Вышла в свет книга Б.И.Нигматулина и В.А.Пивоварова «Реакторы с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем. История трагедии и фарса». Подробнее 

К сожалению, на самом завершающем этапе разработки этого стандарта в него были внесены принципиальные изменения, снизившие устанавливаемый им уровень безопасности АЭС по сравнению с его предшественником.

Речь идет о переходе от существовавшей раньше концепции «запроектных аварий (beyond design basis accident)» к новой концепции «состояний расширенного проекта (design extension conditions)» и введения так называемого принципа исключения из рассмотрения в проекте событий с тяжелыми радиационными последствиями на основе их физической невозможности или малой вероятности с высоким уровнем доверия. Разберемся в этом более подробно.

Запроектные аварии по стандарту NS-R-1 это некоторые весьма маловероятные состояния станции, которые выходят за рамки условий проектных аварий и могут возникнуть в результате многочисленных отказов систем безопасности, ведут к значительному повреждению активной зоны и могут повредить много барьеров или все барьеры на пути выхода радиоактивных продуктов в окружающую среду. Цепочки событий, ведущие к тяжелым авариям, должны рассматриваться на основе сочетания инженерных оценок и вероятностных методов для того, чтобы определить разумно применимые меры по их  предотвращению или ослаблению последствий. Здесь не требуется использовать консервативную инженерную практику как для оценок проектных аварий, а следует применять реалистический подход и методы наилучших оценок. на основе эксплуатационного опыта, анализов безопасности и результатов исследований по безопасности в проекте в отношении тяжелых аварий должны учитываться следующие положения:

·       цепочки событий, которые могут привести к тяжелой аварии, должны определяться посредством сочетания вероятностных и детерминистических методов, а также обоснованных инженерных оценок;

·       эти цепочки событий должны затем анализироваться на основе набора критериев с целью определения того, какие тяжелые аварии следует учитывать в проекте;

·       должны оцениваться и осуществляться, если это практически разумно, возможные изменения в проекте или изменения процедурного характера, которые могут либо уменьшить вероятность некоторых событий, либо ослабить их  последствия в случае возникновения;

·       должны учитываться все проектные возможности станции, включая использование систем, независимо от их первоначального назначения, а также применение дополнительных временных систем для возвращения станции в контролируемое состояние и/или смягчения последствий тяжелой аварии при условии, что может быть доказана, способность систем функционировать в ожидаемых условиях окружающей среды;

·       для  многоблочных станций должна рассматриваться возможность использования имеющихся средств и/или поддержки от других блоков при условии, что их безопасная эксплуатация не будет поставлена под угрозу;

·       должны быть установлены процедуры по управлению авариями с учетом представительных и доминантных сценариев тяжелых аварий.

Из приведенного описания тяжелых запроектных аварий видно, что их круг не ограничивается. Определенные сценарии отбираются для рассмотрения в проекте на предмет  внесения изменений в проект или изменений процедурного характера, которые могут либо уменьшить вероятность опасных событий, либо ослабить  их последствия в случае возникновения. Из описания в последнем маркере видно, что процедуры по управлению авариями разрабатываются на основе представительных и доминантных сценариев тяжелых аварий.

В ОПБ-88/97 в отношении тяжелых запроектных аварий применяется такой же подход с той лишь разницей, что в них четко установлено условие внесения изменений в проект, именуемых дополнительными техническими решениями. Они отражены в пунктах 1.2.16 и 1.2.17 ОПБ-88/97 через вероятность предельного аварийного выброса, т.е. такого выброса радиоактивных продуктов в окружающую среду, при котором на границе зоны планирования защитных мероприятий и за её пределами создаются дозы облучения населения, требующие его эвакуации. Величина этой вероятности не должна быть больше 10^-7 на один реактор в год. Что касается разработки руководства по управлению авариями, то оно также должно разрабатываться на основе представительных сценариев запроектных аварий с тяжелыми последствиями.

Таким образом, и в стандарте МАГАТЭ NS-R-1 и в ОПБ-88/97 никакие тяжелые запроектные аварии не исключаются из рассмотрения в проекте. Только для одних на основе отобранных сценариев разрабатываются дополнительные технические решения, а другие учитываются в руководствах по управлению авариями на основе представительных сценариев.

Состояния расширенного проекта в стандарте SSR-2/1 определены как аварийные состояния, которые не рассматриваются в рамках проектных аварий, но которые рассматриваются в процессе проектирования станции на основе методологии наилучших оценок и для которых выбросы радиоактивных веществ удерживаются в приемлемых пределах. Состояния расширенного проекта могут включать тяжелые аварии.

Для них в стандарте SSR-2/1 установлено требование, согласно которому с  целью дальнейшего улучшения безопасности атомной электростанции на основе инженерных оценок, детерминистских и вероятностных оценок должен быть получен ряд состояний расширенного проекта, которые увеличивая способность станции противостоять без недопустимых радиологических последствий авариям, которые являются более серьезными, чем проектные аварии, или включают дополнительные отказы. Эти условия расширенного проекта должны использоваться для идентификации дополнительных сценариев аварий, которые должны быть рассмотрены в проекте, и планирования реальных мер для предотвращения таких аварий или ослабления их последствий, если они произойдут.

