом опять подумалось про зачем. Потом стало обидно за державу.
Что же касается WENRA, то не надо ее зря поливать отечественным продуктом, потому что они стараются предметно изучить вопрос вглубь. Раз уж наступил едреный ренессанс, то надо хоть что-нибудь поставить против торговцев в розницу типовыми проектами времен Очакова и покоренья Крыма. Хотя от тайги до британских морей еще лет десять наши проекты, а с ними на хвосте и ОПБ будет всех сильней. А так, можно и ALARA на ноль помножить, типа, получите, граждане по своих два бера в год и по два стакана молока на нос, и будьте счастливы и не кашляйте против ветра.


[ Ответить на это ]






Информационное агентство «ПРоАтом», Санкт-Петербург. Тел.:+7(812)438-3277
E-mail: info@proatom.ru, webmaster@proatom.ru. Разрешение на перепечатку.
Сайт построен на основе технологии PHP-Nuke. Открытие страницы: 0.13 секунды
Рейтинг@Mail.ru