Введение нового термина существенно изменило его содержание по сравнению с прежним термином «запроектные аварии». Приведенное выше определение состояний расширенного проекта в стандарте SSR-2/1 ограничивает круг таких состояний только теми, которые рассматриваются в проекте на основе методологии наилучших оценок и для которых выбросы должны быть ограничены приемлемыми пределами. Это как бы еще один набор проектных аварий, выбор которых стандартом не определен и, следовательно, оставлен на усмотрение разработчика, эксплуатирующей организации и регулирующего органа.

На основе этого дополнительного к проектным авариям набора более тяжелых сценариев разрабатываются дополнительные технические меры по их предотвращению, а также меры по управлению авариями, если предотвращение не удалось. Весь остальной набор тяжелых запроектных аварий считается практически исключенным на основе введенного в этом стандарте принципа исключения.

В стандарте SSR-2/1 установлено, что в целях обеспечения безопасности атомной электростанции в проекте применяется принцип, предусматривающий принятие практических мер по ослаблению последствий ядерных или радиационных аварий (Принцип 9 [3])в следующем виде: цепочки событий на станции, которые могут привести к высоким дозам облучения или радиоактивным выбросам, должны быть практически исключены, а цепочки событий с существенной частотой возникновения не должны иметь никаких или только незначительные потенциальные радиологические последствия. При этом под практическим исключением понимается физическая невозможность события или его крайне низкая вероятность с высоким уровнем доверия. Существенная цель состоит в том, чтобы потребность в мерах по  внешнему вмешательству для ослабления радиологических последствий была ограничена или даже устранена в техническом смысле, хотя такие меры могут все еще требоваться ответственными властями.

Приведенный принцип практического исключения нежелательного события из рассмотрения в проекте из-за неопределенности его второй части напоминает существовавшую до чернобыльской аварии концепцию, так называемых, гипотетических аварий, возможность которых не учитывалась в проектах АЭС в силу их малой вероятности. Чернобыльская авария опровергла жизнеспособность этой концепции, в связи с чем была полностью пересмотрена существовавшая до чернобыльской аварии концепция безопасности АЭС и любые аварии независимо от их вероятности стали рассматриваться в проектах в том или ином виде.

В ОПБ-88/97 имеется несколько принципов исключения, но они существенно отличаются от представленного выше принципа практического исключения стандарта SSR-2/1. Первый принцип исключения содержится в п.1.2.14 ОПБ-88/97, согласно которому для запроектных аварий,  на базе перечня, устанавливаемого  в соответствии с п.1.2.16,  в проекте РУ и АС должны  быть предусмотрены меры по управлению этими авариями,  если они  не  исключены на основе свойств внутренней самозащищенности реактора и принципов его устройства. Этот принцип совпадает с первой частью принципа практического исключения стандарта SSR-2/1, ибо предусматривает исключение из рассмотрения в проекте АЭС события на основе его физической невозможности.

Второй принцип исключения содержится в п.1.2.16 ОПБ-88/97. Согласно этому принципу, если анализ последствий запроектных аварий с оценкой вероятности  выбросов не подтверждает выполнение п.1.2.17 (т.е, что вероятность выброса, требующего эвакуации населения  за пределами зоны планирования защитных мероприятий, устанавливаемой в соответствии с нормативными требованиями к размещению АС, меньше 10^-7 на реактор в год), то необходимо предусмотреть в проекте дополнительные технические решения по управлению  авариями  с  целью ослабления их последствий. Т.е. этим принципом исключается лишь необходимость предусматривать в проекте дополнительные технические решения по управлению  авариями  с  целью ослабления их последствий. В руководстве же по управлению авариями даже такие маловероятные аварии должны учитываться на основе представительных сценариев. Кстати, правильность этого положения теперь подтверждена также аварией на АЭС Фукусима в Японии, для которой произошедшая  в марте 2011 года авария была гипотетической, так как не учитывалась в проекте ни в части технических, ни в части организационных мер.

Третий принцип исключения, содержащийся в ОПБ-88/97, прописан в сноске к п.1.2.12. Его можно назвать расшифровкой последней части первого принципа, касающейся принципов устройства реактора. Он относится к учету в проекте разрывов корпусов оборудования. Согласно этому принципу разрывы корпусов оборудования и сосудов, изготовление  и эксплуатация которых осуществляется в соответствии с самыми высокими  требованиями  федеральных  норм и правил в области использования атомной энергии,  в число   исходных событий не  включаются. При этом  должно  быть  показано, что  вероятность разрушения корпуса  реактора не превышает   10^-7 на реактор в год.

Все  эти принципы исключения, содержащиеся в ОПБ-88/97, носят конкретный характер и не имеют ничего общего с не оправдавшей себя концепцией гипотетических аварий. По этой причине этот подход должен сохраниться и будущем.

В заключение отметим, что принцип 9 из стандарта [3], на который делается ссылка в стандарте SSR-2/1, относится к аварийной готовности и аварийному реагированию и не содержит обсуждавшейся выше концепции практического исключения.

1.     INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, safety of nuclear power plants: design. No. SSR-2/1, Vienna, 2012.
2.     INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Safety of Nuclear Power Plants: Design, Safety Standards Series No. NS-R-1, IAEA, Vienna (2000).
3.     INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Fundamental safety principles. Safety Standards Series No. SF-1, IAEA, Vienna, 2006. (официальный русский перевод: основополагающие принципы безопасности. Вена, 2007)